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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.
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。
大平 早希; 飯田 芳久
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 10 Pages, 2023/02
ニオブ-94(Nb-94)の鉱物への収着分配係数(
d)は、放射性廃棄物処分の安全評価において重要なパラメータの一つである。先行研究で、アルカリ条件下におけるNbのdは、Caの存在下で、Naの存在下よりも2桁高い値が報告されていた。本研究では、粘土鉱物へのNb収着に対するCaの影響を再検討するためにNb収着実験を行い、沈殿生成の有無を確認するためにブランクテストを行った。その結果、モンモリロナイトとイライトへのNb収着は、Ca濃度には依存せず、Ca存在下で得られたd値はCa非存在下での値と同じであることが分かった。鉱物表面での錯形成による収着を仮定した収着モデルを構築し、地球化学計算コードを用いて計算を行った。その結果、表面種X_ONb(OH)
とX_ONb(OH)
を用いたモデルにより、得られたデータの傾向を再現可能なことを確認した。
島田 太郎; 行川 正和*; 三輪 一爾; 武田 聖司
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02
廃止措置段階に発生する可能性のある事故においては、解体作業中にフィルタ等へ蓄積した粉じんが一挙に環境に放出され地表に沈着した放射性粉じんが降雨に伴う地表流とともに傾斜の下流へ移動し、窪地に蓄積することも想定される。降雨や地形、表面の被覆状態などの条件によって変動する核種の移動量と公衆の被ばく線量を評価するコードの開発を進めている。その評価にあたっては必要な評価パラメータの設定方法を整備する必要がある。そこで、地表面に沈着した粉じんの傾斜面上の流下を模擬した室内降雨試験を実施して、核種移動量評価に必要なパラメータ値を廃止措置段階で想定される劣化状態を含めて取得し、その設定方法を検討した。被覆表面と表面を流れる水との抵抗量を示す等価粗度係数が既知の平滑なアスファルトをもとに得られた劣化アスファルトと平滑なコンクリートの等価粗度係数は文献で得られた値の範囲に収まった。しかし劣化コンクリートの等価粗度係数は、想定と異なり平滑なアスファルトよりもやや低い値となった。これは本試験では地表流による浮遊と雨滴衝撃による浮遊を同時に評価しているため、雨滴衝撃による浮遊のばらつきの影響によるものと考えられる。また、3Dスキャナで各表面の凹凸を点群として取得し表面粗さを評価したところ、等価粗度係数との相関が示唆され、実際の適用の際に利用できる可能性が示された。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02
Clarifying hot spots of radioactive sources inside reactor building rooms based on monitoring air dose rates is one of the most essential steps in decommissioning of nuclear power plants. However, the attempt is regarded as a rather difficult task, because information obtained by air dose rate measurements is generally not enough to inversely estimate contaminated distribution among a tremendous number of potential distributions inside complex reactor building rooms as far as one uses the conventional ways. Then, in order to successfully perform the inverse estimations on source distributions even in such ill-posed circumstances, we suggest that a machine learning method, least absolute shrinkage and selection operator (LASSO) is a promising scheme. Subsequently, we construct a simple room model and employ Monte Carlo simulation code, Particle and Heavy Ion Transport Systems (PHITS) to numerically test feasibility of LASSO inverse estimation scheme. Consequently, we confirm high reconstruction performance of the LASSO scheme in successfully predicting radioactive source distributions. In addition, we carry out uncertainty analysis for the inverse estimation and derive an error function describing uncertainty of the inverse estimation as a useful error estimator. Finally, we find that additional use of spectral information in the measurements can significantly decrease the number of measurement points for the present inverse estimation. In conclusion, LASSO scheme is a quite useful way to explore radioactive hot spots toward the future decommissioning of nuclear power plants.
町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司; 青木 勇斗; 伊藤 倫太郎; 山口 隆司; et al.
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 11 Pages, 2023/02
In order to find radioactive hot spots inside reactor building rooms from structural data together with air dose rate measurement data, Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) has been recently suggested as a promising scheme. The scheme has been examined in simplified room models and its high estimation feasibility has been confirmed by employing Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) as a radiation simulation code. In this paper, we apply the scheme to complex room models inside real reactor buildings. The target rooms are pool canal circulation system room and main circulation system room in Japan Materials Testing Reactor (JMTR) at Oarai area, Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In these real rooms, we create STL format structural data based on Computer Aided Design (CAD) models made directly from their point group data measured by laser scanning devices, and we notice that the total number of their surface meshes in these real rooms reaches to the order of 1 million. Then, this order of the mesh number clearly indicates that one needs a simplified radiation simulation code considering only direct transmission of gamma ray as a radiation calculation instead of PHITS demanding high computational costs. By developing such a simplified code and customizing it to perform LASSO scheme, we consequently confirm that LASSO scheme driven by the simplified simulation can also successfully predict unknown radioactive hot spots on real structural models.
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that 
-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and 
H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか
Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03
For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.
