Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究(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; 東北大学*

JAEA-Review 2022-071, 123 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-071.pdf:6.07MB

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3年度に採択された「建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究」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。本研究は、高放射線量率と高汚染のため、現場への接近性が極端に限られるような事故を経験した原子炉建屋の長期構造健全性の見通しを得るために必要な評価手法を開発しようとするものである。3ヵ年計画の初年度である令和3年度は、(1)地震等の外乱応答モニタリングによる建屋の振動性状・応答評価法の開発、(2)電磁波を用いたコンクリート構造物の損傷検知技術の開発、(3)損傷検知情報に基づくコンクリート材料・構造物の性能評価法の開発、(4)総合的な建屋安全性評価手法の開発と長期保全計画の提案、(5)研究推進の研究項目について具体的な研究方法を明確にして研究の方向付けを行うとともに、必要な諸準備を行い、一部の試験や活動を行った。

令和3年度研究開発・評価報告書 研究開発課題「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」(事後評価・事前評価)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Evaluation 2022-008, 68 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-008.pdf:2.01MB
JAEA-Evaluation-2022-008-appendix(CD-ROM).zip:64.08MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年10月12日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成27年4月から令和4年3月まで(見込みを含む)の第3期中長期目標期間における研究開発実績及び令和4年度以降の第4期中長期目標期間(令和4年度から7年間)における研究開発の実施計画に関する説明を機構から受け、第3期中長期目標期間における研究開発の実施状況及び第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画について、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施した。その結果、第3期中長期目標期間における研究開発成果については総合評価としてA評定、第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画についてはおおむね妥当であるとの評価となった。これらの評価結果を事務局が集約し、委員の確認を経て答申書として取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料を、安全研究・防災支援部門企画調整室が事務局としてまとめたものである。

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「計算科学技術研究」(事後/事前評価)

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-003.pdf:1.42MB
JAEA-Evaluation-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:6.16MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。

Development of dose evaluation method considering radionuclides migration on the surface of the site for confirmation of completion of decommissioning

三輪 一爾; 行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司

MRS Advances (Internet), 7(7-8), p.165 - 169, 2022/03

https://doi.org/10.1557/s43580-022-00212-7

本研究では、地表流と土砂移動により生じる地表面における核種移行を土中の鉛直核種濃度と粒径に応じた核種濃度を考慮して評価する方法を作成した。作成した核種移行評価法により、水平方向に均一なCs-137の初期汚染分布を有する仮想的なサイトにおいて1年間の核種移行評価を実施した。その結果、Cs-137がサイト内の窪地に集中することにより初期汚染分布濃度と比較して20%程濃度が上昇した。また、地表面における核種移行により、初期汚染分布の総核種量の0.18%が海洋へ流出した。これらの結果から、廃止措置終了確認における被ばく線量評価において地表面における核種移行を考慮することで、サイト内における外部被ばく線量の上昇と海洋へ流出した核種による水産物摂取による内部被ばく線量の上昇の可能性が示唆された。

Development of delayed gamma-ray spectroscopy for nuclear safeguards, 2; Designing a compact DGS instrument

Rossi, F.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Rodriguez, D.; 高橋 時音

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2021/08

The Japan Atomic Energy Agency is developing the Delayed Gamma-ray Spectroscopy (DGS) non-destructive assay technique to quantify the fissile-nuclide content in small samples of mixed nuclear materials. One of our primary goals is to develop a compact and efficient DGS instrument to be easily installable into analytical laboratories. The instrument should include an external neutron source and a gamma-ray detection system along with other supporting systems like sample transfer and neutron monitoring. One of the challenges is to design a compact and efficient moderator for commercial neutron sources (e.g. neutron generators or sealed radioactive sources) that emit neutrons with high energy. However, to be able to enhance the gamma-ray signal from fissile materials, thermal neutrons are best due to their higher fission cross-sections. The choice of viable neutron source (neutron spectrum and strength) depends on several considerations (e.g. sample type and interrogation pattern), but also affect the gamma-ray measurement and the consequence analysis. In this work, we will first describe the evaluation results of our Delayed Gamma-ray Test Spectrometer using a Cf source (DGTS-C) from the first experiment carried out in PERLA in collaboration with the European Commission, Joint Research Centre. In association, we will describe how it provided guidance for our demonstration irradiator. Further, we will present our final moderator design concept for a deuterium-deuterium (D-D) neutron generator and present the latest results of data-model comparisons, including those with our PUNITA results. This work is supported by the Japanese Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT) under the subsidy for the "promotion for strengthening nuclear security and the like". This work was done under the agreement between JAEA and EURATOM in the field of nuclear material safeguards research and development.

