Evaluation of Co inventory in the core of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Contribution of fuel deposits to the reactor core inventory

内田 俊介*; 木野 千晶*; 唐澤 英年; 高畠 容子; 駒 義和

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(9), p.863 - 879, 2025/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2499187

福島第一原子力発電所にて発生している放射性廃棄物の放射能インベントリ評価において、放射性核種の事故時及び事故後の挙動評価は重要である。原子炉炉心のインベントリはORIGEN2解析により得られるが、放射化生成物のインベントリは親核種の量に依存する。放射化生成物の親核種は構造材などに含まれる不純物であり、これを含めた燃料付着物についてORIGEN2は考慮していない。放射化生成物のうち、Co-60は放射性廃棄物の放射能インベントリ評価を行う際に一部の放射性核種において基準核種となる可能性があるため、その初期インベントリを正確に求める必要がある。そこで本検討では、The microlayer-evaporation and drying-out model (MEDO model)を用いてCoとNiの燃料表面への析出量を求め、析出物が放射化したときのCo-60やNi-63の存在量とORIGEN2解析結果とを比較することで、原子炉炉心のインベントリへの燃料付着物の寄与を求めた。また、比較結果をもとに、原子炉炉心インベントリの推定手法に関する提案を行った。

Effect of molybdenum release on UO/MOX fuel oxidation under severe light water reactor accident conditions

Liu, J.; 三輪 周平; 唐澤 英年; 逢坂 正彦

Nuclear Materials and Energy (Internet), 37, p.101532_1 - 101532_5, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2023.101532

To investigate the Mo release behavior and its influence on the fuel oxidation, the oxidation and evaporation behaviors of Mo powders and their influencing mechanism on the oxygen partial pressure around powders were researched by using a thermogravimetric analysis technique. The results revealed that during Mo oxidation and evaporation, the oxygen partial pressure around powders can be dramatically decreased to ensure the mass balance of oxygen. Under guidance of this finding, the oxygen consumption rate by Mo release and the oxidation rate of nuclear fuel in accident conditions were estimated and compared. It is suggested that Mo release can retard the oxidation progress of fuel.

Improvement of model for cesium chemisorption onto stainless steel in severe accident analysis code SAMPSON (Joint research)

三輪 周平; 唐澤 英年; 中島 邦久; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 井元 純平

JAEA-Data/Code 2021-022, 32 Pages, 2023/01

JAEA-Data-Code-2021-022.pdf:1.41MB
JAEA-Data-Code-2021-022(errata).pdf:0.17MB

東京電力福島第一原子力発電所の原子炉内におけるセシウム分布のより正確な予測に向けて、核分裂生成物の化学挙動データベースECUMEに格納されているステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルをシビアアクシデント解析コードSAMPSONに組み込んだ。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、当該モデルを構築した実験の結果を再現し、コードに誤りが無いことを確認した。また、SAMPSONに組み込まれた改良モデルのセシウム化学着挙動解析への有効性を確認するため、温度勾配管を有する装置を用いた実験の解析を実施した。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、実験の結果を再現し、SAMPSONにおけるノードジャンクションの設定方法、エアロゾル生成モデル、CsOH蒸気の飽和蒸気圧等の計算方法等の解析方法、そして改良モデルがセシウム化学吸着挙動解析に適用可能であることを確認した。また、セシウムがシビアアクシデント後に水相を介して移行したことから、原子炉内におけるセシウム分布を予測するためには、セシウム沈着物の水への溶解性の評価が前提となる。このため、ステンレス鋼へのセシウム化学吸着生成物の水への溶解性を調べた。ステンレス鋼304へのセシウム化学吸着生成物は、873Kから973Kで水溶性の高いCsFeO、973Kから1273Kで水溶性の低いCsFeSiO、1073Kから1273Kで水溶性の低いCsSiOであることが分かった。これらの結果から、セシウム化学吸着量に影響を与える原子炉内温度やCsOH蒸気種濃度のようなシビアアクシデント解析条件に応じて、セシウム化学吸着生成物の水への溶解性を予測できる可能性を得た。

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00537

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO、CsSiO及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。

Effects of -ray irradiation on the high temperature oxidation of austenitic stainless steel in supercritical water

中原 由紀夫; 山本 正弘; 唐澤 英年*; 木内 清; 勝村 庸介*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