高井 静霞; 澤口 拓磨; 武田 聖司
Proceedings of International Waste Management Symposia 2018 (WM2018) (Internet), 14 Pages, 2018/03
福島原子力発電所後の除染活動に伴い、放射性セシウムで汚染された大量の土壌が福島県内で保管されている。環境省は除去土壌の最終処分の実現のために、低レベルの除去土壌を再生資材として再生利用することで処分量を低減させる方針を示している。再生利用は土木構造物(防潮堤や道路盛土等)に限定され、管理主体や責任体制が明確な公共事業等に限定して実施される。しかしながら、これまで除去土壌の再生利用が実際に行われた事例や安全評価はなかった。そこで本研究では、環境省による再生利用に係るガイドライン作成に貢献するため、除去土壌の防潮堤への再生利用に係る安全評価を実施した。はじめに、建設時・供用時に作業者・公衆に生じる追加被ばく線量を評価した。評価の結果、追加被ばく線量が1mSv/y以下となる再生利用可能な再生資材の放射性セシウム濃度は6,800Bq/kgと算出された。このとき、国内の一般的な建設条件に対して、供用時の公衆に対する追加被ばく線量は10
Sv/y以下を下回った。さらに再生利用可能な放射性セシウム濃度に対し、自然災害により防潮堤が破壊した場合でも追加被ばく線量が1mSv/yを下回ることを確認した。
Wainwright, Haruko*; 関 暁之; Chen, J.*; 斎藤 公明
Proceedings of International Waste Management Symposia 2017 (WM2017) (Internet), 8 Pages, 2017/03
地上での測定による歩行サーベイと走行サーベイと上空から測定による航空機サーベイの複数タイプの空間線量率データを統合した。これらデータは領域・解像度・精度などに違いがあるが、本論文で用いた手法により、異質な空間の構造を地理統計的に表現し、さらに階層ベイズモデルを使って統一した手順で統合している。ベイズ手法は予測の不確実性を定量化し、信頼区間を提供することで意思決定に役立つ。ここでは、避難指示区域周辺の高い空間線量率を示す領域についてデータ統合し、高解像度な空間線量率の地図を提供した。
Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*
Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03
原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。
久芳 明慈; 綿引 政俊; 平野 宏志; 石川 進一郎; 佐藤 寿人
Proceedings of International Waste Management Symposia 2014 (WM2014) (Internet), 12 Pages, 2014/05
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターのプルトニウム燃料第二開発室は、現在、施設の廃止措置段階にあり、核燃料物質を安定的な保管形態である集合体形状に加工する処理とグローブボックスの解体撤去を並行して進めている。グローブボックスの解体撤去は、汚染拡大防止用のグリーンハウスを解体撤去対象のグローブボックスの周囲に設置し、エアラインスーツを着用した作業員が切断工具を駆使して、グローブボックスや内装機器を切断する方法で進めている。しかし、エアラインスーツ作業によるグローブボックス解体撤去作業における作業員の精神的、肉体的負荷は高い。そのため、作業員の安全性に係るリスクは高く、さらに長時間の作業は不可能なため、工期の短縮が図りにくくコスト削減が難しい。そこで、これらのリスク、コストの低減を目的に、汚染拡大防止用のグリーンハウス内で小型の重機を活用する新たな解体工法の検討に着手した。
内山 軍蔵; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳
Proceedings of International Waste Management Symposia 2014 (WM2014) (Internet), 9 Pages, 2014/05
再処理施設高レベル廃液の沸騰事故時における放射性物質の放出量評価データ取得試験研究を行っている。これまでの試験の結果、非放射性模擬廃液を用いたコールド基礎試験では、様々な試験条件における放出挙動データを取得し、Ruは揮発性を有し、ガス状及びミスト状で放出され、その他のFP元素は非揮発性であり、ミスト状で放出されることを示した。コールド工学試験では、FP元素の放出に及ぼす廃液貯槽の空間的な影響データを取得し、気相に放出された非揮発性FP元素の大部分は廃液貯槽内壁に付着することを示した。放射性廃液を用いたホット試験では、放射性物質の放出挙動データを取得し、コールド基礎試験の結果とほぼ同程度の放出割合であるこことを示した。
大西 貴士; 小山 真一; 三村 均*
Proceedings of International Waste Management Symposia 2013 (WM2013) (CD-ROM), 7 Pages, 2013/02
高機能性キセロゲルを用いた核種分離プロセス開発の一環として、白金族元素分離を目的とした不溶性フェロシアン化物内包キセロゲルを調製し、コールド試薬を用いて調製した模擬廃液中における、白金族元素の吸着・溶離特性を評価した。その結果、不溶性フェロシアン化物内包キセロゲルはルテニウム,ロジウム,パラジウムを高い割合で吸着することを明らかにした。また、パラジウムを選択的に回収する条件を見いだした。さらに、回収したパラジウムに熱分解・湿式処理を施し、溶液中に多量に含まれていた硫黄を除去した。
臼井 秀雄; 出雲 沙理; 芝原 雄司; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 田中 祥雄; 杉杖 典岳; 立花 光夫
Proceedings of International Waste Management Symposia 2012 (WM2012) (CD-ROM), 13 Pages, 2012/02