JAEA-JRC collaborative development of delayed gamma-ray spectroscopy for nuclear material evaluation, 3; Fissile mass estimation with uranium samples

Rossi, F.; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Rodriguez, D.; 高橋 時音; Abbas, K.*; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; Varasano, G.*

61st Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2020), Vol.2, p.907 - 911, 2021/00

Delayed Gamma-ray Spectroscopy (DGS) is a nondestructive assay technique with the capability to quantify the fissile composition of small nuclear material samples from reprocessing plants. In recent years, the Japan Atomic Energy Agency in collaboration with the Joint Research Centre performed several experiments using uranium and plutonium standard samples. In this paper, we present some of our recent experiment results showing the feasibility of DGS for fissile mass estimation. In particular, we interrogate uranium samples of different enrichment and we are showing that we were able to qualify significant peaks even for a depleted uranium sample above 2.7 MeV. Applying correction factors for neutron self-shielding and gamma self-absorption, we obtained a mass linear correlation when considering total integrated counts above 3.3 MeV as well as specific individual peak counts. This work is supported by the Japanese Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT) under the subsidy for the "promotion for strengthening nuclear security and the like". This work was done under the agreement between JAEA and EURATOM in the field of nuclear material safeguards research and development.

Proceedings of the 2019 Symposium on Nuclear Data; November 28-30, 2019, Kyushu University, Chikushi Campus, Fukuoka, Japan

渡辺 幸信*; 執行 信寛*; 金 政浩*; 岩本 修

JAEA-Conf 2020-001, 236 Pages, 2020/12

JAEA-Conf-2020-001.pdf:13.75MB

2019年度核データ研究会は、2019年11月28日30日に、福岡県春日市にある九州大学筑紫キャンパスの総合研究棟(C-Cube)にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会,日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター,日本原子力学会九州支部,九州大学加速器・ビーム応用科学センターが共催した。今回、チュートリアルとして「共鳴理論から統計模型へ」を、講演・議論のセッションとして、「核データ研究及び関連トピックス」、「炉物理研究」、「国際協力」、「原子核物理」、「高エネルギー核データと応用」の5セッションを企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、理論、評価、ベンチマーク、応用等、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は85名、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表29件の論文を掲載している。

External dose evaluation based on detailed air dose rate measurements in living environments

佐藤 哲朗*; 安藤 真樹; 佐藤 正子*; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105973_1 - 105973_7, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.05.005

避難指示が解除された後に住民が帰還した場合の現実的な外部被ばく線量を推定する方法について考案し、考案した方法に基づき調査を行った。6つの町村に帰還を検討している211人の住民を対象に、2014年度, 2015年度及び2016年度の3年間にわたり調査を実施した。帰還後に想定される生活行動パターンについて対象者へのヒアリングを実施した後、ヒアリング結果に基づき詳細な空間線量率の測定を行った。自宅内の線量率測定ができなかった15名の対象者を除いて、外部被ばく線量の最大値と平均値はそれぞれ4.9mSv/y, 0.86mSv/yとなった。被ばく線量の平均値とばらつきの大きさは避難指示区域の区分により異なるが、全対象者の93.3%において、推定される外部被ばく線量は2mSv/y以下であった。本研究での調査対象者全員の生活行動パターンの解析において、年間の生活時間のうち平均で87%の時間を屋内で過ごすという結果が得られた。さらに、自宅での被ばく線量が年間の被ばく線量の66.8%を占めるという結果が得られた。このことから、被ばく線量を現実的に評価するには自宅内の空間線量率を測定することが重要であるといえる。

Repeatability and reproducibility of measurements of low dissolved radiocesium concentrations in freshwater using different pre-concentration methods

栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11

https://doi.org/10.1007/s10967-019-06696-2

福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全Cs濃度測定結果のzスコアは2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。