再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固時の事象進展の整理

山口 晃範*; 横塚 宗之*; 古田 昌代*; 久保田 和雄*; 藤根 幸雄*; 森 憲治*; 吉田 尚生; 天野 祐希; 阿部 仁

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(4), p.173 - 182, 2022/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J21.021

確率論的リスク評価(PRA)から得られるリスク情報は、原子力施設におけるシビアアクシデント対策の有効性を評価するために有用である。再処理施設に対するPRA手法は原子力発電所のそれと比べて未成熟と考えられ、本手法を成熟させるためには事故シナリオの不確実性を低減することが重要となる。本論文では、再処理施設におけるシビアアクシデントである高レベル廃液の沸騰による蒸発乾固への事象進展と、それに伴う放射性物質の移動挙動に関する文献調査の結果をまとめた。Ruの重要な特徴の一つは、事象進展の過程で揮発性化合物を形成することであり、本稿ではその移動挙動を温度に基づいて4段階に分類した。高温まで至った乾固物からはRuは放出されない一方、Csのような他の揮発性元素が放出される可能性がある。実験データは未だに不十分な状態であり、放射性物質の移行挙動の温度依存性を明らかにすることが求められる。

地層処分環境下におけるオーバーパック材料の超長期試験研究

和田 隆太郎*; 山口 憲治*; 西村 務*; 栗本 宣孝*; 西村 智明*; 竹内 靖典*; 藤原 和雄*

JNC TJ8400 2002-001, 71 Pages, 2002/02

JNC-TJ8400-2002-001.pdf:4.34MB

オーバーパックには長期健全性が期待されており、これまでオーバーパックの腐食挙動モデルが構築されてきた。そのモデルの妥当性、保守性を検証するために、本研究ではオーバーパック材料の数十年規模の超長期試験に関する研究を実施した。(1)処分開始直後を想定した環境下でのオーバーパック候補材料である炭素鋼の腐食挙動と緩衝材中の環境を長期間モニタリング可能な試験装置の設計を行った。(2)炭素鋼の長期浸漬試験を溶液交換等のメンテナンスなく実施できる試験容器を検討し、試作した。(3)今後の地層処分事業や安全規制に資する超長期試験(20年程度)を抽出した。(4)超長期試験に関する記録を試験期間(20年)にわたり管理、保存する方法を調査した。