Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

Sorption behavior of U and Np on zeolite

石寺 孝充; 舘 幸男; 赤木 洋介*; 芦田 敬

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.221 - 224, 2018/11

https://doi.org/10.15669/pnst.5.221

福島第一原子力発電所の汚染水処理に使用されているゼオライト中のU, Npのインベントリを評価するため、バッチ収着試験を実施した。その結果、人工海水を10%に希釈した溶液中でのUの収着分配係数が高い値を示したのに対し、人工海水中でのUの収着分配係数は低い値を示した。一方、Npの収着分配係数は人工海水の濃度によらず低い値を示した。ナトリウムイオンと全炭酸濃度をパラメーターにバッチ収着試験を実施した結果、Uの収着分配係数は全炭酸濃度によって大きく異なることがわかり、ゼオライト中の放射性核種のインベントリ評価には、核種の溶存化学種の変化を考慮に入れる必要があることが示唆された。

Radioactive contamination of several materials following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

駒 義和; 柴田 淳広; 芦田 敬

Nuclear Materials and Energy (Internet), 10, p.35 - 41, 2017/01

https://doi.org/10.1016/j.nme.2016.08.015

2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性核種が環境に拡散し、種々の物を汚染した。発電所サイト内の汚染物,滞留水,瓦礫,土壌と植物に関して公開されている分析データを基にして、放射性核種の汚染ふるまいを検討した。放射性核種の濃度のCsに対する比を損傷燃料の組成により規格化して考察に用いた。瓦礫や土壌へのSrの移行はCsに比べて10から10であり、このような空気を経由した汚染に比べて、滞留水への移行が大きく、Csと同等である。Pu, AmとCmの移行は、Csに比べてごく小さい。ヨウ素、セレンやテルルの移行は、空気と水を経由するいずれについてもCsと同等以上である。HとCの汚染は、Cs, SrやTRU核種と独立しており、異なる移行過程による可能性がある。

Approaches of selection of adequate conditioning methods for various radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS

目黒 義弘; 中川 明憲; 加藤 潤; 佐藤 淳也; 中澤 修; 芦田 敬

Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.139_1 - 139_4, 2016/11

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいては、これまでの日本の商用原子力発電所から発生してきた放射性廃棄物とは、種類, 量, インベントリが異なる様々な放射性廃棄物(事故廃棄物)が発生している。これらの処分に向け、すでに国内外で適用実績を有する廃棄体化技術の、事故廃棄物への適用性を評価する必要がある。われわれは、既存の技術の調査結果、事故廃棄物の分類、模擬廃棄物の既存固化技術による基礎固化試験の結果から、実際に適用可能な廃棄体化技術を選択する手法を検討した。まず技術の適用性を評価するフローの提案、フローにおける各ステップでの評価項目及びその基準を設定した。並行して、13種類の性状の異なる廃棄物の固化試験を実施し、硬化性や得られた固化体の強度、浸出性などの特性を調べた。次いで、基礎試験で得られた基礎試験結果を参考に、廃棄物ごとに評価フローによる固化技術の評価を進めている。本発表では、いくつかの廃棄物に対して試みた評価の結果を示す。

東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水の分析結果データベースの開発; 水分析結果データベース(2013年度版)の公開

浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬

JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09

JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MB
JAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB

東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果: 25サンプル、東京電力の分析結果: 313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。

地層処分放射化学研究施設 QUALITY「クオリティ」の視聴覚素材

菖蒲 信博; 柏崎 博; 芦田 敬; 佐々木 康雄; 綿引 孝宜*

JNC TN8450 2002-003, 12 Pages, 2002/10

JNC-TN8450-2002-003.pdf:0.03MB

「地層処分放射化学研究施設」は、放射性廃棄物の地層処分システムの性能評価における信頼性を向上させるため、深部地下環境を模擬した雰囲気制御下で核種移行試験を体系的に行う施設として建設された。ここでは、「地層処分放射化学研究施設」の位置づけ、特徴、研究と試験内容等について、実際の試験模様を交えながら簡潔に紹介した視聴覚素材をCD-ROM及びVHSテープにそれぞれ収めた。

