Sodium fire collaborative study progress; CNWG fiscal year 2021

Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕

SAND2021-15469 (Internet), 45 Pages, 2021/12

https://doi.org/10.2172/1834703

本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2021年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた2021年度のMELCOR解析の方向性について述べる。

Status of study of long-term assessment of transport of radioactive contaminants in the environment of Fukushima (FY2018) (Translated document)

長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.

JAEA-Research 2020-007, 249 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-007.pdf:15.83MB

2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力(現東京電力ホールディングス)福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出された。この事故により放出された放射性核種は、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌などが生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することで空間線量率が上がってしまうのではないか(外部被ばくに関する懸念)、森林から河川に流出した放射性セシウムが農林水産物に取り込まれることで被ばくするのではないか、規制基準値を超えて出荷できないのではないか(内部被ばくに関する懸念)などの懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。日本原子力研究開発機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。

HEPA filter clogging and volatile material release under solvent fire accident in fuel reprocessing facility

大野 卓也; 渡邊 浩二; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

福島第一原子力発電所事故以降、重大事故に対する対応策が日本における原子力施設の認可要件として求められている。セル内溶媒火災は重大事故の一つとして定義された。溶媒が燃焼すると煤を含むエアロゾルが発生する。これらは、換気系HEPAフィルタを目詰まらせ、差圧の上昇によって破損を生じさせる可能性がある。さらに、火災は、HEPAフィルタを通過する揮発性を有するガス状の放射性物質を放出させる可能性もある。これらの現象は、施設が有する閉じ込め機能の健全性及び公衆の被ばくを評価する上で重要である。我々は、溶媒火災に伴う目詰まり挙動とエアロゾルの放出挙動及び揮発性物質の放出挙動に着目して検討を行ってきた。本報告では、最近の研究における試験データと評価結果を報告する。

Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration

高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06

http://doi.org/10.1299/mej.16-00577

ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。

Hazard curve evaluation method development for a forest fire as an external hazard on nuclear power plants

岡野 靖; 山野 秀将

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1102662

森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。

Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration

大野 修司; 高田 孝; 田嶋 雄次*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

ナトリウム冷却高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼状況のうち一つの重要なセル間通気影響の観点に着目して、2セル体系におけるナトリウムプール燃焼と熱移行に関する研究を行った。開口を介して水平方向に配置された2セル体系でのナトリウム燃焼と付随する熱流動挙動について、実験計測値と多セル解析コードSPHINCSによる数値解析の両面から分析・調査した結果をまとめる。

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against external hazards for sodium-cooled fast reactors, 3; Numerical simulations of forest fire spread and smoke transport as an external hazard assessment methodology development

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

The Oxidation performance test of detritiation system under existence of CO and CO

小林 和容; 寺田 修*; 三浦 秀徳*; 林 巧; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.476 - 479, 2005/07

https://doi.org/10.13182/FST05-A969

ITERのトリチウムに関する安全を確証するうえで、トリチウム除去設備の通常運転時及び異常発生時における水素及びメタン形のトリチウムの除去性能を確認することは非常に重要である。ITERのトリチウム除去設備は、触媒酸化水分吸着方式であり、水素やメタン形のトリチウムを触媒酸化して水形に転換した後、水分を吸着除去する。本方式のトリチウム除去設備の通常運転時の性能については十分実証されているものの、火災等の異常時における酸化性能を実証するデータは非常に少ない。そこで火災時に発生しうる一酸化炭素及び二酸化炭素を共存させて水素及びメタンに対する酸化性能試験を実施した。実験に用いた装置の通常の雰囲気下における水素及びメタンの酸化性能は、それぞれ99.99%及び99.9%以上であるが、最大30%の二酸化炭素共存下における水素及びメタンの酸化性能が通常時性能と同等であることを確認した。また、10%の一酸化炭素共存下でも通常時性能と同等の性能が得られており、影響がないことを確認した。

Development of environment for remote participation in fusion research on JT-60

大島 貴幸; 内藤 磨; 濱松 清隆; 射場 克幸; 佐藤 稔; 坂田 信也; 次田 友宣; 松田 俊明; 岩崎 慶太*; 軽部 行洋*; et al.

Fusion Engineering and Design, 71(1-4), p.239 - 244, 2004/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2004.04.040

原研JT-60では、全国に分散した大学及び他研究機関の核融合研究のエキスパートを結集し、JT-60に遠隔研究参加し、遠隔実験,遠隔解析,遠隔計測を行える階層的遠隔研究システムの構築を進めている。遠隔研究参加環境として、ビデオ会議システム,実験風景ストリーミングシステム,遠隔計測システム,遠隔プラズマ解析システムを開発及び運用している。ビデオ会議システムは、H.320プロトコルを用いたISDN回線を使ったもので、海外との運用実績が数多くある。現在は、H.323プロトコルを用いたインターネット上でのテレビ会議システムに移行しつつある。また、ストリーミングシステムはReal Systemを使用しJT-60中央制御室の様子を配信している。遠隔計測は、WSで構成される遠隔計測システムに置き換え、Xウィンドウ機能を使って外部からアクセスが可能となった。また、VizAnalysisとVizSquareとよばれる、遠隔解析のためのソフトウェアシステムを開発した。現在は、コンピュータネットワーク上のセキュリティ対策や新たな通信ツールを開発し、最終的にはITERの遠隔実験参加を視野に入れたシステムの開発を行っている。