多成分硝酸塩水溶液の気液平衡実験

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 多成分硝酸塩水溶液の気液平衡実験
• Author/Editor: 吉田 一雄; 阿部 仁
• Author Heading: 吉田 一雄; 阿部 仁
• Publication Date: 2013-12
• Publication Date (W3CDTF): 2013-12
• Alternative Title: Experiments for liquid/vapor equilibrium of multicomponent nitrate solution
• Periodical title: JAEA-Technology 2013-035
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失による放射性廃液を内包する貯槽の冷却機能の喪失で、廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価する上では、貯槽を含めた施設内で水蒸気等の熱流動およびエアロゾルの挙動を解析する必要がある。事故解析では、沸騰で生じる水および硝酸の蒸発量は、乾固までの時間余裕、放射性物質の気相への移行量を左右する重要なパラメータであり、これを精度よく求めるには、硝酸の気液平衡に関するデータが不可欠である。本報では、再処理廃液の組成を模擬した異なる2種類の多成分硝酸塩水溶液の気液平衡データの取得を試みた結果を報告する。; Boiling accidents of reprocessed liquid wastes are postulated to be occurred caused by the loss of cooling function for waste storage tanks due to a total loss of AC power persisting over a long period of time at fuel reprocessing facilities. Some amounts of radioactive materials could be released from facilities by vapor flow from a boiling liquid waste storage tank. Thermal-hydraulic behavior of water and nitric acid vapor and aerosol behaviors in compartments of facility building are needed to be analyzed for assessing amount of released radioactive materials to outside of facilities. The amount of water and nitric acid vapor, which is one of key parameters to estimate the duration of evaporation to dryness and the amounts of transferring radioactive materials, is calculated based on the liquid/vapor equilibrium data of liquid wastes. This report described the experiment details and its results to obtain the equilibrium data of multicomponent nitrate solution.
• Source: /JAEA-Technology-2013-035.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Technology-2013-035.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失による放射性廃液を内包する貯槽の冷却機能の喪失で、廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価する上では、貯槽を含めた施設内で水蒸気等の熱流動およびエアロゾルの挙動を解析...