3種類の汎用オーステナイト系ステンレス鋼,304L,316L、及び310Sを、25MPa, 550Cの脱気超臨界水中へCoにて線照射を行いながら合計1000時間浸漬した。超臨界水中での吸収線量率を評価した結果、515kGyhだった。試験後の表面には多孔質の鉄酸化物の外層と鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。SS304LとSS310Sの見かけの重量変化は放物線則に従い、その速度定数は線の線量率が大きくなるに従って減少した。線照射により、皮膜外層がマグネタイト(FeO)からヘマタイト(FeO)に変化した。また、線照射により、内層皮膜と金属界面でCr濃度の増加が見られた。これらの結果は、線照射により過酸化水素などが生成し超臨界水環境がより高酸化状態になっていることを示唆するもので、腐食環境が線照射により厳しくなることを明らかにした。

Evaluation of chemisorption behavior of CsOH vapor on SSs under SA conditions

唐澤 英年; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦

no journal, , 

CsOH蒸気のステンレス鋼への化学吸着速度を化学吸着再現実験装置CRESTを用いて検討した。得られた化学吸着速度を用いて、SA解析コードSAMPSONにより蒸気分離器と蒸気乾燥器への吸着量を、福島第一原子力発電所のSA条件下で評価した。

福島第一原子力発電所での放射性核種の短/長期挙動の評価,3; 建屋内線量分布に関する現象論的考察(1号機)

木野 千晶*; 唐澤 英年*; 内田 俊介*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦

no journal, , 

事故シナリオの観点から、福島第一原子力発電所炉内における放射性核種分布に関して現象論的に評価した。本評価より、セパレータへのセシウムの化学吸着、RCWへの中・低揮発性FPの侵入などを指摘した。

超臨界水中でのステンレス鋼の高温酸化に線照射が及ぼす影響

中原 由紀夫; 山本 正弘; 加藤 千明; 木内 清; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*

no journal, , 

超臨界圧水冷却炉を念頭においたステンレス鋼の腐食特性評価のために、線照射が行える超臨界水ループ試験装置を用いた腐食試験を行った。試験には、3種類の汎用ステンレス鋼,SUS304L,SUS316L、及びSUS310Sを用いた。超臨界水の圧力及び温度は25MPa, 550Cで、電導率0.1Scm,脱気条件(DO5ppb)の純水を流量4Lhで循環させた。線の吸収線量率は、試験片の表面近傍で515kGyhと推定された。腐食試験の結果を酸化皮膜の成長による重量増として評価した。SUS304L及びSUS310Sでは線照射により増量が大きくなり、重量増加の時間依存性は放物線則に従っていた。重量増加の速度定数は線の線量率の増加に伴って減少する傾向が認められたが、これは溶解による重量減少の影響も含む可能性があり、より詳細な検討が必要である。SUS316Lの重量は、非照射条件では放物線則に従い増加したが、照射条件では酸化皮膜の剥落が見られ大きく減少した。すべての試験片において、多孔質の鉄酸化物の外層と、鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。外層の鉄酸化物は、非照射条件ではマグネタイト(FeO)だったものが、線照射によりマグネタイトに加えてヘマタイト(-FeO)も形成されていた。また、SUS304Lでは、線照射により、酸化皮膜内層の金属界面近傍で顕著なCr濃度の増加が見られた。

1F廃炉作業効率化とソースターム予測精度向上のためのFP挙動に関する課題の整理,5; 事故分析調査から得られた課題

唐澤 英年; 岡田 英俊*; 日高 昭秀*

no journal, , 

本委員会の目的の一つである「ソースターム予測技術向上への貢献」に資するため、原子力規制委員会で実施している「東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会」の会合資料の中から、以下の3分野に関連する会合資料を調査した。(1)非常用ガス処理系配管系の汚染状況とその形成メカニズム、(2)オペレーションフロア及びシールドプラグ付近の放射線量とシールドプラグ下面におけるセシウムの存在、(3)建屋内線量分布。調査の結果、以下の課題を抽出した。課題1;ベントガス放射線量評価、課題2;ベントラインの汚染メカニズム、課題3;PCVリーク経路の確認。今後、これらの課題の検討・評価をワーキンググループで行い、FP放出モデル改良の一助になるように活動経過・結果を技術報告書にまとめていく。

福島第一原子力発電所での放射性核種の短/長期挙動の評価,2; 短/長期放射性核種挙評価における課題

唐澤 英年*; 内田 俊介*; 木野 千晶*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦

no journal, , 

SA解析コードで評価した原子炉内のFP分布から、燃料デブリ取出し時の被ばくリスクに影響する核種を選定し、その存在量と放射能を評価した。