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4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 2023-027, 126 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-027.pdf:5.51MB

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4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はじ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、令和2年度に採択された研究課題のうち、「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2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、汚染水との接触により変質したと考えられる1Fの地下構造物コンクリートを対象とし、核種の移行挙動及び変質コンクリートの特性を評価し、その結果に基づいて核種移行モデルを構築してコンクリート廃棄物管理シナリオを評価する手法を構築することを目的とした。収着及び拡散実験の結果、Cs、I、C等の放射性核種の健全・変質硬化セメントペースト(HCP)中の移行挙動は、核種及びその化学形に依存すること、鉄とセメント系材料が混在する系では、高pHではUはほとんどがセメント系材料に収着することが明らかになった。非破壊CT-XRD連成法及びNMR測定の結果、溶脱試料の微細構造は、溶脱前のHCPの状態(炭酸化、水和度やCa/Si比等)の影響を受けることがわかった。また、イオン同時輸送モデルによるシミュレーションから、骨材とセメントの境界に形成される遷移帯が溶脱の進行に影響を与える可能性が示唆された。固体廃棄物貯蔵庫に保管されているガレキ類について、保管コンテナ外部の線量率測定データからインベントリを推定するモデルを構築した。また、核種移行挙動に及ぼす溶脱変質の影響を考慮して、1Fの地下コンクリート構造物内の放射性核種(Cs、Sr、I)の濃度分布を推定した。

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(委託研究); 令和2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 2021-070, 98 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-070.pdf:4.75MB

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2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はじ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2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、福島第一原子力発電所の地下構造物のコンクリートに焦点をあて、汚染水との接触により変質したコンクリート材料を対象として、放射性核種の移行挙動の解明、特性評価、放射性核種の移行挙動モデルの構築、およびそれらの情報をもととした放射性廃棄物物量の推計、コンクリート廃棄物の管理シナリオの分析を目的として実施する。

福島第一原発事故の大気・海洋環境科学的研究の現状; 事故の何が分かったか、事故から何が分かったか

青山 道夫*; 山澤 弘実*; 永井 晴康

日本原子力学会誌ATOMO, 60(1), p.46 - 50, 2018/01

福島第一原子力発電所事故により大気および海洋に放出された放射性物質の観測された核種、推定された放出量、放出の時間経過について、現在明らかになっていることを概観した。また、放出された核種について、その大気中、陸域および北太平洋での挙動についてもまとめた。さらに、今後の研究課題として、よくわかっていないことを、1から3号炉の放出の配分と核種組成および海洋内部での中央モード水の挙動の観点で整理した。

Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER

Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05

https://doi.org/10.1088/0029-5515/55/6/063019

The operational space (-) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to 5-6 10 m leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 1000 s with Q 5 for 13 MA at moderate normalised pressure ( 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.

Physics comparison and modelling of the JET and JT-60U core and edge; Towards JT-60SA predictions

Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.

Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09

https://doi.org/10.1088/0029-5515/54/9/093010

Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.

高温ガス炉電力水素併産システム(GTHTR300C)の導入シナリオに関する検討,1

西原 哲夫; 武田 哲明

JAERI-Tech 2005-049, 19 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-049.pdf:1.17MB

日本原子力研究所では、2030年頃の実用化を目指して高温ガス炉電力水素併産システムGTHTR300Cの研究開発を進めている。本システムが導入される前提条件として、水素需要が増大するとともに、新規原子力発電所のニーズがあることが上げられる。そして導入シナリオの作成のために、2030年頃の原子力発電所の運転状況,水素の主たるユーザーとなる燃料電池自動車の普及状況,既存設備の水素供給能力などを明確にしておく必要がある。本報告書では、現在運転中の原子力発電所のうち2030年までに廃炉となる可能性が高い発電所を推定し、その代替システムとしてGTHTR300Cが導入可能なモデル地区を選定する。そして、モデル地区における水素需要の推算,既存設備の水素供給能力の調査を行い、2030年における水素供給シナリオを検討する。

我が国の長期エネルギー需給シナリオに関する検討

佐藤 治

JAERI-Research 2005-012, 32 Pages, 2005/05

JAERI-Research-2005-012.pdf:4.37MB

2050年に至る我が国のエネルギー需給の動向と原子力エネルギー利用の将来的なポテンシャルについて検討を行った。この目的のため、今後の経済成長,エネルギー原単位改善,各種エネルギー源とエネルギー技術の価格と利用可能量等を設定した。次に、これらの前提条件に基づいて原子力エネルギー利用規模の異なる3ケースの長期エネルギーシナリオを作成し、その比較評価を通じて原子力エネルギー利用の役割を検討した。この検討の結果、原子力エネルギー利用の拡大は化石燃料の消費量を低減し、エネルギーセキュリティの向上と低コストでの二酸化炭素排出量の大幅な低減に貢献できる可能性を有することが示された。

長時間のROSA-V全交流電源喪失実験における加圧器構造材と冷却材の熱的相互作用に関する研究

鈴木 光弘

JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB

本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。

A Design stufy of hydrogen isotope separation system for ITER-FEAT

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝

JAERI-Tech 2001-027, 29 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-027.pdf:1.11MB

核融合実験炉ITER-FEAT設計作業の一環として、先に設計されたITERの規模縮小に基づく処理流量の減少に対応した水素同位体分離システム(ISS)の概念設計の予備的検討を行った。ISSには三種類のガス流が供給され、深冷蒸留法により高純度トリチウムガス流,高純度重水素ガス流及び軽水素ガス流が生み出される。本報ではシステムの簡略化とITER-FEATの運転シナリオを考慮し、4塔からなる独自の塔構成にISSを提案した。ISS内の最大トリチウムインベントリーについては、運転条件に対応して定まるペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展による低減の可能性を見いだした。また現状の塔構成では環境に排出する軽水素排ガス中のトリチウム濃度がISS運転中に加わるわずかな流量変動によって容易に変動する可能性を指摘し、この流れに対する2塔システムの対策を提案した。

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(99)00045-8

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。