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.

Stochastic estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using Bayesian inference

杉山 大輔*; 中林 亮*; 田中 真悟*; 駒 義和; 高畠 容子

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.493 - 506, 2021/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1884137

A modeling calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the Fukushima Daiichi nuclear power station has been upgraded by introducing an approach using Bayesian inference. The developed stochastic method describes the credible interval of the regression curve for the log-normal distribution of the measured transport ratio, which is used to calibrate the radionuclide transport parameters included in the modeling calculation. Consequently, the method can predict the robability distribution of the radionuclide composition in the Fukushima Daiichi wastes. The notable feature of the developed method is that it can explicitly investigate the improvement in the accuracy and confidence (degree of belief) of the estimation of the waste inventory using Bayesian inference. Specifically, the developed method can update and improve the degree of belief of the estimation of the radionuclide composition by visualizing the reduction in the width of uncertainty in the radionuclide transport parameters in the modeling calculation in accordance with the accumulation of analytically measured data. Further investigation is expected to improve the credibility of waste inventory estimation through iteration between modeling calculations and analytical measurements and to reduce excessive conservativeness in the estimated waste inventory dataset.

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会の活動報告

齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*

保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06

https://doi.org/10.5453/jhps.55.86

ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。

An Attempt for determining U/U ratio for a trace amount of uranium: Search for an extinct radionuclide Cm in the early solar system

Chai, J.; 宮本 ユタカ; 國分 陽子; 間柄 正明; 桜井 聡; 臼田 重和; 大浦 泰嗣*; 海老原 充*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 272(2), p.397 - 401, 2007/05

https://doi.org/10.1007/s10967-007-0535-0

Cm-247は半減期が1600万年で、代表的な消滅核種I-129とほぼ等しく、これらの核種が太陽系初期に隕石中に取り込まれるとすれば、その核合成過程であるr-プロセスが太陽系形成の直前まで継続して起こっていなければならない。このような消滅核種の太陽系形成時における存在度は、それらの核種を生成した核合成プロセスばかりでなく、太陽系形成プロセスを考えるうえで非常に大きな制約条件を与えるものと考えられる。Cm-247は壊変によりU-235になるので、ウランの同位体比(U-235/U-238)に変動を与える可能性がある。ウランに対してキュリウムが濃縮されている鉱物相を分離できれば、そこでのウランの同位体組成には変動が見いだされる可能性が大きい。そこで、二重収束型ICP-MSを用いてウランの同位体比を高精度で測定することとした。その結果、ウランの同位体比,ウラン及び希土類元素の定量値のデータから、太陽系初期におけるCm-247の存在度はU-235に対して0.003以下であった。

Natural background Gamma-ray spectrum; List of Gamma-rays ordered in energy from natural radionuclides

一宮 勉*; 成田 孟; 喜多尾 憲助*

JAERI-Data/Code 98-008, 73 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-008.pdf:26.34MB

この表は、基礎的なデータである評価済み核構造データファイルから、自然放射性核種が放出する線を選び、ゲルマニウム検出器による線スペクトロメトリを行う利用者向けに編集したものである。この表によってバックグラウンドとなる自然線の同定を行うことができるが、それと共に例えば野外での環境放射線サーベイやモニタリングのさい、環境に放出された人工放射性核種からの線をバックグラウンドと区別し、その人工放射性核種の検知も容易になる。また宇宙線中性子と検出器の周辺にある物質との相互作用による直接線、相互作用の結果生成した放射性核種の放出する線のうち、放出の割合の大きいものも表に含めた。なお参考として自然放射線のスペクトル図の例を付録として掲げた。

Computer code system DSOCEAN for assessing the collective dose of Japanese due to radionuclides released to the ocean from a reprocessing plant

外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.792 - 803, 1996/10

https://doi.org/10.3327/jnst.33.792

再処理施設から海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を評価する計算コードシステムDSOCEANを開発した。このシステムは、日本近海を分割した海水ボックス間における放射性核種の移行を表現するボックスモデルを用いている。本システムは、ボックス間における核種交換率、各ボックスにおける核種濃度、及び様々な被曝経路からの集団線量をそれぞれ推定する連結した3つの主たる計算コードから構成されている。DSOCEANを用いて、液体放出物による集団線量を推定する2種類の計算を実施した。1つは仮想的な再処理施設からの核種の平常放出である。他方は本コードシステムを表面海水上への液体放射性廃棄物の投棄に適用したものである。計算の結果から、重要な放射性核種と被曝経路が同定された。また、ここで用いているモデルとパラメータの適用限界、及び、今後の研究課題も摘出された。

R&D on melting of radioactive metal wastes at JAERI

中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1785 - 1789, 1995/00

原子炉施設の廃止措置時に発生する放射性金属廃棄物の再利用を想定し、模擬廃棄物およびJPDRの解体金属廃棄物を用いた溶融試験を行って溶融処理に伴う代表的な汚染核種の移行挙動の把握を行った。主な試験パラメータは溶融鋼材の材質、造さい剤の塩基度、模擬廃棄物の投入時期である。鋼塊、スラグ、排ガス等から採取した試料の放射能測定に基づくと、Co-60、Ni-63、Mn-54およびZn-65の大部分は鋼塊に、Sr-85はスラグに、Cs-137はスラグおよび排ガスの両方に移行、分配される結果を得た。この結果は各元素の物理的・熱力学的性質から理解できるが、特に元素の揮発性、酸素との親和性等が移行挙動に関して重要な指標となることが分かった。本報は、溶融試験の概要、試験方法、溶融時の放射性核種の挙動、移行挙動に及ぼす試験パラメータの影響などについて記述したものである。

List of strong gamma-rays emitted from radionuclide; Version, 2

成田 孟; 一宮 勉*; 喜多尾 憲助*

JAERI-M 94-059, 112 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-059.pdf:15.36MB

本表は、各々の放射性核種から放出される線のうち1keV以上のエネルギーをもつ線について、放出割合の大きいものから順に「3本づつ」選び、エネルギー順に配列したものである。本表は、線放出核種を線エネルギーから同定するための早見表として利用できる。本表は、1992年3月に発表したレポート「JAERI-M92-051」を改訂したものであるが、ここでは使用上の便宜を考慮して親核種の半減期によって、表を5つに分けた。又線は特定されているが、どの線についても放出割合が報告されていないような「線の一覧表」も付録として掲載してある。評価済み核構造データファイル(ENSDF,1993年9月現在)に収録されている線放出核種はすべて本レポートに掲載した。ここで用いた線のエネルギー値、放出割合、親核種の半減期などの数値は、すべて上記ENSDFからとった。なお本表のフロッピー版も用意した。

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

https://doi.org/10.3327/jaesj.34.342

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界におけるTc,CsおよびNpのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中のNpの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

Radionuclide migration in the geosphere; A 1D advective and dispersive transport module for use in probabilistic system assessment codes

P.Prado*; 本間 俊充; A.Saltelli*

Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 16(1), p.49 - 68, 1991/00

放射性廃棄物処分の確率論的安全評価に用いるための新しい地層中核種移行計算コードを開発した。この計算コードの特徴は、確率論的評価に用いるため計算時間が比較的少なくて済み、簡便でしかもコード利用者にとって容易でコード自体が明瞭なところにある。本報では、このコードを確率論的安全評価用コードパッケージLISAに組み込み国際標準問題(PSAC)を用いてコードの検証を行なった結果も同時に記す。