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J-GLOBAL ID:201802236016630259   整理番号:18A0499161

再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での気体状ルテニウムの凝縮水への移行速度に係る相関式の導出

Development of Correlation of Gaseous Ruthenium Transfer Rate to Condensed Water in Accident of Evaporation to Dryness by Boiling of Reprocessed High Level Liquid Waste in Fuel Reprocessing Facilities
著者 (5件):
資料名:
号: 2017-015  ページ: WEB ONLY  発行年: 2018年01月 
JST資料番号: U0304A  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)
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再処理施設では,重大な事故の一つとして全交流電源の喪失等により長時間にわたり冷却機能が失われると,貯槽中の高レベル放射性廃液が沸騰し,乾固に至る事故(蒸発乾固事故)が想定される。廃液の沸騰により硝酸及び水が蒸発することで濃縮が進み,廃液温度が120°C以上になる沸騰晩期から乾固段階において気体状ルテニウム(Ru)が発生し,それが硝酸-水混合蒸気(以下,混合蒸気という)の凝縮に伴い凝縮液中に移行することが,実廃液及び模擬廃液を用いた実験で確認されている。貯槽から流出した混合蒸気は建屋内の構造物壁面で除熱され凝縮する。この際に気体状Ruは凝縮水に移行することが想定され,建屋内でのRuの移行量を定量化する上で,混合蒸気の凝縮過程でのRuの移行の定量的な模擬が重要である。このような観点から,気体状のRuを含む混合蒸気の凝縮に伴い気体状Ruの凝縮水への移行量を測定する実験が実施されている。本報では,この実験で得られたデータを基に,実測不能な実験装置内の蒸気流速等を熱流動解析結果から推定し,気体状Ruの凝縮水への移行速度に係る相関式を導出した結果について述べる。さらに,同相関式を実機規模の事故解析結果に適用し,Ruの凝縮水への移行量の評価を試みた。(著者抄録)
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分類 (1件):
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核燃料再処理 
引用文献 (12件):
  • 「再処理施設における放射性物質移行挙動に係る研究」運営管理グループ、“再処理施設における放射性物質移行挙動に係る研究報告書” (2014).
  • M. Philippe, J.P. Mercier, J.P. Gue, ′′Behavior of Ruthenium in the Case of Shutdown of the Cooling System of HLLW Storage Tanks,′′ Proc. of 21th DOE/NRC Nucl. Air Cleaning Conf., San Diego, CA, Aug., 1990, NUREG/CP-0116, Vol 2, pp.831-843 (1990).
  • T. Kato et al., ′′Study on volatilization mechanism of ruthenium tetroxide from nitrosyl ruthenium nitrate by using mass spectrometer”, J. Nucl. Mater., 479, 123-129 (2016).
  • 日本原燃株式会社、“II.重大事故の等の拡大の防止等に関する有効性評価 3.異常な水準の放出防止対策” https://www.nsr.go.jp/data/000057151.pdf (2015).
  • 吉田 一雄、「重大事故対処策を考慮した実規模再処理施設の蒸発乾固事故解析」, JAEAResearch 2016-004 (2016), 15p.
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