保管廃棄施設・Lにおける廃棄物容器の健全性確認; 計画立案から試運用まで

川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。

Measurement of 107-MeV proton-induced double-differential thick target neutron yields for Fe, Pb, and Bi using a fixed-field alternating gradient accelerator at Kyoto University

岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太; 西尾 勝久; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.435 - 449, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2115423

加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発及び京都大学臨界実験装置(KUCA)におけるADS未臨界炉物理の基礎研究を目的として、固定磁場強収束(FFAG)加速器を用いて107MeV陽子による鉄、鉛及びビスマス標的に対する二重微分中性子収量(TTNY)を測定した。TTNYは8個の中性子検出器(各検出器は小型のNE213液体有機シンチレータと光電子増倍管より構成される)からなる中性子検出器システムを用いて飛行時間法により得られたものである。測定で得られたTTNYを、粒子・重イオン輸送コードシステム(PHITS)に組み込まれたモンテカルロ法に基づく核破砕反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JQMD/GEM, JQMD/SMM/GEM)及び評価済み高エネルギー核データライブラリ(JENDL-4.0/HE)による計算結果と比較した。JENDL-4.0/HEを含む比較対象のモデルは、検出器角度5度における高エネルギーピークを再現しないなどの特徴的な不一致が見られた。測定で得られたTTNYとPHITSによって評価した20MeV以下のエネルギー及び角度積分中性子収率を比較した結果、INCL4.6/GEMがKUCAにおけるADS炉物理実験のモンテカルロ輸送シミュレーションに適していることが示された。

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2141903

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

東海再処理施設小型試験設備の試験セル内廃棄物の搬出作業の完遂

後藤 雄一; 鈴木 快昌; 堀籠 和志; 宮本 敏彦*; 薄井 真人*; 森 英人*; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2022-005, 42 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-005.pdf:4.48MB

東海再処理施設の分析所小型試験設備の試験セルでは、昭和49年から平成26年にかけて、再処理技術の高度化等に係る試験を実施したことにより、試験セル内に放射性廃棄物が発生し堆積されていた。このため、交替勤務体制により廃棄物の搬出作業を強化し、試験セル内の廃棄物減少に努めたものの、その後に実施した試験セル内機器の解体工事により再び廃棄物が発生した。平成18年からは、試験セル内の廃棄物搬出方法の改善として、廃棄物缶に未収納の廃棄物を低放射性固体廃棄物として、試験セル側面のグローブボックスからバッグアウトする方法を確立した。これにより、従来のカスクNo.10による年間の廃棄物搬出実績から試算される約14年の搬出期間を約5年に短縮することができた。さらに、平成28年からは、カスクNo.10による試験セル内の廃棄物搬出作業を促進させるため、作業員の意識向上に向けた取り組みとして、関連部署(放射線管理部門、運搬部門、廃棄物取出し部門)を巻き込んだソフト、ハードの様々な改善、改良を実施した。廃棄物搬出作業の促進にあたっては、作業員のスキル向上、増強及びカスクNo.10における設備、機器の点検整備等(予防保全)を実施した。その他、放射線管理部門とは、過去に発生したトラブルの再発防止策等について、検討を積み重ね手順化した。また、運搬部門とは、搬出サイクルを堅持するため、他課の運搬スケジュールを考慮した調整及び運搬に係る安全操作指導を受けた。さらに、主工場における廃棄物取出し部門とは、廃棄物取出し作業が滞らないための日程及び作業場所の確保に係る調整を実施した。これらの様々な改善の取り組み、改良を実施したことで、当初計画した廃棄物搬出期間約5年を約3年に短縮することができ、試験セル内廃棄物の搬出作業を令和2年3月に完遂した。

プルトニウム燃料第三開発室解体前廃棄物一時保管設備3(FPG-03a,b,c)の解体撤去作業

篠崎 雄; 會田 貴洋; 磯 貴人*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 稲川 拓夢*; 森元 大成*; 磯 秀敏; et al.

