原子力防災を中心とした専門用語に関する和英対訳の調査と提案

外川 織彦; 奥野 浩

JAEA-Review 2023-043, 94 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-043.pdf:1.53MB

日本語で記載された原子力防災分野の文書を英語に翻訳するために、災害対策基本法、原子力災害対策特別措置法及び原子力の安全に関する条約について、日本語と英語の対訳を調査した。調査結果を統合し、統一的な英対訳を選択した。この結果として、原子力防災分野における専門 用語の和英対訳表を作成し、提案した。

幌延深地層研究計画令和4年度調査研究成果報告

中山 雅

JAEA-Review 2023-032, 159 Pages, 2024/02

JAEA-Review-2023-032.pdf:19.37MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和4年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」の3つの研究課題を対象に調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。また、国内外の機関と連携して研究開発を推進するため、幌延国際共同プロジェクト(Horonobe International Project: HIP)を令和5年2月から開始した。HIPの主な目的は、処分場の設計・操業・閉鎖や地層処分における先進的な安全評価技術や工学技術を開発・実証すること、また、参加機関の間でこれまでに開発された膨大な知識や経験を共有・移転することにより、次世代の技術者や研究者を育成することである。令和4年度末現在、原子力機構を含め、6つの国と地域から6つの組織がHIPに参加している。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。

燃料デブリ性状把握・推定技術の開発状況と今後の課題,5; 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発状況

鎌田 正輝*; 吉田 拓真*; 杉田 宰*; 奥村 啓介

日本原子力学会誌ATOMO, 66(2), p.83 - 86, 2024/02

https://doi.org/10.3327/jaesjb.66.2_83

福島第一原子力発電所から取り出された物体の核燃料物質量を計測し、核燃料物質量に基づいて燃料デブリと放射性廃棄物に仕分けることができれば、取り出しから保管までの作業および保管施設の合理化につながる。これまで、廃炉・汚染水対策事業において、2019年度に燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに適用できる可能性がある非破壊計測技術を調査し、20202021年度に候補技術における計測誤差因子の影響を評価した。2022年度以降も引き続き、燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けて、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発を進めているところである。

幌延深地層研究計画; 令和5年度調査研究計画

中山 雅

JAEA-Review 2023-019, 70 Pages, 2023/11

JAEA-Review-2023-019.pdf:6.83MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和5年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」について、引き続き調査研究を行う。令和5年度に実施する主な調査研究は以下のとおりである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、国際共同研究DECOVALEX-2023において人工バリア性能確認試験を対象とした連成解析を行い、その結果について異なる解析コードによる解析結果との比較を通じて適用した解析コードの検証を行う。また、声問層に分布する割れ目を対象とした物質移行特性を評価するためのボーリング調査を継続する。「処分概念オプションの実証」では、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験および分析を継続する。また、閉鎖技術の実証として、350m調査坑道に新たに掘削する試験坑道の周辺を対象とした物理探査を行い、掘削直後における掘削損傷領域の割れ目の連続性や分布などの初期状態を把握するとともに、これまでに開発した物理探査技術の適用性を確認する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、過年度に実施した水圧擾乱試験の結果の解析や、岩石の強度・応力状態と断層/割れ目の水理学的連結性との関係に関する解析を継続する。地下施設の建設・維持管理では、掘削工事を再開し、350m調査坑道の拡張を行うとともに、深度500mに向けた立坑の掘削を開始する。国内外の資金や人材の活用に関する取り組みとして幌延国際共同プロジェクトを本格的に実施する。このプロジェクトでは、令和2年度以降の必須の課題のうち、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」および「処分概念オプションの実証」に関わる3つのタスク(タスクA:物質移行試験、タスクB:処分技術の実証と体系化、タスクC:実規模の人工バリアシステム解体試験)を設定して調査研究を進める。

Development of a DDA+PGA-combined non-destructive active interrogation system in "Active-N"