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設では乾式転換設備の廃止措置が2008年に始まり、これまでの解体において種々の管理データを取得してきた。本研究では管理データとして、解体人工数,GH(グリーンハウス)の設置と撤去にかかわる人工数、GHにかかわる二次廃棄物発生量について検討を行った。施設全体の解体人工数の評価は、その施設に存在する機器の種類ごとに解体人工数の評価式を作ることで可能となる。しかしながら全種類の機器について評価式を作ることは容易ではない。そこで、施設の特徴に基づいて人工数を評価する、より簡易な評価方法の検討を行った。その結果、化学工程ごとに解体人工数を評価する見通しが得られた。一方、効率的な解体計画を立案するためには、GHの使用に関してあらかじめ入念な検討を行う必要がある。そこで、GHにかかわる管理データ(人工数,二次廃棄物発生量)の評価方法を検討した。その結果、作成した評価式によりGHの管理データを評価する見通しが得られた。
武田 聖司; 渡邊 正敏; 木村 英雄
Proceedings of International Waste Management Symposia 2011 (WM2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/05
本研究では、高レベル放射性廃棄物の地層処分において重要核種であるCs-135とSe-79を対象に、オーバーパックの早期破損と衝材の変質がもたらす安全評価上重要なシナリオとパラメータについて、整備した安全評価手法による感度解析により検討した。オーバーパックの早期破損のシナリオでは、人工バリア内の初期の高い温度がガラス溶解速度,緩衝材中の拡散係数と収着分配係数に与える影響を考慮したケースとさらに放射線分解の発生に伴う酸化還元電位の上昇による溶解度の増加を想定したケースの感度解析を行った。その結果、後者のシナリオケースが標準シナリオよりもSe-79の人工バリアからの移行フラックスを1オーダー高め、早期破損に伴う放射線分解の影響の可能性に対する理解の必要性が示唆された。また、緩衝材の変質シナリオに対するCs-135及びSe-79の移行フラックスは、オーバーパックの早期破損シナリオよりも高い傾向を示し、人工バリア変質に伴うバリア機能の低下の影響(緩衝材中の地下水流速及び拡散係数の増加,ガラス溶解速度の増加)がより顕著であることが示された。
中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
Proceedings of International Waste Management Symposia 2011 (WM2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/03
A long term pilot scale experiment with steam reforming treatment technology was conducted for volume and weight reduction of uranium contaminated waste tri-n-butyl phosphate/n-dodecane solvent (TBP/dodecane) which was difficult to incinerate. The technology consists of a steam reforming process and a submerged combustion process. In the first process, TBP/dodecane is vaporized and pyrolyzed with superheated steam in a reducing atmosphere. In the second process, the decomposition gases are completely burned in a submerged combustion reactor. A short term treatment test was carried out before the long term test. The test achieved high mass reduction rate of the waste TBP/dodecane at least 99.3% though severe corrosion of the gasification chamber were observed. This problem was solved by sacrificial anode. After the improvement, the system could be operated safely for 960 hours, the averaged mass reduction rate was 99.6% that was slight higher than the short test one.
菅谷 篤志; 田中 憲治; 圷 茂
Proceedings of International Waste Management Symposia 2011 (WM2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/02
再処理施設から発生する硝酸Naを主成分とした低放射性廃液は、硝酸性窒素の環境基準の観点から廃棄体に含まれる硝酸イオンの低減化が検討されており、廃液中の硝酸イオンを触媒還元法によって分解した後、セメント固化法で廃棄体化する技術の適用を検討している。本件では、硝酸根分解後に発生する炭酸塩廃液を廃棄体化できることを確認するために実施した200リットル規模での試験結果を報告する。
岡田 尚; 浅妻 新一郎; 嘉代 甲子男; 松本 正喜
International Waste Management Symposia 2005(WM'05, 8 Pages, 2005/00
Pu3開発室の解体設備において、遠隔操作によるグローブボックス(GB)の解体作業の実績をまとめた。GB解体作業の45%が遠隔操作で実施できることを確認し、また従来法の作業員による直接解体と比較し、ほぼ同等の作業効率が得られる見通しを得た。さらに遠隔解体の今後の課題について整理した。
河田 東海夫; 駒 義和; 野村 和則; 根本 慎一; 小沢 正基
WM Symposia, 0 Pages, 1993/00
高レベル放射性廃液からマイナーアクチニドを回収するため、TRUEXプロセスを応用する試験・研究を進めている。CMPO溶媒の基本特性を把握するために行ったバッチ試験として、主要な元素の分配挙動、第三相生成領域に関する結果を要約した。また、これと並行して、実高放射性ラフィネートをフィード液とする3回のミキサセトラを使用した連続試験を行った。これらの試験によって、ラフィネートからのマイナーアクチニドの除去が可能であることを確認した。同時に、さらに研究が必要な開発課題も摘出した。