JAEA-Technology 2021-043, 100 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-043.pdf:7.49MB

核燃料サイクル工学研究所では、プルトニウム燃料技術開発センターのプルトニウム燃料第三開発室において、核燃料サイクル工学研究所内の廃止措置対象施設からのMOXを集約し、長期的に安定・安全に貯蔵することを計画している。このためには、施設内の核燃料物質をペレット化し集合体貯蔵庫に保管すること(以下、「保管体化作業」という)により、プルトニウム原料貯蔵庫の貯蔵スペースを確保する必要がある。この保管体化作業における安全性の向上及び万一の事故時のリスク低減のため、1設備あたりの処理バッチサイズを従来よりも下げることとし、処理バッチサイズを決める粉末秤量・均一化混合設備の新設を計画、その設置スペースを粉末調製室(1)(FP-101)に確保するため、本件の解体前廃棄物一時保管設備3(FPG-03a,b,c)を解体撤去した。今回の解体撤去対象は、平成5年1月に使用を開始した造粒・整粒設備、添加剤混合設備および受払搬送設備で構成され、平成24年2月3日に使用を終了し、廃棄施設となった設備である。その後、ホールドアップ量低減を図るため、試験第1課によりグローブ作業で内装設備の解体・撤去が進められ、本解体撤去前には内装設備が大型機械を除きほとんど無い状態にあった。本報告書では、本設備のグローブボックスと一部の内装設備及び周辺機器の解体撤去に係るグリーンハウスの設営方法、解体撤去手順、粉末工程設備の特有の課題(粉塵等)について報告する。

Conformational ensemble of a multidomain protein explored by Gd electron paramagnetic resonance

齋尾 智英*; 平松 蒼野*; 浅田 瑞枝*; 中川 洋; 清水 和美*; 久米田 博之*; 中村 敏和*; 石森 浩一郎*

Biophysical Journal, 120(15), p.2943 - 2951, 2021/08

https://doi.org/10.1016/j.bpj.2021.06.033

電子常磁性共鳴分光法を用いてタンパク質上の2点間の距離を測定し、マルチドメインタンパク質酵素MurDの構造状態と分布を調べた。これまでの結晶学的研究やNMR研究では、MurDの3つの異なる構造状態が報告されていたが、我々のデータは、MurDがリガンドを持たない状態では、より多様な構造状態で存在することを明らかにした。MurDは感染症治療の有力なターゲットの一つであることから、本研究の成果は創薬のための重要な構造基盤を提供するものと考えられる。

Evaluation of fission product yields and associated covariance matrices

椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; 湊 太志; 千葉 敏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(2), p.151 - 165, 2021/02

AA2020-0468.pdf:2.37MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1813643

The independent and cumulative fission product yields (FPYs) and their covariance matrices were newly evaluated for thermal- and fast-neutron induced fission and spontaneous fission. We principally evaluated the independent isobaric charge distributions by taking account of available experimental data, especially putting emphasis on the shell and even-odd staggering in the fission yields by applying a Boltzmann factor including the shell and the pairing correction energies for the mass of fission products. Furthermore, the isomeric ratios of FPY were obtained by a systematic calculation based on the Hauser-Feshbach theory. Normalization of the FPY and associated covariance matrices of independent FPY were determined based on the generalised least-square method to make them consistent with important physical constraints. Especially, the FPYs were normalized to be consistent with the mass chain yield of England and Rider. The cumulative FPYs were calculated by following the relevant -decay chain by using the decay data from JENDL/DDF-2015. Finally, we verified the FPYs evaluated presently by considering experimental decay heats, delayed neutron yields, aggregate antineutrino spectra and results from post-irradiation examination. All the results have shown that the present set of FPYs were consistent with these data, and free from trivial problems present in JENDL/FPY-2011.

How different is the core of F from O ?

Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.

Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.124.212502

中性子過剰核Fの構造が()反応で調査した。軌道の分光学的因子は1.00.3と大きいが、一方で残留核であるOが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、Fのコア核Oは基底状態とは大きく異なり、Oの軌道に陽子がひとつ加わることでOとFの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。

Atmospheric modeling of Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

https://doi.org/10.1029/2017JD028230

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出されたCsの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算されたCs沈着量の高い場所はCsプルームの経路と一致していたが、大気中Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

Method to reduce long-lived fission products by nuclear transmutations with fast spectrum reactors

千葉 敏*; 若林 利男*; 舘 義昭; 高木 直行*; 寺島 敦仁*; 奥村 森*; 吉田 正*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.13961_1 - 13961_10, 2017/10

https://doi.org/10.1038/s41598-017-14319-7

放射性廃棄物の課題を克服するため、高速炉中性子を利用した6種の長寿命核分裂生成物を元素分離で核変換する技術の開発を進めている。効果的かつ効率的な核変換のため、重水素化イットリウムを減速材としたシステムを考案した。モンテカルロコードMVP-II/MVP-BURNを使った核変換率とサポートファクタの評価を行った。高速炉炉心のブランケット領域および反射体領域に重水素化イットリウムと装荷した場合、すべての核種の実効半減期が10から10へ劇的に低減し、サポートファクタも1を上回ることが確認できた。この高速中性子を利用した核変換システムは放射性廃棄物の低減に大きく貢献する。