少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価

坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*

JAEA-Research 2024-017, 14 Pages, 2025/03

JAEA-Research-2024-017.pdf:1.34MB

東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所では、2号機から燃料デブリの試験的取り出しを行い、回収物を構外輸送し茨城地区で分析することが計画されている。取り出された燃料デブリの分析結果は、将来的な燃料デブリ管理の各工程(取り出し、収納、移送、保管等)の検討にフィードバックされ、必要な技術開発に活用することが期待されている。試験的取り出しでサンプリングされる燃料デブリは数グラム程度が予定されており、その後、段階的に取り出し規模を拡大させていくことになる。試験的取り出しにおいては、構外輸送に係る関係法令に則って事前に合理的な輸送容器を検討することが必要になる。本報では物質組成や性状が不明瞭な燃料デブリ回収物の安全評価に資するため、少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価を行った。

Development of a theoretical scaling factor method for the inventory estimation of difficult-to-measure nuclide Cs-135 in fuel debris and radioactive wastes

坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*

Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2478926

In this paper, we propose a new nuclide inventory estimation method based on computational methods, called a "theoretical scaling factor method" for difficult-to-measure (DTM) nuclides in fuel debris and radioactive wastes. The theoretical scaling factor method provides a method similar to a conventional scaling factor method. The theoretical scaling factor method, however, does not require performing many measurements to obtain correlations between a key nuclide which is easy-to-measure and a DTM nuclide. Instead of actual analytical measurements, the results of theoretical calculations are used. A correlation equation between the key nuclide and the DTM nuclide is created based on the results of theoretical calculations, and the DTM nuclide is deterministically estimated using the measurement value of the key nuclide only. In this paper, we selected Cs-135 as the DTM nuclide and Cs-137 as the key nuclide. Cs-135 has a long half-life of 2.310 years and is one of the important fission products in the safety evaluation for the geological disposal of high-level radioactive waste, because it dissolves and migrates in groundwater easily. We confirmed the validity of the proposed method using measured data of Cs-137 and Cs-135 on radioactive wastes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident obtained by many researchers. It can be used as a rational and efficient technology to reduce the analysis costs of various types of fuel debris and radioactive waste present at 1F.

Characterization of bremsstrahlung and -rays of fuel debris

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.

Radiation Physics and Chemistry, 199, p.110298_1 - 110298_8, 2022/10

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2022.110298

The characterization of bremsstrahlung and -rays from fuel debris differs from that of spent fuels evaluated to date, due to factors such as material composition and release of volatile fission products. In this work, in order to clarify the conditions under which the effect of bremsstrahlung compared to the total photons (bremsstrahlung and -rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and -rays on the fuel debris surface were obtained using a Monte Carlo simulation. In the simulation, the average energies and dose rates were evaluated with consideration of the composition, size, fission product release, and retrieval time of the fuel debris. The simulation showed that the composition with the largest amount of change to the average total photons energy caused by bremsstrahlung was the molten fuel debris, and the composition with the maximum fraction of bremsstrahlung in the dose rate was the UO. The maximum value of the fraction of bremsstrahlung in the dose rate was evaluated to be about 17%. This work is expected to contribute to the prediction of the radiation characteristics of the fuel debris that will be retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in the near future.

Comparison of photon spectra emitted from fuel debris using different decay data libraries

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*

JAEA-Conf 2021-001, p.144 - 149, 2022/03

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2021-001

新しいセンサーの開発、非破壊分析技術、放射線遮蔽の最適化などの目的で、燃料デブリの放射線特性を適切に評価できる信頼性の高い核データが必要である。これまで、計算コードによって異なる結果が得られたとしても、その違いの原因を解明することは困難であった。それを克服するために、大量の核種と崩壊データファイルの全崩壊モードを正確に扱うことができる信頼性の高い放射性崩壊・放射性線源スペクトル計算コードを新たに開発した。最初のステップとして、最近の崩壊データファイルであるJENDL/DDF-2015, ENDF/B-VIII.0およびJEFF-3.3の崩壊サブライブラリを使用して、燃料デブリの光子スペクトルを比較した。本発表では、次回のJENDL崩壊データファイルに向けて、崩壊スキームと崩壊モードの分岐比の修正の要望を報告する。

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2019.108493

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。Sr、Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

