Assessment of plutonium accumulation in mixer settlers and its effect on criticality safety for co-decontamination process in fuel reprocessing
- 1. Japan Atomic Energy Research Inst., Tokai, Ibaraki (Japan). Tokai Research Establishment
Description
Build up of Pu in a co-decontamination process of fuel reprocessing due to shift of process parameters from normal conditions and its effect on nuclear criticality of the system were investigated with computer codes. Being based on the flow sheet of a Purex reprocessing plant, the calculation shows that Pu accumulates mainly in the aqueous phase of extraction stages under the conditions in which concentration of U increases in the organic phase, i.e. a decrease of the extractant flow rate or the TBP concentration, an increase of feed flow rate or U concentration, or a decrease of scrub acidity. Relating the maximum Pu concentration and the time required for maximum build up to the change of the flow sheet conditions, an effective neutron multiplication factor keff of the system involving Pu build up was calculated for the first mixer-settler bank of a model plant. The analysis revealed that the extractor would become critical in approximately 45 h at earliest provided that shift of the parameters stayed within a specified range during operation. Required performance of the process control instruments, safety margin in concentration limit, and other operation safety considerations necessary for the prevention of Pu build up in the extraction bank are discussed. (author)
Availability note (English)
Available from DOI: https://doi.org/10.3327/jaesj.28.543Abstract (Japanese)
核燃料サイクル施設の安全設計、安全評価の重要項目の1つとして臨界安全がある。リスク評価の観点からは、過去の臨界事故例において、重遮蔽を有する施設内で発生し、放射能閉じ込め機能が維持された場合には、従業員および公衆の放射線被曝が極めて少ないことは重視すべきであろう。しかし、その反面、事故に伴う施設の運転停止、セル内汚染除去に要する経費、さらには施設安全性に対する信頼性の低下等、その影響は過小評価できない。大型再処理工場では、主要機器の大容量化が図られるため、臨界安全設計における全濃度安全形状寸法の採用は困難となり、各種条件の制限を伴った工程管理による設計思想が重要となる。そのような設計においては、機器形状、配置のみならず、あらかじめ工程の定常運転時および異常運転時(制御系機器の性能変化、故障、誤操作等による)における工程内核燃料物質の挙動を把握し、計測制御システム性能と臨界条件との関係を十分検討して妥当な制限値等の設定が行われる。再処理の主工程である抽出工程では、種々の組成に調整した溶液をあらかじめ設定された流量で抽出器内に注入し、化学反応と物質移動により目的とする物質収支が達成できるように連続運転を行なっている。したがって、溶液中の成分濃度や流量の変動は抽出器内の各物質の濃度分布に直接反映する。共除染工程においては定常運転条件下でPuはUと共抽出され、濃度が増大しないため、従来の軽水炉燃料再処理施設ではPu濃度が臨界安全上十分低いとしてU系のみについて臨界安全設計を行なっている。しかし、U(VI)とPu(IV)のリン酸トリブチル(TBP)による抽出特性には差があることから、PuがUとは別挙動をとり、濃縮されるフローシート条件があり得ることは予想できる。Rozenら、Poczynajloらは共除染工程において、Pu濃度が増大する条件について理論計算により解析し、KfKのOchsenfeldらも同様に解析と実験により確認した。本稿では、臨界安全性の観点から、計算コードを用いた共除染工程抽出器内におけるPu蓄積現象と臨界条件の関係の解析と、工程条件を臨界安全な範囲内に管理するのに必要な計測機器·制御系の性能条件について考察した結果を述べる。 (著者)Additional details
Additional titles
- Original title (Japanese)
- 再処理共除染工程におけるプルトニウム蓄積と臨界安全性の評価
Identifiers
- DOI
- 10.3327/jaesj.28.543;
Publishing Information
- Journal Title
- Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi
- Journal Volume
- 28
- Journal Issue
- 6
- Journal Page Range
- p. 543-550
- ISSN
- 0004-7120
- CODEN
- NGEGAL
INIS
- Country of Publication
- Japan
- Country of Input or Organization
- Japan
- INIS RN
- 54003896
- Subject category
- S11: NUCLEAR FUEL CYCLE AND FUEL MATERIALS;
- Descriptors DEI
- BUILDUP; CRITICALITY; DECONTAMINATION; MIXER-SETTLERS; PLUTONIUM COMPOUNDS; PUREX PROCESS
- Descriptors DEC
- ACTINIDE COMPOUNDS; CLEANING; EQUIPMENT; EXTRACTION APPARATUSES; REPROCESSING; SEPARATION EQUIPMENT; SEPARATION PROCESSES; TRANSURANIUM COMPOUNDS
Optional Information
- Notes
- This record replaces 18050440