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J-GLOBAL ID：201002258661845694   整理番号：10A0915346

核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査(VI)「溶融ガラスの漏えい」事故時の放射性物質移行率の調査・検討

Research on Consequence Analysis Method for Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Fuel Cycle Facilities (VI)

著者 (5件)： 林芳昭 (日本原燃) ,  林和也 (三菱重工業) ,  瀬川智史 (日本原燃) ,  関根啓二 (日本原燃) ,  松岡伸吾 (日本原燃)
資料名： 日本原子力学会和文論文誌  (Transactions of the Atomic Energy Society of Japan)
巻： 9  号： 3  ページ： 339-346  発行年： 2010年09月01日 
JST資料番号： L4596A  ISSN： 1347-2879  CODEN： JNSTAX  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 国内外の溶融炉の通常運転時における放射性物質の廃ガスへの移行率,「溶融ガラスの漏えい」事故評価に用いられた移行率および固化ガラスを溶融温度にまで昇温させた実験から得られる移行率に関わる入手文献について概要を述べた。さらに,これらのデータを使用して計算した事故時の溶融ガラスからの移行率の結果を示した。今までの日本での設計基準事故評価においては,RuおよびCsについては1が用いられてきた。これらの値は溶融炉の通常運転時におけるオフガス系への移行率を参考に,さらに保守側に設定されている。通常運転時の移行率は,国内外の文献によれば,Ruで0.11~0.21,Csで4.8×10^-3~3.8×10^-2と報告されている。しかし,これらの移行は主として廃液が溶融炉内で蒸発から仮焼までの間に発生しており,溶融ガラスからの移行は小さいことが,文献結果から確認された。このため,加熱溶融したガラスが漏えい後冷却されるまでの間の移行率をGrayおよびWalmsleyらの実験結果である高温固化ガラスからの揮発性データを参考にして計算した。この結果,温度が降下することなく,瞬時に台車表面1m²上に広がりつつ漏えいが継続するという最も厳しい仮定のもとにCsの移行率として1×10^-3,Ruの移行率として5×10^-5,Srおよびマイナーアクチニド元素に対しては<10^-8が得られた。これらの値はまだ安全裕度を有していると考えられるが,今まで用いられてきた値に比べれば現実に近づいた値である。

シソーラス用語： 原子力施設 ,  核燃料サイクル ,  事故 ,  安全評価 ,  リスク評価 ,  ホウケイ酸ガラス ,  融解 ,  メルト ,  *ガラス固化 ,  *高レベル廃棄物 ,  漏れ ,  セシウム ,  ルテニウム ,  *環境放射性核種移動 ,  放射性物質 ,  放射能放出 ,  液体廃棄物
準シソーラス用語： 確率論的安全評価 ,  溶融

分類 (2件)： 放射性廃棄物  (MB05000Y) ,  核燃料再処理  (MD08050C)

引用文献 (21件)：

• YOSHIDA, K. Research on the State-of-the-art of Probabilistic Safety Assessment for Non-reactor Nuclear Facilities. 2007, I
• YOSHIDA, K. Research on the State-of-the-art of Probabilistic Safety Assessment for Non-reactor Nuclear Facilities. 2007, II
• YOSHIDA, K. Research on the State-of-the-art of Accident Consequence Analysis Method for Non-reactor Nuclear Facilities. 2007, I
• UEDA, Y. Research on consequence analysis method for probabilistic safety assessment of nuclear fuel facilities (I)-Review of abnormal events in a reprocessing plant-. Trans. At. Energy Soc. Jpn. 2010, 9, 1, 52-59
• YOSHIDA, K. Research on consequence analysis method for probabilistic safety assessment of nuclear fuel facilities (II)-Basic experimental data aerosol release fraction and trial analysis in boiling event of radioactive solution-. Trans. At. Energy Soc. Jpn. 2010, 9, 1, 60-70

タイトルに関連する用語 (10件)： 核 ,  燃料 ,  施設 ,  事故 ,  評価手法 ,  調査 ,  溶融ガラス ,  漏えい ,  放射性物質 ,  移行