放射線環境における構造材近傍のエネルギースペクトル評価

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

no journal, , 

構造材近傍の放射線や放射線分解生成物は、腐食をはじめとする構造材の劣化に影響する。ここで、構造材近傍の放射線の線質(種類・エネルギー)及び量は構造材の種類や厚さによって変わるため、これを系統的かつ詳細に調べることは、設置場所等によって異なる構造材(材質・サイズ)を利用する実情に応じた細やかな指針等を与えられる点からも重要である。そこで本研究では、水中の金属構造材(SUS304, SUS316L等)への放射線(線・線)照射をモンテカルロ計算コード(PHITS)で模擬して、その構造材近傍の放射線のエネルギースペクトルを入射放射線、構造材の種類や厚さを変えながら評価した。解析結果の一例として、Y-90線源の線をSUS304に入射したときの裏側の水中のスペクトルの平均エネルギーは、構造材の厚さが増加すると、光子は高エネルギー側にシフトするのに対して、電子は低エネルギー側にシフトした。

HIC模擬炭酸塩スラリーの照射実験,3; 模擬炭酸塩スラリーの放射線分解挙動に関する研究

永石 隆二; 本岡 隆文; 山岸 功; 井上 将男; 松村 太伊知

no journal, , 

多核種除去設備(ALPS)の高性能容器(HIC)中で起きた炭酸塩スラリーの液位上昇に伴うたまり水発生は、スラリー中のSr-90等からのベータ線による放射線分解に起因すると考えられるが、詳細は明らかにされておらず、その原因究明を含めたスラリー廃棄物の安全管理の観点から、放射線分解挙動に関する研究を段階的に進めてきた。シリーズ発表として本報告では、処理水中の海水成分や添加物の炭酸塩が与える水の放射線分解への影響について議論するとともに、分解生成物の過酸化水素の熱分解による酸素発生等について述べる。

制動放射を模擬したエックス線照射による水の放射線分解の研究,1; 吸収線量と吸収スペクトルの測定

松村 太伊知; 永石 隆二; 桑野 涼*

no journal, , 

原子炉, 吸着塔, 収納缶等の金属構造材表面では線や二次電子から低・連続エネルギー化した制動放射が発生して、これが水の分解を引き起こして構造材の腐食等に影響を及ぼしている。ここで、放射線分解する水はその層の厚さによって異なる線質(エネルギー・スペクトル)の制動放射を吸収するため、放射線分解実験を行う場合はこれを考慮した高度な線量評価が重要となる。そこで本報告ではシリーズ発表の1番目として、制動放射の模擬としたX線の水への照射を高精度線量計とスペクトロメータを用いて測定して、水への吸収光子の入射最大エネルギー(管電圧)や水層の厚さに対する依存性を議論した。

燃料デブリ周囲へのエネルギー付与に関する放射線化学的評価,2; 放射線エネルギー分布の放射線化学的統合

永石 隆二; 松村 太伊知; 奥村 啓介

no journal, , 

デブリが共存した水(反応系)中では放射線分解が起きて、高反応性の生成物(ラジカル・分子)が長期にデブリと接触・反応し、その状態に影響を及ぼす(経年劣化)。ここで、放射線分解や照射損傷といった放射線効果は、一般的に評価される線量だけでは説明できず、放射線の線質(線種、エネルギー)に依存した考慮が必要である。そこで本報告では、前の報告で評価した線種毎のエネルギー分布を放射線化学的に統合した。さらに、線種毎に影響範囲の異なる、反応系での不均一なエネルギー付与に基づく放射線効果について議論した。

放射線輸送・遮蔽計算による汚染水処理装置の吸収線量評価

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における汚染水処理では、使用済みの吸着塔付近は高線量下であり容易に近づけない環境であるが、外側から放射線等を測定することで内部の吸着核種や吸収線量の分布を評価することが期待できるため、これまで放射線輸送・遮蔽計算を用いた汚染水処理等での吸収線量や放射線分解等に関する解析的研究を進めてきた。本研究では汚染水処理の代表例として、情報が広く公開されているTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式脱塩システム(SDS)に対して、SDS吸着塔内のゼオライト充填層の吸収線量と、吸着塔のスキャニングの結果と充填層内の核種分布との関係について評価を試みた。