Impact of fluvial discharge on Cs in the ocean following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

津旨 大輔*; 坪野 孝樹*; 三角 和弘*; 佐久間 一幸; 恩田 裕一*

Pure and Applied Chemistry, 16 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1515/pac-2023-0902

福島第一原子力発電所(F1NPS)事故から12年が経過したが、Csの放射能濃度は事故前のレベルまで低下していない。これは、敷地からの直接放出と陸上に堆積したCsの河川流出によるものである。複数の河川流出と直接放出の影響を理解するためには、沿岸域の拡散過程を考慮する必要がある。この目的のために、直接放出と河川流出を考慮した海洋拡散シミュレーションを行い、観測データの年平均値と比較した。河川から海洋に流出した懸濁態Csは、凝集・沈殿の後、速やかに再浮遊・再溶出し、Csは全て分散すると仮定した。懸濁態Csの河川流出を2013年から2016年の間、F1NPS付近を除く全ての地点で考慮することにより、結果の再現性が向上した。すなわち、河川から流出した懸濁態Csは、比較的短期間に海洋表層放射能濃度の結果に影響を与えることがわかった。F1NPSに隣接して観測されたCs放射能濃度については、直接放出の影響が支配的であり、直接放出の推定に用いられた。

Data of groundwater chemistry obtained in the Horonobe Underground Research Laboratory Project (FY2022)

宮川 和也; 中田 弘太郎*

JAEA-Data/Code 2022-013, 19 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-013.pdf:1.88MB

幌延深地層研究計画において、2019年度までは主に地下施設建設時の坑道掘削に伴う地下水の水質変化の調査や地球化学モデルの構築および見直しを目的として、2020年度からは必須の課題へ対応するため、地下水の水質データを取得している。2022年度は、引き続き必須の課題に対応するため、地下施設を利用して得られた地下水の水質データを取得している。地下施設の140m,250mおよび350m調査坑道から掘削されたボーリング孔や3本の立坑に設置されている集水リングなどから54試料の地下水を採取し、分析を実施した。本報告は、2022年度に得られた地下水の水質データとして、pHや電気伝導度、溶存成分(Na, K, Ca, Mg, Li, NH, F, Cl, Br, NO, NO2, PO, SO,Total-Mn,Total-Fe,Al,B,Sr,Ba,I,アルカリ度,溶存有機炭素,溶存無機炭素,CO, HCO, Fe,硫化物)および酸素水素同位体比の測定・分析結果を取りまとめたものである。

A Design study on a metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide transmutation by loading silicon carbide composite material

大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 永沼 正行; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.735 - 747, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2005702

A metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide (MA) transmutation was designed by loading silicon carbide composite material (SiC/SiC) which can improve sodium cooled fast reactor (SFR) core safety characteristics such as sodium void reactivity worth and Doppler coefficient due to neutron moderation. Based on a 750 MWe metal fueled SFR core concept designed in a prior work, the reactor core loading fuel subassemblies with SiC/SiC wrapper tubes and moderator subassemblies was designed. To improve the reactor core safety characteristics efficiently, three layers of SiC/SiC moderator subassemblies were loaded in the core by replacing 108 out of 393 fuel subassemblies with the moderators. The reactor core with approximately 20 wt% MA-containing metal fuel satisfied all safety design criteria and achieved the MA transmutation amount as high as 420 kg/GWe-y which is twice as high as that of the axially heterogeneous core with inner blanket and upper sodium plenum, and two-thirds of that of the accelerator-driven system.

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.

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00573

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

Development of calculation methodology for estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

杉山 大輔*; 中林 亮*; 駒 義和; 高畠 容子; 塚本 政樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.881 - 890, 2019/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1595765

A calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the F1NPS has been developed by constructing a skeleton overview of the distribution of radionuclides considering the material balance in the system and calculation flowcharts of the transportation of radionuclides into the wastes. The wastes have a distinctive feature that their level of contamination includes considerable uncertainties. The developed method can explicitly specify the intrinsic uncertainties as a band to be included in the estimated radionuclide composition and can quantitatively describe the uncertainties by calibration using data on actual waste samples. Further studies to improve the quality of the calculation method, and acquiring a quantitative understanding of the spatial distribution of radionuclides inside the reactor building are suggested to be important steps toward reasonable and sustainable waste management as an integral part of the decommissioning.

Degassing behavior of noble gases from groundwater during groundwater sampling

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; Solomon, D. K.*; 宮川 和也; 富岡 祐一*; 太田 朋子*; 松本 拓也*; 濱 克宏; 岩月 輝希; 小野 昌彦*; et al.

