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報告書

溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2022-038, 102 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-038.pdf:4.76MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。汚染水との接触により変質したと考えられる地下構造物コンクリートに焦点をあて、核種の移行挙動、変質コンクリートの特性に基づいて核種移行モデルを構築し、コンクリート廃棄物の物量推計及び廃棄物管理シナリオ評価を実施する。移行挙動は核種、化学形に依存し、I$$^{-}$$の収着分配係数$$K_{d}$$はC-S-H及びC-A-S-H試料ではセメントペーストより2桁低くなったのに対し、Uでは試料によらず10$$^{4}$$ L kg$$^{-1}$$以上と高くなった。$$^{14}$$Cの移行挙動は化学形によって大きく異なった。コンクリートの溶出挙動は非破壊CT-XRD連成法によって可視化でき、また、定量的に模擬できるよう既存モデルを改良した。合成C-S-H、高$$^{29}$$Si含有合成C-A-S-H、劣化コンクリートから抽出したCS-Hを対象にNMRによる微細構造評価を実施した。固体廃棄物保管施設のコンクリート瓦礫等の線量測定結果をもとに放射性核種濃度を統計的に推定する手法を開発した。滞留水に浸漬したコンクリートの性状や核種の水中濃度を与条件として不確実性を含めて多核種の放射能濃度分布を推計した。また、$$^{129}$$Iの汚染水への移行モデル及び$$^{14}$$Cのソースタームを検討した。さらに、廃棄物管理工程の潜在的な放射線リスクの分析のため、SED指標の適用性を検討した。

論文

Fission gas release from irradiated mixed-oxide fuel pellet during simulated reactivity-initiated accident conditions; Results of BZ-3 and BZ-4 tests

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108171
 被引用回数：1 パーセンタイル：15.7(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1199979
 被引用回数：6 パーセンタイル：49.05(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

論文

Diffusion of fission products in the matrix graphite for VHTR fuel compacts

福田 幸朔; 沢井 友次; 井川 勝市

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.126 - 132, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.126
 被引用回数：9 パーセンタイル：68.06(Nuclear Science & Technology)

本研究は多目的高温ガス実験炉用燃料コンパクトのマトリックス黒鉛中のFP拡散に関するものである。中心に1粒のUO$$_{2}$$燃料核を有する球形マトリックス黒鉛を低照射した後、FP拡散のための加熱を行った。加熱後、マトリックス中のFP濃度分析を測定し、これから拡散係数を求めた。1175$$^{circ}$$Cと1375$$^{circ}$$Cの範囲でのBaとSrの拡散係数については、Arrhenius式で表わすことが出来た。Ceの拡散係数も得られたが、その温度依存性を求めることは出来なかった。上記三つのFP拡散係数については、Dce$$>$$Dsr$$>$$Dbaの大きさの順であった。さらにFP拡散に及ぼすマトリックス黒鉛の密度の影響も調べたが、1375$$^{circ}$$Cの$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Baの拡散では密度の効果は認められなかった。

論文

Fission product diffusion in ZrC coated fuel particles

福田 幸朔; 井川 勝市; 岩本 多實

Journal of Nuclear Materials, 87(2&3), p.367 - 374, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(79)90574-9
 被引用回数：18

ZrC$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{3}$$被覆燃料粒子をJMTRで最高1420$$^{circ}$$C、高速中性子照射量1.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$0.18MeV)、燃焼度2.48%FIMAに到子高照射し、この粒子中のFP($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce)の移行を調べた。照射終了時の被覆層中のFP分布および1500$$^{circ}$$C、1600$$^{circ}$$Cで加熱した時のFP分布を測定し、また、1600$$^{circ}$$C加熱中のFP放出率も測定した。これらの分布を解析することにより、ZrC$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{3}$$中のFPの拡散定数を得ることが出来た。この結果、ZrC中ではSrの拡散定数が最も大きく、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの順に小さくなった。1600$$^{circ}$$Cにおける放出率も$$^{9}$$$$^{0}$$Srが最も大きく、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceが最も小さかった。これらの測定結果の考察から、ZrC被覆を通った$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放出は体積拡散が律速したものであり、また$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの放出は粒界拡散が律速したものであるようである。放出率の結果からみられる$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの移行はZrC中の気孔が影響しているものの、体積拡散が律速しているのではないかと考えられる。

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