原子力施設の環境影響評価における観測・測定とモデル推定の役割及び相互の関係性に関する検討

外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣

JAEA-Review 2022-049, 76 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-049.pdf:3.74MB

原子力施設の建設前及び操業開始後には、平常運転時及び事故時に対する環境影響評価が行われる。これらは、周辺住民の安全の確認と安心の醸成を図ることを主たる目的としている。環境影響評価には、施設周辺の環境モニタリング等による観測・測定と計算モデルによるモデル推定が用いられ、状況や必要性などに応じてそれらのどちらか、あるいは両方を併用して実施される。本報告書では、原子力施設の環境影響評価において利用される観測・測定とモデル推定について、青森県六ヶ所村再処理施設を主たる例として、まず各々の方法、役割と長短、相互の関係性を調査する。次に、観測・測定データとモデル推定結果の代表的な用途例を示し、使用に際しての留意点などを検討する。最後に、観測・測定とモデル推定の高度化や両者の融合という今後の方向性を記述する。

再処理施設の蒸発乾固事故解析での気体状Ruの移行挙動に影響する硝酸-水混合蒸気の凝縮のモデル化

吉田 一雄

JAEA-Research 2016-012, 24 Pages, 2016/08

JAEA-Research-2016-012.pdf:3.04MB

再処理施設では、全交流電源の喪失等により長時間にわたり冷却機能が失われると、貯槽中の高レベル放射性廃液が沸騰し、乾固に至る事故(蒸発乾固事故)が、重大事故の一つとして想定される。廃液の沸騰により硝酸及び水が蒸発することで濃縮が進み、廃液温度が120C以上になる沸騰晩期から乾固段階において気体状Ruが発生し、硝酸-水混合蒸気の凝縮に伴い凝縮液中に移行することが、実廃液及び模擬廃液を用いた実験で確認されている。貯槽から流出した硝酸-水混合蒸気は建屋内の構造物壁面で除熱され凝縮する。この際に気体状Ruは凝縮水に移行することが想定され、建屋内でのRuの移行量を定量化する上で、硝酸-水混合蒸気の凝縮過程の模擬が重要である。本報では、硝酸水溶液の気液平衡を決定する活量係数を定式化し、気液平衡状態での硝酸及び水の混合蒸気の凝縮過程を定量的に記述するための解析モデルを提案した。併せて解析に必要な硝酸水溶液の気液平衡に係る物性値を整理した。さらに模擬廃液を用いた実験の模擬を通して提案した解析モデルの実用への見通しを得た。

Purification of uranium products in crystallization system for nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 三本松 勇次*; 中村 和仁*; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.521 - 528, 2016/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1060907

Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle in JAEA. In the advanced process, most of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels with high heavy metal concentration is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The technical targets on the crystallization system are decided from FBR cycle performance, and the U yield from dissolved solution of the spent fuel is 70% and the decontamination factor (DF) of impurities in the crystal products is more than 100. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during the crystallization. In order to achieve the DF target, we discussed the purification technology of UNH crystals using a Kureha crystal purifier. As results, the uranium more than 90% in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified crystals showed more than 100 under longer residence time of crystals. In conclusion, the both targets for the yield and DF could be achieved simultaneously by introducing the crystal purification technology.

Technetium separation for future reprocessing

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和; 森田 泰治

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.271 - 274, 2005/12

https://doi.org/10.14494/jnrs2000.6.3_271

PUREX技術に基づいたTcの抽出分離試験を、燃焼度44GWd/tの使用済ウラン燃料を用いて行った。試験結果を、シミュレーションコードESSCAR(Extraction System Simulation Code for Advanced Reprocessing)を用いて検討した。TBP抽出によって、Tcを溶解液からほぼ定量的に抽出し、高濃度硝酸スクラブによって抽出されたTcを定量的に回収できることを示した。さらに、Tcの抽出機構では、ZrとUとの共抽出効果が支配的な要因であることをESSCARコードによる計算結果から示した。

Accomplishment of 10-year research in NUCEF and future development; Process safety and development research

森田 泰治; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 内山 軍蔵

JAERI-Conf 2005-007, p.25 - 30, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

-セル及び多くのグローブボックスを保有するNUCEFのBECKY(バックエンド研究施設)において、再処理プロセス安全研究,高度化再処理技術開発及び高レベル廃液の群分離の研究を実施した。本論文において、上記研究の10年間の成果と分離プロセス開発分野における今後の活動について概観する。プロセス安全研究では、使用済燃料を用いた再処理試験により放射性核種の挙動を評価し、大型再処理施設における閉じ込め安全性を確認した。高度化再処理の研究では、単サイクルプロセス確立のためのNp挙動制御技術開発等を実施した。群分離の研究では、開発した4群群分離プロセスについて、濃縮実高レベル廃液による試験を実施してその分離性能を実証した。将来のマイナーアクチノイド等の分離を含む再処理技術開発のため、NUCEF-BECKYの有効活用が必要である。

An Investigation into dissolution rate of spent nuclear fuel in aqueous reprocessing

峯尾 英章; 磯貝 光; 森田 泰治; 内山 軍蔵*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.126 - 134, 2004/02

https://doi.org/10.3327/jnst.41.126

軽水炉燃料の照射時に熱収縮で生じるクラックを考慮した溶解面積変化を取り込んだ単純な溶解速度式を提案した。提案した式の適用性を既往の研究で得られた使用済燃料溶解試験結果だけでなく、本研究で行った軽水炉使用済燃料の溶解試験結果を用いて検討した。ペレット形状の使用済燃料や粉体状の使用済燃料をもちいた溶解試験で得られたウラン濃度だけでなく硝酸濃度の変化についても、提案した式は良い近似を与えることが示された。これにより、提案した式は単純で軽水炉使用済燃料の溶解速度の予測に役立つことが示唆された。しかしながら、式で用いている初期有効溶解面積について、本提案式では説明できない温度依存性が示されたことから、亜硝酸等、溶解速度に影響を与える他の因子についてさらに検討が必要と考えられた。