クオリティにおける核種移行研究; 第2次取りまとめ反映に向けたデータ取得

芦田 敬; 澁谷 朝紀; 佐藤 治夫; 舘 幸男; 北村 暁; 河村 和廣

JNC TN8400 99-083, 63 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-083.pdf:5.36MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する第2次取りまとめにおいて設定されている核種移行データの妥当性の確認と信頼性の向上を目的として、地層処分放射化学研究施設(クオリティ)においてデータ取得を行った。実施した試験は、核種移行に係わる溶解度、収着、拡散に関する研究であり、以下に示す5テーマについて実施した。各試験の内容および成果の概要は以下に示す通りである。(1)Np(IV)の溶解度に及ぼす炭酸の影響に関する研究 還元条件、炭酸共存下におけるNp(IV)の溶解度をpHおよび炭酸濃度をパラメータに測定した。得られた溶解度曲線から2種類の水酸化炭酸錯体の存在が示唆され、その安定度定数を試算するとともに、既存の熱力学データと比較した。その結果、既存のデータと比較的近いことが分かった。(2)スメクタイトに対するNp(IV)の収着挙動に及ぼす炭酸の影響に関する研究 炭酸濃度をパラメータとしたスメクタイトに対するNp(IV)の分配係数(Kd)を測定した。Kdは、炭酸濃度(0.040.15M)の影響を受けずほぼ一定であった。1MKC1およびHC1による脱離挙動を調べた結果、低酸素濃度側ではHC1により、高炭酸濃度側ではKC1により脱離され、2つの異なる脱離挙動が見られた。(3)岩石に対するCs,Pb,Cmの分配係数測定国内の主要岩石(玄武岩、泥岩、砂岩、花崗閃緑岩、凝灰岩)に対するCs,Pb,CmのKdをイオン強度をパラメータに測定した。得られたKdを、第2次取りまとめにおける降水系および海水系での設定値と単純に比較してみると、いずれの条件においても設定値と同程度か高めの値になっており、第2次取りまとめにおける設定値の妥当性あるいは保守性が示された。(4)圧縮ベントナイト中のPbの拡散挙動に関する研究 圧縮ベントナイト中のPbの見掛けの拡散係数(Da)をベントナイトの乾燥密度、珪砂混合率、温度をパラメータに測定した。その結果、バックグラウンドの測定精度が重要であることが分かった。現状で得られた結果より概算したDaからKdを求め、第2次取りまとめにおける設定値と比較した結果、同程度であり、設定値の保守性が示された。(5)圧縮スメクタイト中のCsの拡散に及ぼすイオン強度の影響に関する研究 ベントナイトに不純物として含まれている可溶性塩を除去した圧縮スメクタイト中のCsのDaを乾燥密度

高レベル廃棄物地層処分システムの性能評価のためのCmに関する熱力学データ整備

石川 博久; 油井 三和; 芦田 敬; 澁谷 早苗

PNC TN8410 95-402, 17 Pages, 1996/03

PNC-TN8410-95-402.pdf:0.4MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムの性能評価においては、核種の溶解度を熱力学計算により評価を行っている。この計算には信頼性の高い熱力学データベースを必要とする。本報においては、Cmに関しての熱力学データ整備を行ったので報告する。H-3レポートにおいて使用した熱力学データベースPNC-TDB(H30)では、CmのデータはHATCHESTDBを引用している。固相はAmをアナログとして、Amのデータをそのまま引用している。最近の報告例として、Cmの液相化学種に関する生成定数がスペシエーション分析により得られている。これらのうち、実験・解析条件が妥当と考えられるデータを用いて計算した溶解度と、Cm添加ガラスからの浸出試験結果を比較したところ、下記のデータセットを用いることにより、実験結果を良く説明できることが確認された。CmOHCO Cm + HO - H + CO log K = -7.03 CmOH Cm + HO - H log K = -7.56(I=0) CmOH Cm + 2HO - 2H = log K = -15.7(I=0) CmCO Cm + CO log K = 5.34(I=0)以上のデータは、同じ三価のアクチニドで化学的性質が類似しているといわれている、Amのデータの報告値のばらつきの幅に入るものであり、化学的アナログ性に矛盾しないものと考えられる。よって、PNC-TDBに以上のデータを追加またはこれに変更するものとする。

海外留学報告書 ミュンヘン工科大学

芦田 敬

PNC TN8600 94-003, 150 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-003.pdf:13.42MB

本報告書は、原子力関係在外研究員として1993年4月4日から1994年4月3日まで1年間ミュンヘン工科大学放射化学研究所において実施した「アクチニドの化学種及びコロイドに関する研究」についてまとめたものである。研究所では、主にプルトニウムを用いた試験を実施し、溶解度試験、フミン酸との相互作用に関する試験、レーザを用いたコロイド分析、レーザ光音響法(LPAS)による化学種分析等について研究を行った。その結果、今後動燃において取得すべきプルトニウムの熱力学データ及びフミン酸錯体生成定数の一部を取得することができた。また、レーザを用いた分析法により、コロイドの定性分析及び溶液中の微量元素の化学種を精度良く測定する技術を習得することができた。本研究所における海外留学により、動燃で実施している高レベル放射性廃棄物処分研究に反映すべき多くの知見及び技術を取得することができた。

Migration behavior of Pu released from Pu-doped glass in the compacted bentonite

芦田 敬; 油井 三和

Migration '93, 0 Pages, 1993/00

Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスを蒸留水で飽和させた圧縮Na型ベントナイトに埋め込んだ移行試験を室温にて実施した。これらの条件下ではPuはPu含有ガラスからの浸出、圧縮ベントナイト中の拡散・収着が同時に起こることが考えられ、本試験によりベントナイト中のPuの複合移行挙動に関するデータを取得した。本報告では、実験結果とモデリング結果を比較した。Pu含有ホウケイ酸廃棄物ガラスは模擬ホウケイ酸廃棄物ガラス(P0798)にPuO2粉末を加え、1300で2時間、白金ルツボ内で溶融して作製した。モデリングにおいて使用した各パラメータは、複合試験とは独立な以下の各個別試験により得た。Puの浸出挙動はMCC-1法試験、拡散挙動は同じ種類のベントナイトにPu溶液を塗布した拡散試験、収着挙動はベントナイト共存液中にPu溶液を添加したバッチ試験から各々メカニズムを考慮して設定した。これらのパラメータを用い、複