High-temperature gaseous reaction of cesium with siliceous thermal insulation; The Potential implication to the provenance of enigmatic Fukushima cesium-bearing material

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

ACS Omega (Internet), 7(33), p.29326 - 29336, 2022/08

https://doi.org/10.1021/acsomega.2c03525

Here we report an investigation of the gas-solid reaction between cesium hydroxide (CsOH) and siliceous (calcium silicate) thermal insulation at high temperature, which was postulated as the origin for the formation mechanism of cesium-bearing material emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. A developed reaction furnace consisting of two heating compartments was used to study the reaction at temperatures of 873, 973, and 1073 K. Under the influence of hydrogen-steam atmospheric conditions (H/HO = 0.2), the reaction between cesium hydroxide vapor and solid thermal insulation was confirmed to occur at temperatures of 973 and 1073 K with the formation of dicalcium silicate (CaSiO) and cesium aluminum silicate (CsAlSiO). Water-dissolution analyses of the reaction products have demonstrated their stability, in particular, the CsAlSiO. Constituents similarity of the field-observed cesium-bearing materials near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants with CsAlSiO suggests for the first time that gaseous reaction between CsOH with calcium silicate thermal insulation could be one of the original formation mechanisms of the cesium-bearing materials.

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのNOの化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08

JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのFP硝酸塩の脱硝に伴い発生するNOxの化学的挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.69 - 80, 2019/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J18.019

再処理施設で想定される重大事故の一つに高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。高レベル廃液には、再処理で取り除かれた核分裂生成物の硝酸塩が含まれ、それらの崩壊熱で発熱するため常時冷却する必要がある。このため全電源の喪失により冷却機能が全喪失した状態が継続した場合、廃液が沸騰しいずれ乾固する。乾固時には、廃液に含まれる硝酸塩の熱分解による脱硝反応が進行しNOxガスが発生する。本報では、硝酸-水混合蒸気系の雰囲気でのNOx系の化学種の化学変化をレビューし、それに基づき再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での建屋区画内での熱流動及び各化学種の濃度変化の解析モデルを提案し、実規模体系での解析を試行した結果を示す。その結果を基にRuの施設外への移行量評価の高度化に向けた課題を提言する。

Hazard curve evaluation method development for a forest fire as an external hazard on nuclear power plants

岡野 靖; 山野 秀将

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1102662

森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。

超高圧中性子回折装置PLANET(BL11)

服部 高典

波紋, 25(3), p.231 - 237, 2015/08

https://doi.org/10.5611/hamon.25.3_231

PLANETは高温高圧実験に特化された飛行時間型の中性子ビームラインである。種々の高圧装置を用いることで、0-20GPa, 77K-2000Kにわたる広い温度圧力範囲での中性子回折実験が可能である。きれいなデータを取得するために、ビームラインには入射スリットと受光スリットが装備してあり、高圧アセンブリからの寄生散乱が除去可能である。d/d=0.6%の高い分解能、0.2-8.4の広いデータ取得可能dレンジおよび高い寄生散乱除去性能により、高温高圧下での結晶および液体の高精度な構造決定が可能となっている。

X-ray and fourier transformed infrared investigation of -SiC growth by ion Implantation

Zhang, Z.; 鳴海 一雅; 楢本 洋; 山本 春也; 宮下 敦巳

Journal of Physics D; Applied Physics, 32(17), p.2236 - 2240, 1999/09

https://doi.org/10.1088/0022-3727/32/17/313

Si(100)基板に150keV Cイオンを、低温で9.010/cmまで注入して非晶質なSi+C層を形成後、熱処理による固相結晶成長過程を、X線回折法、フーリエ赤外分光法によって調べた。その結果、以下の結論を得た。(1)化学量論比を考慮してイオン注入を行うことにより、Si中で、結晶性の-SiCを形成できる。(2)固相結晶成長させる場合、大量イオン注入の条件下でも、基板を非晶質状態に保つことが重要で、その後の熱処理過程に影響を与える。

Radiation damage of UO implanted with 100 MeV iodine ions

林 君夫; 菊地 啓修; 福田 幸朔

Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.351 - 353, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0925-8388(94)90929-6

軽水炉燃料等の高燃焼時に見られる燃料ペレット周辺部の組織変化(リム効果)に関連して、核分裂片エネルギーレベルに相当する100MeVのヨウ素イオンをタンデム加速器によってUOに注入し、照射損傷効果を調べた。95%TDのUOに、110~310ions/cmの照射量のヨウ素イオンを室温で照射した(ビーム加熱温度は約300C以下)。照射後の走査電顕観察では、製造時の気孔が減少し、表面で溶融または著しい表面拡散が生じたように見えた。X線回折では、照射量に伴って格子定数が増加し、+0.4%程度に飽和する傾向が示された。また、回折ピークのブロードニングが生じた。

Core design study for hybrid type trans-uranium nuclides incineration plant, Part 1; Concept

高田 弘; 神野 郁夫; 滝塚 貴和; 赤堀 光雄; 西田 雄彦; 金子 義彦

JAERI-M 90-131, 18 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-131.pdf:0.59MB

原子力エネルギーが環境保全の観点からクリーンであるという社会的理解を得るために必要なことの一つに放射性廃棄物処理の技術を確立することがある。ここでは、大強度陽子加速器により駆動される超ウラン元素消滅プラントの炉心設計研究を行なった。標準炉心は、Am-Cm-Pu-YとNp-Pu-Zrの金属燃料とタングステンターゲットより成り、液体ナトリウムで冷却されている。この炉心では、100万キロワット電気出力の軽水炉7.6基分の超ウラン元素を消滅する能力があることが示された。また、燃料体が1000MWD/tonの燃焼度に耐えると仮定すると、初期炉心に装荷したNpの中、36%が消滅されることになる。この間の反応度の変動は5.3%k/kであり、十分臨界未満に保たれる。

D-He fusion yield in higher harmonic ICRF heated plasma

山極 満; 木村 晴行; 滝塚 知典; 藤井 常幸

Proc. of the 17th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Heating, p.1007 - 1010, 1990/00

HeビームのICRF高調波加熱によるD-He核融合出力について調べた。核融合パワー増倍率、Q、を局所的なフォッカープランク方程式による計算に基づいて評価した。高He密度比(He/e~510)におけるQは基本波加熱の場合を上回る。第4高調波加熱の場合のQに対する経験則が得られ、~0.01≦He/e≦~0.2および波の屈折率、N≦Q(1)に対して適用可能である。また、0.5MW/m程度のビームパワーの密度、P、およびRFパワー密度、P、に対するQの依存性は比較的弱い。核融合出力を効果的に増大させる上でビーム入射ICRF加熱の組合わせは有効に作用することが示された。

核融合原型炉のためのAction Planの状況

西村 新*; 岡野 邦彦*; 池辺 靖*; 大場 恭子; 笠田 竜太*; 坂本 隆一*; 澤 直樹*; 石井 康友*; 柏木 美恵子*; 竹永 秀信*; et al.

no journal, , 

核融合炉の実現を目指し、核融合原型炉の設計に関わる研究、開発などの項目を検討するために核融炉原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチームが設置される中、核融合科学技術委員会の下に原型炉開発戦力タスクフォースが設置された。このタスクフォースで議論された原型炉に向けたAction Planについて発表する。