Accomplishment of OECD/NEA, PreADES (Preparatory Study on Analysis of Fuel debris) project

仲吉 彬; 小山 真一; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10

PreADESプロジェクトの活動は、多くの国際機関との連携の下で実施され、有用な知見を蓄積してきた。そのPreADESプロジェクトでは以下のタスクが議論された。(1)1F, TMI2,チェルノブイリの燃料デブリの特性を様々な分析と実験から明らかにした「燃料デブリ特性表」、(2)燃料デブリ分析に関する情報を整理した「燃料デブリ分析表」、「主要な問題と方法論の表」、「ホット施設の分析機能の表」。これらは、取得すべき分析データを特定し、燃料デブリのハンドリングのための実用的な適切かつ最適な方法論を示す。(3)将来の国際的な研究開発の枠組み。これらの活動や多くの議論を通じて、参加機関は将来の国際協力の成功にとって重要なことは、関連する組織間の柔軟な対話と情報交換であることを再認識した。現在、ポストPreADESプロジェクト「Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident Information Collection and Evaluation (FACE)」プロジェクトが発足し、活発な議論が行われている。

平成29, 30年度福島第一原子力発電所の炉内付着物の分析; 平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)

仲吉 彬; 三次 岳志; 佐々木 新治; 前田 宏治

JAEA-Data/Code 2021-011, 279 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-011.pdf:37.76MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)において、炉内調査が行われ、燃料デブリの取り出し工法、取り出し後の収納・保管等の検討が進められている。この廃炉作業を安全かつ着実に実施するためには、炉内で生じている燃料デブリの性状を把握する必要がある。このため、平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)」プロジェクトにおいて、模擬物質を用いて取り出し装置の検討に有用な硬さや、収納・保管の検討に必要な燃料デブリ乾燥時挙動などの燃料デブリの性状を調査・推定し、実際の廃炉作業を検討するプロジェクトに提供している。このプロジェクトの一環で、1F1号機から3号機の炉内調査時に取得した調査装置の付着物や原子炉格納容器内の堆積物等のサンプルに含まれるU含有領域の分析を実施した。本報告書は、U含有粒子の生成メカニズム等の解析評価に供するため、得られた分析結果のうちFESEM/WDX、FE-SEM/EDS、STEM/EDS及びTEM分析の結果をデータベースとして取りまとめたものである。なお、分析はJAEA大洗研究所及び日本核燃料開発株式会社にて実施した。

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110522

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10 to 10 per day), but the release processes are different.

Current situation of OECD/NEA, Preparatory Study on Analysis of Fuel debris (PreADES) project

仲吉 彬; Journeau, C.*; Rempe, J.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Nauchi, Y.*; Song, J. H.*

Proceedings of 2019 International Workshop on Post-Fukushima Challenges on Severe Accident Mitigation and Research Collaboration (SAMRC 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/11

In recognition of the broad international interest in learning from post-accident examinations and other activities related to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), Japan recommended, to the Organization for Economic Co-operation and Development/Nuclear energy Agency/Committee on Safety of Nuclear Installations (OECD/NEA/CSNI) in 2013, that they identified and followed up on opportunities to address safety research gaps. The CSNI set up the Senior Expert Group (SEG) on Safety Research Opportunities Post-Fukushima (SAREF). In 2016-2017, Preparatory Study on Analysis of Fuel Debris (PreADES) project was recommended by the SEG on SAREF as a near-term project. The PreADES project will summarize the collected knowledge and expertise of debris characterization and identify the needs for debris analyses that will most contribute to the decommissioning of 1F. The project also aims to improve the understanding of severe accidents and reactor safety assessments as well as creating appropriate and optimal methodologies for future debris sampling, retrieval, and storage. Consequently, the project provides important input for a future international project of sample examination based on long-term considerations. The PreADES project launched discussions among interested organizations at the preliminary meeting in July 2017 about the objectives, scope, output, and direction of the project. The contents of the PreADES project were agreed as the three following tasks: Task 1: Joint study on fuel debris' expected properties and characterization, Task 2: Identifying needs and major issues for future fuel debris sampling, retrieval, and analyses, Task 3: Planning of future international R&D framework. Currently, 4th meeting took place on July in Tokyo Japan. Task 1 is almost completed and Task 2 will be summarized soon.