Applied Geochemistry, 104, p.60 - 70, 2019/05

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2019.03.007

地下水に溶存している希ガス(He, Ne, Ar, Kr, Xe)は、地下水の起源や滞留時間、涵養温度などの推定に使われる。地下水に溶存しているガスを全て定量することが望ましいが、一方で、地下水の採取に伴う溶存ガスの脱ガスを避けることは難しい。本研究は、地下水の採取に伴う溶存希ガスの脱ガス挙動について調べ、その補正方法を提案するものである。地下施設及び深層ボーリングから地下水試料を採取し、原位置の圧力を維持した状態で採取した試料と、圧力を低下させて脱ガスさせた試料との比較を行った。その結果、溶存ガス圧が低い試料(約4.6気圧以下)については、大気圧下で脱ガスさせた場合、気液平衡が成り立つことが分かった。一方で、溶存ガス圧が高い試料(約32気圧)については、気液平衡が成り立たないことが分かった。気液平衡が成り立つ試料については、脱ガスの影響を補正することが可能であるが、気液平衡が成り立たない試料については、補正が困難であり、さらなる検討が必要である。

Evaluation of the excavation disturbed zone of sedimentary rock in the Horonobe Underground Research Laboratory

窪田 健二*; 青柳 和平; 杉田 裕

Proceedings of 2019 Rock Dynamics Summit in Okinawa (USB Flash Drive), p.729 - 733, 2019/05

高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設時には、坑道周辺に掘削影響領域が形成される。この領域の存在により、岩盤内の核種の移行挙動に影響が生じるため、掘削影響領域の理解は重要である。掘削影響領域の評価のために、本研究では、幌延深地層研究センターの深度140mおよび250m調査坑道において、坑道掘削前、掘削中、および掘削後に原位置試験を実施した。結果として、140m調査坑道では、坑道掘削により生じた割れ目が0.45mの範囲まで発達しており、250m調査坑道では、約1mの範囲まで発達していることが分かった。また、不飽和領域に関しては、140m調査坑道では約1m発達したが、250m調査坑道ではほとんど発達していないことがわかった。

Evaluation of H and O of water in pores extracted by compression method; Effects of closed pores and comparison to direct vapor equilibration and laser spectrometry method

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; 大山 隆弘*; 宮川 和也

Journal of Hydrology, 561, p.547 - 556, 2018/06

https://doi.org/10.1016/j.jhydrol.2018.03.058

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、地下水シナリオは主要な評価対象の一つである。地下水の酸素・水素同位体比からは、地下水の起源や混合、移動などのプロセスを理解するために重要な知見を得ることができる。地上からのボーリング調査において、地下深部の低透水性の岩盤中の地下水を、掘削水の汚染などの影響を受けずに取得するためには、岩石コアに含まれる間隙水を取得する必要がある。この場合には、圧縮抽出により間隙水を抽出する手法が一般的であるが、段階的な圧縮過程により異なる塩分濃度の地下水が抽出されることがあることから、同位体比にも影響が見られる可能性が考えられる。本研究では、2種の天然の岩石から圧縮抽水し、水の同位体比の圧縮圧力に伴う変化とそのメカニズムについて議論した。さらに、同サンプルに直接蒸気平衡レーザー法(DVE-LS)を適用し、その結果と比較をした。その結果、圧縮抽水では、閉鎖空隙中の水の影響により、水素同位体比が圧力に伴い変化することが分かった。さらに、2種類の圧縮抽水試験を組み合わせることで、開放間隙と閉塞間隙の両方の水の同位体組成を推定可能であることを示した。また、閉鎖間隙の影響を受けない酸素・水素同位体比は、DVE-LSによって得られる値と良く一致した。このため、圧縮抽水とDVE-LSにより得られた水の酸素・水素同位体比の比較により、閉塞間隙と開放間隙の水の酸素・水素同位体比を推定可能であることが示された。

An Evaluation of the long-term stagnancy of porewater in the neogene sedimentary rocks in northern Japan

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; 大山 隆弘*; 石井 英一; 宮川 和也; 笹本 広

Geofluids, 2018, p.7823195_1 - 7823195_21, 2018/01

https://doi.org/10.1155/2018/7823195

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価におけるシナリオの一つとして、地下水シナリオがある。地下水シナリオに基づく安全評価において、長期間にわたり地下水の移動が遅いことは重要な要因である。本研究では、透水性の低い堆積岩地域の一例として、北海道幌延地域に分布する新第三系の海成堆積岩である声問層と稚内層中の地下水の安定性について、塩素やヘリウムの同位体及び水の安定同位体を用いて調査・考察を行なった。その結果、稚内層の深部地下水は、約100万年前から始まった地層の隆起後も、天水の影響を受けることなく、安定に存在している可能性が示された。一方、声問層や稚内層浅部の地下水は、地層の隆起後、天水の影響を受けており、このことは地下水年代測定の結果からも支持された。本地域の様に、地層の圧密・続成作用を受けた厚い堆積層では、間隙水・結晶水の放出等の影響を受け、地下水の絶対年代を正確に推定することは難しい。しかし、本研究において検討した地下水年代測定の結果と地史との比較は、地下水の流動性に関わる概略的な評価(長期にわたる地下水の安定性の有無)を行う上で有効な手段であると考えられる。