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論文

In-depth analysis for uncertain phenomena on fission product transport in the OECD/NEA ARC-F project

Lind, T.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 丸山 結

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03

The accident progression and fission product release from the three damaged units of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant were systematically investigated in the OECD/NEA BSAF project phases 1 and 2. As a result of those investigations, a good progress was achieved in establishing defendable accident scenarios and the corresponding fission product releases to the environment. Nonetheless, there are some areas requiring further work, particularly concerning fission product behavior. They are addressed in the OECD/NEA project "Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi NPS" (ARC-F). Based on the outcome of the BSAF project, several focus areas were selected for further investigations in the ARC-F project, one of them being the behavior of fission products and source term. In this paper, five topics which were ranked with a high significance as open issues based on the BSAF project regarding fission product behavior are discussed: i) fission product speciation, ii) iodine chemistry, iii) pool scrubbing, iv) fission product transport and behavior in the buildings, and v) uncertainty analysis and variant calculations. Significant progress has been made in these five topics in the ARC-F project. In this paper, background is given for choosing these topics for specific investigations based on the outcome of the BSAF project. The topics are described and the approach to study them in the ARC-F given along with some exemplary, preliminary results. Finally, the readers' attention is drawn to open issues which are not included in the ARC-F work scope and could need further attention.

論文

Revaporization behavior of cesium and iodine compounds from their deposits in the steam-boron atmosphere

Rizaal, M.; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 井元 純平; 逢坂 正彦; Gou$"e$llo, M.*

ACS Omega (Internet), 6(48), p.32695 - 32708, 2021/12

This paper presents our investigation on cesium and iodine compounds revaporization from cesium iodide (CsI) deposits on the surface of stainless steel type 304L, which were initiated by boron and/or steam flow. A dedicated basic experimental facility with a thermal gradient tube (TGT) was used for simulating the phenomena. The number of deposits, the formed chemical compounds, and elemental distribution were analyzed from samples located at temperature range 1000-400 K. In the absence of boron in the gas flow, it was found that the initial deposited CsI at 850 K could be directly re-vaporized as CsI vapor/aerosol or reacted with the carrier gas and stainless steel (Cr$$_{2}$$O$$_{2}$$ layer) to form Cs$$_{2}$$CrO$$_{4}$$ on the former deposited surface. The latter mechanism consequently gave a release of gaseous iodine that was accumulated downstream. After introducing boron to the steam flow, a severe revaporization of iodine deposit at 850 K occurred (more than 70% initial deposit). This was found as a result of the formation of two kinds of cesium borates (Cs$$_{2}$$B$$_{4}$$O$$_{7}$$$$cdot$$5H$$_{2}$$O and CsB$$_{5}$$O$$_{8}$$$$cdot$$4H$$_{2}$$O) which contributed to a large release of gaseous iodine that was capable of reaching outlet of TGT ($$<$$ 400 K). In the case of nuclear severe accident, our study have demonstrated that gaseous iodine could be expected to increase in the colder region of a reactor after late release of boron or a subsequent steam flow after refloods of the reactor, thus posing its near-term risk once leaked to the environment.

論文

Numerical analysis for FP speciation in VERDON-2 experiment; Chemical re-vaporization of iodine in air ingress condition

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 163, p.108587_1 - 108587_9, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In the late phase of severe accident in light water reactor nuclear power station, re-mobilization of fission products (FPs) has a significant impact on the source term because most portion of FPs is retained in reactor coolant system and/or containment vessel. Recently, VERDON-2 experiment showed noticeable re-vaporization, which was one of the re-mobilization phenomena, of iodine under air ingress condition, but this mechanism has not been identified yet. The present study numerically investigated the FPs behaviors in VERDON-2 experiment with the mechanistic FPs transport analysis code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to further understand nature for FPs behavior, especially iodine re-vaporization under air ingress condition. Consequently, this analysis reproduced the deposition profile of cesium, one of important FPs in the source term, along the thermal gradient tube (TGT) in the experiment, which revealed that cesium was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ and Cs$$_{2}$$Te after the release of molybdenum and tellurium was activated. Regarding iodine as another important FP, formation of CsI was predicted in steam condition. The CsI was transported and partly deposited and condensed onto the TGTs and other components of the VERDON facility. Under the air ingress condition, the present analysis showed the agreement for iodine re-vaporization in the experiment and revealed its mechanism; the deposits of iodide were chemical re-vaporized as molecular iodine (I$$_{2}$$) gas by redox reaction with competitive elements such as molybdenum, chromium and tellurium.

