Impact of MOX fuel use in light-water reactors; Long-term radiological consequences of disposal of high-level waste in a geological repository

三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2146016

As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.

NMB4.0ユーザーマニュアル

岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

JAEA-Data/Code 2021-016, 43 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-016.pdf:3.06MB

今後の核燃料サイクルの確立・高度化には、将来の原子力発電シナリオに応じて発生する多様なマスバランスを定量的に予測・分析することが求められる。しかし、核燃料サイクルはフロントエンドからバックエンドまでの多様な工程によって構成されており、モデル化の複雑さ、想定されるシナリオの多様さなどからシナリオの分析は容易ではない。そこで日本原子力研究開発機構と東京工業大学は、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行工程までのマスバランスを統合的に解析するためのツールとしてNMBコードを開発した。NMBコードは、汎用性のある各工程の記述、広範なデータベース、高速な核種変換計算などを備え、ユーザーが指定する発電量や再処理容量などの条件に基づいて、各工程におけるマスバランスを定量化することができる。またNMBコードは多様なステークホルダーが利用できるように実行プラットフォームをMicrosoft Excel(R)としている。本ユーザーマニュアルでは、NMB4.0版のデータベースならびにシナリオ入力を作成する方法を述べる。

NMB4.0: Development of integrated nuclear fuel cycle simulator from the front to back-end

岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.19_1 - 19_13, 2021/11

https://doi.org/10.1051/epjn/2021019

東京工業大学と日本原子力研究開発機構の共同研究開発により、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)が開発された。従来の核燃料サイクルシミュレーションコードは、主にアクチノイドの解析を行い、フロントエンドのマスバランス解析に特化していた。しかし、近年、研究開発戦略や持続的な原子力利用を考える上で、バックエンドの定量的なシミュレーションのニーズが高まっている。そこで、フロントエンドからバックエンドまでを統合した核燃料サイクルシミュレーションを実現するために、NMB4.0が開発された。NMB4.0には3つの技術的特徴がある。(1)179核種を核燃料サイクル全体で追跡していること、(2)半減期の短い核種の枯渇計算の精度を維持しつつ、数値計算コストの削減に貢献するOkamura explicit method (OEM)を実装していること、(3)バックエンドシミュレーションの柔軟性を実現していることである。本論文の目的は、統合的な核燃料サイクルシミュレーションのために新たに開発された機能を示し、他のコードとのベンチマークを行い、NMB4.0の計算性能を示すことである。

地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究; 平成26年度成果報告(共同研究)

小林 正人*; 齋藤 雅彦*; 岩谷 隆文*; 中山 雅; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 朝野 英一*

JAEA-Research 2015-018, 14 Pages, 2015/12

JAEA-Research-2015-018.pdf:5.43MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センター(原環センター)は、地層処分研究ならびに技術開発を進めている。原子力機構は、北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。一方、国は深地層の研究施設等を活用して、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解促進を目的として、実規模・実物を基本とするが、実際の放射性廃棄物は使用せずに、地層処分概念とその工学的な実現性や人工バリアの長期挙動までを実感・体感できる設備の整備等を行う「地層処分実規模設備整備事業」を平成20年度から公募事業として進めており、平成26年度は事業名称を「地層処分実規模設備運営等事業」に変更した。原子力機構と原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備運営等事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、共同研究契約「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」を締結した。なお、本共同研究は幌延深地層研究計画のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施する。本報告は、本共同研究における平成26年度の成果について取りまとめたものである。

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成24年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; 塚原 成樹*; 菱岡 宗介*; et al.

JAEA-Research 2013-034, 70 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-034.pdf:9.11MB

原子力機構と原環センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成24年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、ブロック式緩衝材定置試験設備の自動運転用ソフトウェアを製作した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成22年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; 本田 ゆう子*; et al.

JAEA-Research 2013-026, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-026.pdf:7.48MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成22年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、試験及び展示を行うための設備建屋にて、製作済みの緩衝材定置試験設備や実物大の緩衝材ブロック等の公開を継続するとともに、緩衝材可視化試験を実施した。

Long term integrity of overpack closure weld for HLW geological disposal, 2; Corrosion properties under anaerobic conditions

