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論文

ALTEMIS: Using integrated hydrology and reactive transport modeling to support resilience at the Savannah River Site

Xu, Z.*; Litzinger, A.*; 佐久間 一幸; Arora, B.*; Hazenberg, P.*; Wang, L.*; Gonzalez Raymat, H.*; Fabricatore, E.*; Wainwright, Haruko*; Eddy-Dilek, C.*

Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 14 Pages, 2024/03

We leverage the Advanced Terrestrial Simulator (ATS), a comprehensive model encompassing overland flow, groundwater processes, canopy and ground evapotranspiration effects. ATS is integrated with reactive transport models, including PFLOTRAN and CrunchFlow, to capture the intricate dynamics of key nuclear-related geochemical species. The Advanced Long-term Environmental Monitoring Systems (ALTEMIS) project extends its efforts across multiple scales: 1) Watershed Scale ATS Model: At the Savannah River Site, we employ a watershed-scale ATS model to quantify the water budget and estimate evapotranspiration fluxes.; 2) Integrated Hydrology Model for Floodplains: Our integrated hydrology model zooms in on the floodplain of Fourmiles Creek, enabling quantification of upwelling groundwater fluxes into wetlands and surface ponds. It also used to assess contaminant migration into Fourmiles Creek; 3) Fully Integrated Reactive Transport Model: Focused on the F-Area seepage basin, one of the largest nuclear waste processing facilities, we develop both 2D transect and 3D basin models. These models estimate the behavior of radioactive elements such as uranium and tritium, as well as non-reactive geochemical species.; 4) Sr-90 Sorption Model: Informed by extensive Sr-90 sorption experiments on minerals and core samples, we parameterize both electrostatic and non-electrostatic sorption models for Sr-90. These models are integrated into multiple reactive transport frameworks, significantly enhancing our ability to accurately predict Sr-90 migration under varying pH conditions.

論文

Effectiveness of fused LASSO for prediction of distribution of radioactive materials in reactor buildings

山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 町田 昌彦

Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 15 Pages, 2024/03

原子炉建屋の廃炉を安全に行うためには、放射線源分布の位置を特定することが非常に重要になる。これまでにも、同じ形状のセルで表現されているモデルに対して、LASSOを用いることで観測した空間線量から線源分布を推定できることが報告されている。さらに、セルが同じ形状でない場合でも、隣接セル間の濃度差を考慮した評価関数をfused LASSOを用いて最小化することで分布の推定ができる。しかし、モデルの構造データの精度の関係で、あるセル群が周囲のセル群と接していないとみなされている場合、そのようなセル群において推定される線源濃度が非常に高くなることかある。この問題を避けるため、新しい評価関数を提案し、テスト問題でその有効性を確認した。さらに、この提案した評価関数を用いることで、原子力機構のJMTRのプールカナル循環系機器室の線源分布をこれまでよりも正確に推定することに成功した。

論文

Attempts to estimate the amount of contamination by Cs and Sr in cracked concrete considering realistic contamination conditions

山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和

Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03

Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.

口頭

Introduction of a laser rust removal device for radioactive waste containers at the NSRI

須田 翔哉; 小菅 淳; 木曽原 直之; 藤井 光樹; 政井 誓太; 伊勢田 浩克; 峰原 英介*

no journal, , 

At Nuclear Science Research Institute (NSRI) in Japan, radioactive wastes generated in-site have been stored in temporary storage facilities for a long time. The management of waste containers is a crucial task because neglecting corrosion increases the risk of leakage of the contents. We are going to use laser irradiation for rust removal from containers and have introduced the actual equipment. In this presentation, we will introduce the status of the introduction of that.

口頭

R&Ds for decommissioning & reconstruction

佐藤 優樹

no journal, , 

原子力機構(JAEA)の福島研究開発部門が実施する福島第一原子力発電所の廃止措置および福島県の環境回復に関する研究開発について紹介する。

口頭

Status of development and demonstration of radiation measurement techniques

佐藤 優樹

no journal, , 

Waste Management Conference 2024において、CLADS先進放射線計測研究Grが実施する放射線計測技術の開発について、福島第一原子力発電所における実証例があるものを中心に紹介する。

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