Predictive and inverse modeling of a radionuclide diffusion experiment in crystalline rock at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; Keklinen, P.*; Pulkkanen, V.-M.*; Moreno, L.*; Iraola, A.*; Trinchero, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Havlov, V.*; Trpkoov, D.*; et al.

Nuclear Technology, 209(11), p.1765 - 1784, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2209234

The REPRO-TDE test was performed at a depth of about 400 m in the ONKALO underground research facility in Finland. Synthetic groundwater containing radionuclide tracers (HTO, Cl-36, Na-22, Ba-133, Cs-134) was circulated for about four years in a packed-off interval of the injection borehole. Tracer activities were additionally monitored in two observation boreholes. The test was the subject of a modelling exercise by the SKB GWFTS Task Force. Eleven teams participated in the exercise, using different model concepts and approaches. Predictive model calculations were based on laboratory-based information concerning porosities, diffusion coefficients and sorption partition coefficients. After the experimental results were made available, the teams were able to revise their models to reproduce the observations. General conclusions from these back-analysis calculations include the need for reduced effective diffusion coefficients for Cl-36 compared to those applicable to HTO (anion exclusion), the need to implement weaker sorption for Na-22, compared to results from laboratory batch-sorption experiments, and the observation of large differences between the theoretical initial concentrations for the strongly-sorbing Ba-133 and Cs-134 and the first measured values a few hours after tracer injection. Different teams applied different concepts, concerning mainly the implementation of isotropic vs. anisotropic diffusion, or the possible existence of Borehole Disturbed Zones around the different boreholes. The role of microstructure was also addressed in two of the models.

超音波式伝熱管肉厚測定装置の開発(受託研究)

大場 敏弘; 末次 秀彦*; 矢野 昌也*; 加藤 千明; 柳原 隆夫

JAERI-Tech 2002-082, 47 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-082.pdf:1.87MB

日本原子力研究所では、文部科学省からの受託研究として「再処理施設新材料耐食安全性実証試験」を実施した。この試験においては、六ヶ所再処理施設の主要機器の一つである酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体を用いた実証試験を進めて来た。この実証試験では、モックアップ試験体構造の一部である伝熱管の伝熱面腐食に対する内表面の腐食減肉の状態を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊で高精度に測定できる超音波水浸法を利用した肉厚測定装置の開発を行った。本装置は、小型モックアップ試験体の加熱部を架台に据え付け、その架台の上部に配置した超音波探触子駆動装置と一体をなす、サンプリングアセンブリの先端に取り付けた超音波探触子をサンプリングアセンブリごと伝熱管内に挿入し、これらを自動または手動によって軸方向上下移動及び周方向旋回を制御し、伝熱管の各測定部の肉厚を連続的に測定して、データレコーダ等に収録する装置である。開発した装置で得られた肉厚測定結果は、伝熱管を短冊に輪切りにして光学系の読み取り顕微鏡で測定した肉厚と非常に良い一致を示し、本装置の測定精度の高いことが確認できた。報告書は本装置の仕様及び性能等についてまとめたものである。

トリチウムの影響と安全管理,2; トリチウム利用の現状と発生源

野口 宏

日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00

特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。

再処理施設における仮想的急激燃焼事象に対するセル換気系の安全性実証試験

鈴木 元衛; 西尾 軍治; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄

JAERI 1328, 90 Pages, 1993/01

JAERI-1328.pdf:4.24MB

再処理施設のセル内で溶媒火災にともなう急激燃焼、あるいは溶媒のニトロ化反応による急激燃焼が想定上発生した場合でもセル換気系の安全性が確保されることを実証する目的で、再処理施設のセル換気系を模擬した大型試験装置を用い、4種類の実証試験を実施し、急激燃焼によって発生する圧力と温度のパルスがセル・ダクト構造により有効に緩和されることを明らかにした。ボイルオーバー燃焼試験においては、燃焼皿表面積を主要パラメータとしてセル内溶媒燃焼実験を実施し、ボイルオーバー燃焼を規定する要因に関する分析を行った。その結果、ボイルオーバー燃焼の強度は、セル内酸素と溶媒蒸気の蓄積量及びそれらの相対的比率に強く依存することを見いだした。穏やかな爆発試験においては、急激燃焼源として固体ロケット火薬を燃焼させ、発生した圧力と温度のパルスがセル、ダクト系によって有効に減衰され、換気系の健全性は保持されることを見いだした。排風機健全性試験においては、定格の約6倍の流量の空気を遠心型ターボ排風機に吹き込み、過渡応答性を調べ、排風機の健全性が維持されることを確認した。

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.

JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

Development of a near real time materials accountancy data processing system and evaluation of statistical analysis methods using field test data

井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*

Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00

ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。

A Near-real-time materials accountancy model and its preliminary demonstration in Tokai reprocessing plant

猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*

Nuclear Safeguards Technology,Vol.1, p.499 - 512, 1983/00

1978年より実施して来た東海再処理施設を対象とした動的計量管理モデルの研究と、1980年以降から行なっているその予備的実証試験の成果を報告したものである。まず、東海工場における動的計量管理モデルの概要、および、それが現在のIAEAガイドラインを満たす可能性をもつものであることを述べ、次に、2年間の予備的実証試験により得られた施設者側の経験、計量管理データの解析結果、比の解析により始めて定量的に示された測定バイアスの存在と大きさ、ならびにその原因に関する予備検討の結果などを述べる。現在、改良保障措置の中心的手段は動的計量管理であるとの認識が一般的となって来たが、その最もシンプルなモデルを提唱し、その実証試験をプルトニウムを扱う現実プラントで実施しているのは本研究が唯一のものである。

Decontamination of alkali chloride baths containing nuclear material by precipitation and distillation techniques

伊部 淳哉*; 麻生 めぐみ*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 松浦 治明*

no journal, , 

乾式再処理により発生した試験廃塩は、ウランやプルトニウムを含むこと、空気中の水分を吸収しやすく、機器や配管を腐食させることから、安定して保管・処分するためには、適切な処理が必要である。本研究では、酸素供与体として酸化物を添加し、沈殿物として塩からウランを分離する。次に減圧蒸留により浴構成元素を蒸発分離させる2段階のプロセスを検討している。1段階目の沈殿分離プロセスについて、沈殿剤を酸化リチウム、ウランの代替物質としてセリウムを使用した。2段階目の蒸発分離プロセスについて第2段階の蒸発分離工程では、蒸留装置を組み立て、その動作を確認した。次に蒸留後のセリウムの有無の確認及び蒸発分離の最適な条件の探索を行った。酸化物の添加量が多いほど沈殿量は増加し、セリウムの回収率はオキシクロライドの浴塩への溶解度に依存することがわかった。沈殿物はオキシクロライドと似たEXAFS振動、X線回折パターンであるためオキシクロライドが生成されたと推察できる。