Applicability of differential die-away self-interrogation technique for quantification of spontaneous fission nuclides for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.460 - 472, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2114958

This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.

核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書(仮訳)

相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子

JAEA-Review 2013-011, 54 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-011.pdf:3.05MB

第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。

Sensitivity analysis of low-volatile FPs and Cm-244 inventory in irradiated nuclear fuel for special nuclear material accountancy in fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11

Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブスペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。

「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉ケーススタディ」の報告と考察

相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11

2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 1; General outline

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎

no journal, , 

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2-3; パッシブ法

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するために、原子力機構・核不拡散センターは、これまでにパッシブ法を用いた定量手法を開発してきた。燃料デブリでは、核分裂生成物(FP)からの線が支配的であるため、プルトニウム(Pu)等から放出される線の直接測定は困難である。本手法では、燃料溶融過程においても、揮発性が小さく、核燃料物質と随伴し、高強度・高エネルギー線を放出するFP核種であるEu-154などを計測し、計算により求めたPu/Eu比等により核燃料物質量を間接的に評価する。本報では長谷らが開発した共通モデルのランダムにデブリが配置されたパターンを用いて、配置の不確かさに起因するパッシブ法の応答のばらつきを評価するための、3次元の収納缶漏洩線シミュレーション手法を開発した。