小林 正人*; 横山 裕*; 高橋 里栄子*; 朝野 英一*; 谷口 直樹; 内藤 守正

Corrosion Engineering, Science and Technology, 46(2), p.212 - 216, 2011/04

https://doi.org/10.1179/1743278210Y.0000000021

炭素鋼オーバーパックの長期健全性を予測するため、還元条件下での炭素鋼溶接部の腐食挙動が調べられた。本研究で用いた試験片は3つの溶接方法(GTAW, GMAW, EBW)から作成された。各試験片には全面腐食が観察され、溶接部における腐食速度は母材と同等かそれ以下となった。浸漬期間中に吸収された水素量は3年間で2.4810 mol kg[Fe](0.05ppm)以下であり、水素脆化の影響がほとんどない値となった。水素脆化感受性は母材で最も大きく、溶接による悪影響はほとんどないことが示された。溶接された炭素鋼オーバーパックは還元条件下で期待される寿命期間中耐食性を有すると考えられる。

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成20年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 宮原 重憲; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; et al.

JAEA-Research 2009-044, 53 Pages, 2010/01

JAEA-Research-2009-044.pdf:9.03MB

経済産業省資源エネルギー庁の委託事業である、「地層処分実規模設備整備事業」は、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解を深めることを目的に、実規模・実物を基本として(実際の放射性廃棄物は使用しない)、地層処分概念とその工学的な実現性や長期挙動までを実感・体感・理解できる地上設備と深地層研究施設等における地下設備の整備を行うものであり、平成20年度は原子力環境整備促進・資金管理センターが受託した。原子力機構(当時、核燃料サイクル開発機構)と原子力環境整備促進・資金管理センターは、平成17年4月28日に、「放射性廃棄物の処理,処分等の研究開発に関する協力協定書」(以下、「協定書」という)を締結していることから、この協定書に基づき、上記事業を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について、共同研究契約を締結した。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成20年度の成果について述べたものである。具体的成果としては、当該事業の全体計画を策定するとともに、ブロック方式での緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、幌延深地層研究センターの敷地内において、実物大の緩衝材ブロック及びオーバーパックの展示を開始した。

Therapeutic effects of a Re-complex-conjugated bisphosphonate for the palliation of metastatic bone pain in an animal model

小川 数馬*; 向 高弘*; 浅野 大悟*; 河嶋 秀和*; 絹谷 清剛*; 柴 和弘*; 橋本 和幸; 森 厚文*; 佐治 英郎*

Journal of Nuclear Medicine, 48(1), p.122 - 127, 2007/01

転移性骨腫瘍の疼痛緩和を目的とした薬剤として、高い安定性を示すRe-MAG3錯体結合ビスホスホネート(Re-MAG3-HBP)を開発した。この化合物は、従来から検討されているRe-HEDPに比べて、正常マウスにおいて、骨指向性薬剤として優れた体内分布を示した。Re-MAG3-HBPの治療効果を骨転移モデル動物を用いて評価した。治療効果と副作用を評価するために、腫瘍の大きさと末梢血球数を計測し、骨痛の疼痛緩和は、機械刺激を加えるテスト法により評価した。その結果、Re-HEDP投与群においては、腫瘍の大きさは未治療群と同等であった。それに対して、Re-MAG3-HBP投与群においては、有意に腫瘍増殖は抑制された。さらに、骨転移によって生じる痛みは、Re-MAG3-HBP又はRe -HEDPの投与により減弱した。しかも、その効果は、Re-MAG3-HBP投与群の方が強い傾向を示した。これら結果は、Re-MAG3-HBPが転移性骨腫瘍の疼痛緩和薬剤として有用である可能性を示唆するものである。

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究,2(共同研究)

三井 裕之*; 谷口 直樹; 大槻 彰良*; 川上 進; 朝野 英一*; 油井 三和

JAEA-Research 2006-031, 88 Pages, 2006/06

JAEA-Research-2006-031.pdf:4.72MB

炭素鋼オーバーパック溶接部の長期健全性評価に資するため、溶接部において想定される腐食現象を想定して腐食試験計画を策定した。また、この計画に基づいて腐食試験を開始し、炭素鋼溶接部の電気化学特性について母材との比較を行った。EBW溶接材,TIG溶接材について、母材部,熱影響部及び溶接金属部のアノード分極曲線の測定を炭酸塩(0.1M及び0.01M CO)溶液中で行ったところ、以下の結果を得た。EBW材については、母材,熱影響部及び溶接金属で金属組織が異なるが、アノード分極曲線に顕著な違いは現れなかった。TIG材については、溶接金属の電流値が全般的に高くなった。0.01M CO-pH10の溶液中では、急激な電流値の立ち上がりを伴う、局部腐食的な変化も認められた。