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, 62(8), p.756 - 765, 2025/08

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 neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113791

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO or mixed oxide). The number and energy spectra of (, ) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

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.

Gamma detector response simulation inside the pedestal of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

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

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00543

Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.

JMTRを用いた放射性医薬品製造プロセスの整備計画

飯村 光一; 坂本 太一; 菅野 勝; 堀 直彦

FAPIG, (178), p.14 - 18, 2009/02

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(Tc)の親核種であるモリブデン-99(Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本書では、Moの製造に必要な照射装置の選定や照射後工程において製品化のために必要な装置等の基本計画について紹介する。

JMTRを用いたMo製造設備の概念検討

飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝; 北島 敏雄; 中川 哲也; 坂本 太一; 堀 直彦; 河村 弘

JAEA-Technology 2008-035, 47 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-035.pdf:7.91MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(Tc)の親核種であるモリブデン-99(Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、Moの製造に必要な照射装置の選定,構成及び照射後工程において製品化のために必要な装置等の技術的な検討並びに製造にかかわるコスト面の検討結果について述べる。

燃料デブリ検知へのバブルディテクターの応用

寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 冠城 雅晃; Riyana, E. S.; 能見 貴佳; 奥村 啓介

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の格納容器内のような高ガンマ線環境下での燃料デブリ探査や、回収物中の核燃料物質の有無を判断するための手法開発を進めている。その中で、自発核分裂や誘起核分裂などに起因する僅かな中性子を、狭隘空間かつ高ガンマ線環境下で検出する手法として、中性子の積算線量計であるバブルディテクター(BD)に着目した。BDはガンマ線に不感で、小型軽量,目視確認可能,外部電源やケーブル不要といった特長を有している。そこで、BDに対するコバルト60を用いたガンマ線照射試験、ならびにMOX燃料を用いた中性子検出試験を実施した。その結果、速中性子用のBDは10.0kGyまでの高ガンマ線場で利用できること、及びMOX燃料由来の中性子を検出できることを確認した。

東京電力福島第一原子力発電所のデブリ探査を想定した高ガンマ線バックグラウンド下における中性子検出法の提案

神野 郁夫; 冠城 雅晃; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋; 奥村 啓介

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後炉心の高ガンマ線バックグラウンドの中で燃料デブリを探知するためには中性子を検知する必要がある。しかしガンマ線フラックスが高く、電荷敏感測定は困難である。耐放射線性母材の検出器2式の信号の差分を電流敏感測定した中性子検出法を提案する。

The Possible use of short half-life noble gas fission products for measurement of criticality and identification of plutonium in fuel debris canister

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

no journal, , 

Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of Kr-to-Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.

燃料デブリの線および制動X線の特性評価

松村 太伊知; 藤田 学*; 寺島 顕一; 坂本 雅洋; 奥村 啓介

no journal, , 

原子力機構では、これまでに多種多様な取出し燃料デブリに対する崩壊ガンマ線の特性評価を行ってきたが、線及び制動X線については考慮してこなかった。福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリは、燃料に由来するU, TRU, FP、および構造材に由来するジルカロイ, SUS, ペデスタル内のコンクリートなどと溶融混合し、号機や部位に依存して複雑な組成になっていると考えられている。使用済燃料を対象とする従来のコードはこのような多種多様な組成の燃料デブリから放出される線や制動X線への適用は想定されていない。そこで、線スペクトルの理論式,崩壊データ、および粒子輸送モンテカルロ計算コードPHITSを用いて、燃料デブリの取出し時期,揮発性FP放出,燃料デブリ組成,嵩密度,サイズ等に依存した燃料デブリの線と制動X線の特性評価を行った。