論文

Development and testing of a delayed gamma-ray spectroscopy instrument utilizing Cf-252 neutrons evaluated for nuclear safeguards applications

Rodriguez, D.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Nonneman, S.*; Rossi, F.; 高橋 時音

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1014, p.165685_1 - 165685_10, 2021/10

Under the MEXT subsidy on research for improving nuclear security related development, we designed the Delayed Gamma-ray Californium Test (DGCT) instrument. From He-3 count-rate experiments performed in collaboration with the European Commission Joint Research Centre, we show the effective neutron flux entering the sample space. Further, we show delayed gamma-ray spectra of both U and Pu samples as well as a comparison to the background from Cf activation of the environment. Finally, we make comparisons to earlier spectra obtained using PUNITA, including relative fission capability, spectral signature, and mass correlations.

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for unit 3

Lind, T.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 西 義久*; 玉置 等史; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; Andrews, N.*; Sevon, T.*

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111138_1 - 111138_12, 2021/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:81.22(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、5か国8組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて3号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の3号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、大きく炉心損傷の進展があったであろう時期に繰り返し行われた格納容器ベント操作や冷却水注水の試みという3号機の特徴に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。さらにFP移行挙動解析と格納容器内で測定された線量の比較、またI-131及びCs137の環境への放出量とWPSPEEDIコードによる解析結果との比較を行った。

論文

Evaluation of high-energy delayed gamma-ray spectra dependence on interrogation timing patterns

Rodriguez, D.; Bogucarska, T.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Pedersen, B.*; Rossi, F.; 高橋 時音; Varasano, G.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 997, p.165146_1 - 165146_13, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.03(Instruments & Instrumentation)

Under the MEXT subsidy to strengthen nuclear security related research, the ISCN is developing delayed gamma-ray spectroscopy (DGS) for nuclear safeguards. Here we present results from experiments using the PUNITA instrument in collaboration with JRC-Ispra to evaluate the gamma-ray spectral dependence on interrogation time patterns and number of cycles. Specifically, we investigated the observable gamma rays useful to quantify the $$^{239}$$Pu and $$^{235}$$U contributions. Of the time patterns tested in this study, we determined that irradiating the sample for 60-$$s$$ followed by a gamma-ray measurement of 60-$$s$$ was the best for a comparable one-hour total interrogation time.

論文

Phenomena identification ranking tables for accident tolerant fuel designs applicable to severe accident conditions

Khatib-Rahbar, M.*; Barrachin, M.*; Denning, R.*; Gabor, J.*; Gauntt, R.*; Herranz, L. E.*; Hobbins, R.*; Jacquemain, D.*; 丸山 結; Metcalf, J.*; et al.

NUREG/CR-7282, ERI/NRC 21-204 (Internet), 160 Pages, 2021/04

The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) is preparing to accept anticipated licensing applications for the commercial use of accident tolerant fuel (ATF) in commercial nuclear power plants in the United States. It is the objective of the NRC to evaluate the effects of ATF designs on severe accident behavior, and to determine potential changes to the NRC severe accident analysis computer codes that would simulate plant conditions using ATFs commensurate with the accuracy in accident analyses involving conventional fuels. This report documents the development of Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRTs) for near-term ATFs under severe accident conditions in light water reactors (LWRs). The PIRTs were developed by a panel of experts for various near-term ATF design concepts (i.e., FeCrAl cladding, zirconium alloy cladding coated with chromium, and Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ dopants in uranium dioxide fuels) in addition to the impacts from fuel enrichment and burnup. Panel members also considered the severe accident implications of the longer-term ATF concepts. The main figures-of-merit considered in this ranking process are the amount of fission products released into the containment and the quantity of combustible gases generated during an accident. Special focus is given to whether existing severe accident codes and models would be sufficient as applied to LWRs employing these fuels, and whether additional experimental studies or model development would be warranted.

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2020-032, 97 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-032.pdf:4.16MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原発炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO$$_{2}$$-SUS系やUO$$_{2}$$-Zr(ZrO$$_{2}$$)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

論文

Experimental study on transport behavior of cesium iodide in the reactor coolant system under LWR severe accident conditions

宮原 直哉; 三輪 周平; Gou$"e$llo, M.*; 井元 純平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1287 - 1296, 2020/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:62.87(Nuclear Science & Technology)

主にガス状ヨウ素の生成メカニズムに着目して原子炉冷却系におけるCsIの移行挙動を明らかにするため、温度勾配管を用いたCsIの移行再現実験を実施し、沈着物及び浮遊物の詳細分析を行った。その結果、ガス状ヨウ素が高温領域におけるCs-I-O-H反応体系の気相反応により生成し、速度論の効果によって化学形態を大きく変化させずに下流の低温領域に移行すること、凝縮したCsIの化学反応、すなわち、Cs$$_{2}$$CrO$$_{4}$$化合物が生成する壁面への沈着CsIとステンレス鋼の化学反応、またはエアロゾルとなったCsIと水蒸気との化学反応により、ガス状ヨウ素が生成することを明らかにした。

論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2019-035, 61 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-035.pdf:2.9MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO$$_{2}$$-SUS系やUO$$_{2}$$-Zr(ZrO$$_{2}$$)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