古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔

Nuclear Engineering and Technology, 55(11), p.4002 - 4018, 2023/11

https://doi.org/10.1016/j.net.2023.07.015

An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20~mg and it is not affected by intense neutron background up to 4.2~TBq and gamma ray of 2.2~TBq. As a result of the designing of the combined system as a whole, the gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to s even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting less than 1~g of boron compound and about 100~g of gadolinium compound in~30 min. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

Neutron resonance fission neutron analysis for nondestructive fissile material assay

弘中 浩太; Lee, J.; 小泉 光生; 伊藤 史哲*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1054, p.168467_1 - 168467_5, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.168467

We propose neutron resonance fission neutron analysis (NRFNA), an active nondestructive assay (NDA) technique, to improve the capability to identify and quantify a small amount of fissile material in a sample. NRFNA uses pulsed neutrons to induce fission reactions in the sample. Fission neutrons are detected by a neutron-gamma pulse shape discrimination (PSD) scintillation detector with time-of-flight (TOF) technique. The obtained nuclide-specific resonance peaks in the neutron energy spectrum provide information to identify and quantify a fissile material in the sample. The possibility of using PSD for NRFNA was confirmed through a test experiment using a natural uranium sample. We successfully observed the resonance peaks from U(n,f) reaction and showed that NRFNA would be useful for measuring a small amount of fissile material in a sample.

Main outputs from the OECD/NEA ARC-F Project

丸山 結; 杉山 智之*; 島田 亜佐子; Lind, T.*; Bentaib, A.*; Sogalla, M.*; Pellegrini, M.*; Albright, L.*; Clayton, D.*

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4782 - 4795, 2023/08

http://dx.doi.org/10.13182/NURETH20-40302

The Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) (ARC-F) project was initiated in January 2019 for three years with 22 signatories from 12 countries. Three main tasks were implemented in the ARC-F project, which were relevant to 1) refinement of analysis for accident scenarios and associated fission product (FP) transport and dispersion, 2) compilation and management of data and information, and 3) discussion for the next-phase project. Various activities were performed in Task 1, covering improvement of analysis for accident scenarios, and in-depth analyses for specific phenomena such as in-vessel melt progression, molten core/concrete interaction, FP transport and source term, hydrogen combustion and atmospheric dispersion of FPs. Through these studies, analyses for accident scenarios with severe accident codes were refined and important phenomena with large uncertainties were clarified. In order to share well selected and organized information from the FDNPS with the project partners, two databases, information source database and sample database, were built under Task 2. The analysis techniques including the separation of iodine species were developed also in Task 2 and applied to the analysis of FPs in several samples taken from the FDNPS. The next-phase project was discussed in Task 3, resulting in launching the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Information Collection and Evaluation (FACE) project. The FACE project officially started in July 2022 with the participation of 23 organizations from 12 countries and the European Commission.

Data report of ROSA/LSTF experiment IB-HL-01; 17% hot leg intermediate break LOCA with totally-failed high pressure injection system

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

日本原子力学会「2023年春の年会」、「シグマ」調査専門委員会、核データ部会合同セッション; シグマ委員会設立60周年記念; 核データ研究へのオールジャパンでの取り組み,1; シグマ委員会60年の歩み

深堀 智生

核データニュース(インターネット), (135), p.19 - 25, 2023/06

設立当初、シグマ委員会は、表裏一体である日本原子力学会(原子力学会)シグマ特別専門委員会と日本原子力研究所(原研)シグマ研究委員会から成り立っていた。「委員会」の語感から感じられる「検討の場」というよりは核データの調査・評価・編集等の実際の作業(測定も加えて「核データ活動」と称する)を行っている点が独創的と言える。現在では、原子力学会のシグマ調査専門委員会と原子力機構のJENDL委員会は個別に活動しており、核データファイル作成の実作業はJENDL委員会が継承している。シグマ委員会の60周年にあたり、その歩みを概観し、参考文献に示された今までのシグマ委員会の歴史的な記述をレビューした。