Extraction behavior of TRU elements in the nuclear fuel reprocessing

宝徳 忍; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.313 - 316, 2002/11

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2002.10875471

PUREXプロセスの抽出工程における放射性核種の閉じ込め性に関する研究を行い、工程内でのウラン,プルトニウム及びほかのTRU元素の移行挙動の調査を行った。使用済燃料試験をNUCEFの再処理プロセス試験設備を使用し、3台の抽出機によって、ウラン,プルトニウムなどの濃度分布データを取得した。その結果、ウラン,プルトニウム,アメリシウムについてはその99%以上が想定された製品溶液中に移行したが、ネプツニウムはそれぞれの製品溶液中に分散した。(抽出残液に11%,FP溶液に23%,Pu溶液に36%,U溶液に30%)、また、この結果を計算コードによってシミュレーションしたところ、概ね実験結果と一致したが、一部の工程で実験結果と若干の差が見られた。これらについては、さらに計算結果が一致するよう、今後考察を行う必要がある。

高温工学試験研究炉燃料の貯蔵及び再処理技術の検討

沢 和弘; 藤川 正剛; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2001-034, 20 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-034.pdf:1.68MB

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、燃料棒と六角柱黒鉛ブロックからなる。燃料棒中には被覆燃料粒子を分散した燃料コンパクトが収納されている。被覆燃料粒子は、低濃縮UOを用いたTRISO被覆燃料である。被覆燃料粒子は核分裂生成物を長時間保持できると考えられており、HTTR燃料の長期保管又は廃棄中の核分裂生成物放出挙動を計算により検討した。一方、我が国の基本方針では使用済燃料はすべて再処理することとなっているため、HTTR燃料をPurex法で処理するための前処理工程のうち、黒鉛とCO反応及びジェットグラインド法による前処理工程のレヴューを行うとともに、燃料の製造工程において実施した、燃焼-破砕-浸出法による燃料コンパクトからのウラン回収実績データの検討を行った。

Studies on burnup credit at JAERI

奥野 浩; 野村 靖; 須山 賢也

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.742 - 748, 1998/00

はじめに日本における燃焼度クレジット導入状況を概観した。次に、日本原子力研究所の活動を燃料サイクル施設に現れる使用済燃料の臨界安全評価の立場から総括した。これらには、(1)使用済燃料組成データベースSFCOMPO,(2)核分裂生成物核種の効果を明瞭にする臨界実験、(3)モデル溶解槽の安全裕度についての数値的研究が含まれる。これらの事項を、日本の臨界安全ハンドブックとの関連で議論した。計算コード及びデータライブラリの検証も、さまざまな活動の中で進められた。最近開発した燃焼計算コードSWATを、日本の加圧水型原子炉中で照射した1717型燃料集合体の照射後試験データに適用して検証した。さらに、OECD/NEA主催の燃焼度クレジット・ベンチマーク活動への参加、ARIANE計画への参加、核種量推定に対する反応度感度係数の新しい計算方法の提案、未臨界度測定を目的としたPWR使用済燃料の指数実験についても言及した。

Fuel cycle system for plutonium recycling in very high burnup LWRs

藤根 幸雄; 高野 秀機; 山田 隆*; 黒沢 勝利*

Global 93 Int. Conf. on Future Nuclear Systems:Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options, 0, p.1157 - 1162, 1993/00

将来の55Gwd/tの軽水炉73基から成る発電システムを想定して、大型燃料サイクルシステムを構想し、Puリサイクルのシミュレーション計算を行った。燃料サイクル費を大幅に低減することを目的に100Gwd/tの超高燃焼軽水炉(VHBR)を10基導入し、これに軽水炉で生産されるPuを全てリサイクルするものとした。燃料サイクル施設は、Np,Tcなどの長寿命核種をも分離回収する1,415t/y規模の高度化再処理とスフェアカル法による105t/y規模のMOX加工を集約したプロセスを想定した。シミュレーション結果から、Puは20%以下の富化度でマルチリサイクルが可能であること、Npが消滅処理できること、使用済MOX燃料の発生量を大幅に低減できることなどの可能性が示された。

Radioactive Characteristics of Spent Fuels and Reprocessing Products in Thorium Fueled Alternative Cycles

前田 充

JAERI-M 7857, 28 Pages, 1978/09

JAERI-M-7857.pdf:0.82MB

Thサイクル評価のため下記燃料サイクルの使用済燃料組成をORIGENコードにより計算した。(1)高濃縮ウラン富化トリウム装荷PWR、(2)変性ウラン・トリウム装荷PWR、(3)高濃縮ウラン富化トリウム装荷CANDU、(4)高濃縮ウラン富化トリウム装荷HTGR。さらにこの結果を用い、不純物による放射能が、U/Thなどの製品中内在放射能を上回らないとする仮定を設け、上記Th燃料再処理における製品を計算した。主要結論は下記の通り。(1)水炉系とくにPWRからの燃料ではU、Thの同位体尾濃度が高く、その再処理における所要除染計数はU-Pu系LWRサイクルに比べ10~10程度小さくてよい。(2)このU、Tに関する放射能製品仕様が緩和されたことによって低除染再処理法の適用が可能となり、これは核拡散防止の点でも利点がなる。(3)高温ガス炉の場合、Uの生成量が少く燃焼度が高いこともあって、他のTh炉型に比べ、その所要除染係数は10~30倍高くなる。