報告書

Fission product chemistry database ECUME version 1.1

性能高度化技術開発グループ

JAEA-Data/Code 2019-017, 59 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-017.pdf:3.26MB
JAEA-Data-Code-2019-017-appendix(CD-ROM).zip:0.09MB

核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUME($$underline{E}$$ffective $$underline{C}$$hemistry database of fission products $$underline{U}$$nder $$underline{M}$$ultiphase r$$underline{E}$$action)は、軽水炉等の原子力施設の重大事故時のFP挙動を支配する化学挙動を評価するために必要な化学反応速度定数データセットCRK (dataset for $$underline{C}$$hemical $$underline{R}$$eaction $$underline{K}$$inetics)、要素モデルセットEM ($$underline{E}$$lemental $$underline{M}$$odel set)、そして熱力学データセットTD ($$underline{T}$$hermo$$underline{D}$$ynamic dataset)の3つのデータセットを格納している。ECUME ver. 1.1は、特に東京電力福島第一原子力発電所の廃炉やそれを受けた軽水炉の安全性向上の取り組みにおいて重要なセシウム, ヨウ素を主な対象として、これらの炉内分布や環境放出量をより正確に評価できるように整備したものである。

論文

Advances in fuel chemistry during a severe accident; Update after Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident

倉田 正輝; 逢坂 正彦; Jacquemain, D.*; Barrachin, M.*; Haste, T.*

Advances in Nuclear Fuel Chemistry, p.555 - 625, 2020/00

福島第一原子力発電所(FDNPS)事故後、燃料化学の重要性が再認識された。運転員による最大限の事故防止・拡大防止の試みもあり、3つのユニットの事故進展の間に大きな違いがあることが福島第一原子力発電所の調査及び解析により明らかになった。燃料デブリの特性はこの事故進展の違いに大きく影響されると考えられ、TMI-2事故の解析と模擬実験に基づく典型的事故シナリオから予想されるものとは異なる。非典型的条件含め、シビアアクシデント(SA)に対する知見を適切に改良するため、燃料・炉心溶融崩落と核分裂生成物(FP)挙動の現象論の改良が必須であり、燃料化学の進展は最も根源的なアプローチとなる。本レビューはFDNPS事故後の最近のアップデートと残された課題に焦点を当てた。

論文

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。

論文

Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions

宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.11(Nuclear Science & Technology)

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。

論文

Progress of neutron-capture cross-section measurements promoted by ImPACT project at ANNRI in MLF of J-PARC

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2018-001, p.199 - 203, 2018/12

ImPACTプロジェクトにおいて、長寿命核分裂生成物の中の$$^{135}$$Csについて、その中性子捕獲断面積測定をJ-PARCのMLF施設内に設置されているANNRI装置を用いて進めている。将来の測定のために$$^{79}$$Seサンプルの整備可能性の検討と並行して、安定Se同位体核種について、それらの中性子捕獲断面積測定も進めている。本発表では、放射性$$^{135}$$Cs試料の整備とそれを用いた照射試験、安定Se同位体の断面積測定などについて報告する。

論文

CeO$$_{2}$$を母材とするCsI含有模擬燃料の作製と性状評価

高松 佑気*; 石井 大翔*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 黒崎 健*

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.106 - 110, 2018/12

揮発性核分裂生成物(FP)であるセシウム(Cs)の燃料中の物理化学状態や燃料からの放出挙動を評価するために必要なCs含有模擬燃料の調製技術を確立することを目的として、放電プラズマ焼結(SPS)法を用いてウランの模擬物質であるセリウム化合物(CeO$$_{2}$$)にヨウ化セシウム(CsI)を含有させた模擬燃料の作製試験を実施した。SPSの条件を最適化することで、CsIが直径数マイクロメートルの球状析出物としてCeO$$_{2}$$母相内に分散する焼結体が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。

報告書

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

論文

Influence of chemical speciation in reactor cooling system on pH of suppression pool during BWR severe accident

塩津 弘之; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.363 - 373, 2018/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.17(Nuclear Science & Technology)

The influences of chemical speciation for Cs-I-Te-Mo-Sn-B-C-O-H system, simulating a state in the reactor cooling system (RCS) of BWR, on pH of the suppression chamber (S/C) water pool were analytically investigated with PHREEQC code. Major conditions were chosen on the basis of the outputs from a BWR severe accident analysis by THALES2 code and chemical thermodynamic analysis with VICTORIA2.0 code. The chemical thermodynamic analysis showed that the chemical speciation of important volatile FPs, Cs and I, was strongly influenced by Mo and B$$_{4}$$C control material. As a consequence, pH of the S/C water pool was predicted to range from approximately 6 to 10, depending on the fraction of volatile FPs transported from the RCS to the S/C water pool and the H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O ratio associated with the oxygen potential. It was implied that the formation of volatile I species such as I$$_{2}$$ in the S/C water pool was larger by 3 orders at the lowest pH than that at the highest pH.

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