令和3年度福島第一原子力発電所の炉内付着物サンプル等の分析; 令和3年度開始廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発)

池内 宏知; 佐々木 新治; 大西 貴士; 仲吉 彬; 荒井 陽一; 佐藤 拓未; 多木 寛; 関尾 佳弘; 山口 祐加子; 森下 一喜; et al.

JAEA-Data/Code 2023-005, 418 Pages, 2023/12

JAEA-Data-Code-2023-005-01.pdf:24.59MB
JAEA-Data-Code-2023-005-02.pdf:32.18MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業を安全かつ着実に実施するためには、炉内で生成した燃料デブリの組成や物理的・化学的特性等の性状を把握し、燃料デブリの取り出しや収納・保管等の実際の廃炉作業を検討するプロジェクトに提供していく必要がある。この目的から、1F2号機の内部調査で取得された付着物や堆積物等の汚染物サンプルを用いて、サンプル中の成分の把握及び燃料由来のウランを含む微粒子(U含有粒子)の詳細観察を行った。本報告書は、サンプルの成分由来やU含有粒子の生成過程等の解析評価に供するため、2021年度に得られた分析結果として、FE-SEM/WDX、FE-SEM/EDX、TEM/STEM-EDXによる詳細観察画像や元素分析結果、放射線測定結果及びICP-MSによる元素分析結果をデータベースとしてまとめたものである。

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

Localization of cesium on montmorillonite surface investigated by frequency modulation atomic force microscopy

荒木 優希*; 佐藤 久夫*; 奥村 雅彦; 大西 洋*

Surface Science, 665, p.32 - 36, 2017/11

https://doi.org/10.1016/j.susc.2017.08.004

粘土鉱物表面におけるイオン交換反応は、通常その交換量だけに着目し、ミクロスコピックな研究はまだあまりなされていない。本研究では、反応が多く起こると考えられている粘土鉱物表面に着目し、周波数変調方式原子間力顕微鏡を用いてイオン分布を調べた。粘土鉱物はモンモリロナイト、イオンはセシウムイオンを対象として、研究を行った。その結果、セシウムが線状に分布し、その構造がしばらく保たれるという現象を発見した。第一原理シミュレーションにより、粘土鉱物内部の構造を評価したが、内部の電荷が直線構造を取る可能性は低いことが示された。これらの結果は、この直線構造の起源は粘土鉱物表面-イオン-水の三者による未解明吸着プロセスが存在することが示唆していると考えられる。

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

Sediment and Cs behaviors in the Ogaki Dam Reservoir during a heavy rainfall event

操上 広志; 北村 哲浩; Yokuda, Satoru*; 大西 康夫*

Journal of Environmental Radioactivity, 137, p.10 - 17, 2014/11

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2014.06.013

We performed a simulation of sediment and Cs behavior in the Ogaki Dam Reservoir during a heavy rainfall event occurred in 2013. One-dimensional river and reservoir simulation scheme TODAM was applied for calculating the time dependent migration of sediment and Cs in dissolved and sediment-sorbed forms in the reservoir. Continuous observational data achieved in upper rivers were used as the input boundary conditions for the simulation. The simulation results were compared with the continuous data achieved in the lower river and we confirmed the predicted values of sediment and Cs in sediment-sorbed form at the exit of reservoir satisfactorily reproduced the observational data. The simulation result of a heavy rainfall event shows that the reservoir plays an important role to delay and buffer the contamination movement in heavy rainfall events.

照射済燃料を浸漬させた人工海水の組成分析

田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-036.pdf:3.31MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。

Preliminary calculation of sediment and Cs transport in the Ukedo River of Fukushima

操上 広志; 北村 哲浩; 山口 正秋; 大西 康夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.149 - 152, 2013/11

河川中の土壌粒子の成分ごとに、河川水中の懸濁濃度を河口からの距離の分布として計算した。その結果、砂成分は河川中に蓄積し、海まで到達しないものの、シルトと粘土成分は海まで到達する結果となり、河川はシルトや粘土を媒体に放射性Csの運搬経路となる試算結果となった。地形勾配が大きい箇所においては顕著な侵食が生じ、地形勾配が緩やな箇所で堆積が生じた。放射性Csの溶存成分は下流になるにつれてわずかに低下し、浮遊物質(細かい土壌粒子)への付着成分の割合が高くなったが、ほとんどがシルト,粘土への付着成分としての輸送であった。

Effect of neutron moderator on protected plutonium production in fast breeder reactor blanket

松本 航治*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 大西 貴士; 齊藤 正樹*; 山内 一平*

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.1018 - 1019, 2012/11

マイナーアクチニドの中性子捕獲反応を利用して、高速炉ブランケットで生成するプルトニウムの偶数番号同位体割合を増加させ、核拡散抵抗性を向上させることを目指し、径ブランケットへの減速材導入効果を評価した。その結果、均質減速材よりも非均質減速材の方が、マイナーアクチニドを効率的に核変換し、かつ、プルトニウム238の同位体組成を高めることを明らかにした。また、非均質減速材の導入により、より少ないマイナーアクチニド添加量にて、核拡散抵抗性の高いプルトニウムを生成することを明らかにした。

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.11.013

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、UからのPu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

Selective separation of heat-generating nuclide by silica gels loaded with ammonium molybdophosphate; Adv.-ORIENT cycle development

遠藤 祐介*; Wu, Y.*; 三村 均*; 新堀 雄一*; 小山 真一; 大西 貴士; 大林 弘; 山岸 功; 小澤 正基

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1007 - 1015, 2009/09

高速炉を機軸とする新しい燃料サイクルの開発を目指した先進オリエントサイクル開発の一環として、発熱元素Csを分離するための複合吸着剤(モリブドリン酸アンモニウム担持シリカゲル,AMP-SG)を複数の方法で調製し、吸着溶離試験を実施した。AMP-SG複合吸着剤は、高レベル廃液相当の23M HNO溶液においても10cm/g以上の高いCs分配係数を示した。Cs吸着等温線はラングミュア式に従い、この式から求めた最大吸着量は0.24mmol/gであった。アンモニウム塩溶液はCsの回収及び吸着剤再生に有効な溶離剤であり、カラムに吸着したCsの94%を5M NHNO-1M HNO溶液で溶離できた。硝酸-硝酸アンモニウム混合液を用いたクロマトグラフィでは、同族元素であるCsとRbを高純度で分離できることを確認した。