Large scale VULCANO molten core concrete interaction test considering Fukushima Daiichi condition

Bouyer, V.*; Journeau, C.*; Haquet, J. F.*; Piluso, P.*; 仲吉 彬; 池内 宏知; 鷲谷 忠博; 北垣 徹

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 13 Pages, 2019/03

Fuel debris removal is one of the most important processes for decommissioning a severely damaged nuclear power plant (NPP) such as Fukushima Daiichi NPP (1F). In order to develop relevant removal tools, characteristics of fuel debris are required. In the frame of a JAEA-CEA cooperation, a large-scale MCCI test was performed at the CEA/VULCANO facility using a prototypic metal and oxide corium representative from Fukushima Daiichi unit 1 conditions. Conclusions arising from the material analysis of the selected samples will be relevant for future dismantling operations. This paper deals with the experimental device and process, objective and initial conditions of this MCCI test, and ablation of the concrete quantified in term of volume, depths and velocities. The test section concrete, made with Japanese components, is siliceous with basaltic origin. The main objective of the test was to get a significant ablation leading to an ablation volume ratio of 1.6 in order to produce fuel debris with a composition corresponding to expected conditions in the damaged plant. On a phenomenological point of view, it must be noted that the concrete ablation was clearly anisotropic with a predominantly downwards ablation contrary to previous experiments with silica and limestone concrete.

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1480429

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. AlO, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

Electrorefining test of U-Pu-Zr alloy fuel prepared pyrometallurgically from MOX

北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫; 坂村 義治*; 村上 毅*; 秋山 尚之*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/09

FaCTプロジェクトにおいて、金属燃料高速炉と乾式再処理について、将来の再処理技術の一つとして研究を行っている。原子力機構は電力中央研究所と共同で原子力機構東海研究開発センターのCPFにAr雰囲気グローブボックスを設置し共同研究を進めている。乾式再処理では、使用済金属燃料をLiCl-KCl中において陽極溶解し、UとPuをそれぞれ陰極で回収する。これまでの研究では、使用済燃料中のU, PuやMAとともに合金成分のZrの溶解も許容してきたが、Zrの溶出に伴う課題も存在するため、本研究ではZrの溶出を制限した条件での陽極溶解挙動の確認を行った。陽極として用いるU-Pu-Zr合金は、MOX燃料を還元して得たU-Pu合金とU-Zr合金を混合溶融させて調製した。調製したU-Pu-Zr合金は電解塩(LiCl-KCl-UCl-PuCl)に浸漬し、電解試験を行った。

Recent progress of JAEA-CRIEPI joint study for metal pyroreprocessing at CPF

北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫; 小泉 務; 倉田 正輝*; 矢作 昇*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1269 - 1273, 2009/09

原子力機構は、電力中央研究所と共同で金属電解法乾式再処理開発を東海CPFにおいて実施している。U試験を2002年から開始し、2008年までにMOX試験までを終了した。U試験では、UOペレットの還元,還元物の電解,電解析出物に付着する塩化物の蒸留分離と析出物のインゴット化を行い、99%の回収率でUを金属として回収した。PuOを用いた試験でも同様にPu金属をUとともに回収した。MOX試験では、Puの物質収支が100%で維持されることを確認した。現在U-Pu-Zr合金の調整中であり、2009年以降は合金を用いた試験を継続する。

Basic knowledge on treating various wastes generated from practical operation of metal pyro-reprocessing

仲吉 彬; 北脇 慎一; 福嶋 峰夫; 倉田 正輝*; 矢作 昇*

Proceedings of International Symposium on EcoTopia Science 2007 (ISETS '07) (CD-ROM), p.1062 - 1066, 2007/11

金属電解法再処理成立のための課題の1つとして、環境負荷の低減のためアクチニド元素を高速炉サイクルに閉じ込める必要がある。このため、実用条件での乾式再処理試験の主工程だけでなく周辺工程からも発生する、アクチニド元素を含む廃棄物を適切に処理しなければならない。さらに乾式再処理試験より発生する廃棄物には塩素等の腐食性物質を含むため廃棄するためにはこれらの成分濃度を低減させる必要がある。本研究では固体廃棄物は塩化処理することにより主工程でアクチニド元素を再利用し、液体廃棄物は蒸発分離することにより廃液成分と水分を分離し減容することを提案し、実用条件に適するかの試験を行ったものである。

金属電解法乾式再処理プロセス実用化研究開発; MOXペレットの還元と還元物の電解精製のシーケンシャル試験

倉田 正輝*; 矢作 昇*; 北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫

no journal, , 

電力中央研究所と原子力機構は、U, Pu, Amを用いて実用を模した主要工程の連続/繰り返し試験(シーケンシャル試験)を共同で実施している。高速炉用MOXペレットを電解還元法により還元し、U-Pu合金を製造し、そのU-Pu合金と固体陰極,液体陰極を用いた電解精製試験を実施した。その結果、電極電位の推移,電流効率,塩組成,製品中のPu, Am濃度等を測定した。