燃料デブリ化学の現在地

佐藤 修彰*; 桐島 陽*; 佐々木 隆之*; 高野 公秀; 熊谷 友多; 佐藤 宗一; 田中 康介

燃料デブリ化学の現在地, 178 Pages, 2023/11

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故の廃炉作業は、燃料デブリの試験的取り出しや、その後の計画の検討が進められているが、今後も長期間を要する見込みであり、次世代への廃炉やデブリに関わる科学技術の継承、すなわち人材育成が重要かつ不可欠といえる。そのために、廃炉に特化した内容についての具体的な教科書が必要と考えた。1Fの燃料デブリに関しては、まだまだ、十分なことが分かっておらず、詳細についての記述は難しい。しかしながら、事故後12年を経過し、1Fの状況について分かってきたこともあり、また、過去の過酷事故の例を合わせて現状を整理してみることは、これからの展開に必要不可欠である。そこで、廃炉や燃料デブリに関する研究開発に携わってきた専門家、研究者により、固体化学や溶液化学、分析化学、さらには放射化学、放射線化学の観点から、燃料デブリ化学研究のこれまでの進展を本書「燃料デブリ化学の現在地」としてまとめた。

Outline of JENDL-5

岩本 修

JAEA-Conf 2022-001, p.21 - 26, 2022/11

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2022-001

The next version of JENDL general purpose library, JENDL-5, is almost ready to be released. JENDL-5 increases variety and amount of data from the current version JENDL-4.0. Regarding the neutron induced reaction data, which is the most important for reactor applications, the number of the stored nuclides will be around 800, which is almost double of 406 as of JENDL-4.0. They cover not only all stable isotopes but also a large number of unstable isotopes that are much enough for various applications of radiation simulations. The data from light to heavy nuclides have been revised reflecting up-to-date experimental knowledge such as new measurements of cross sections by ANNRI at J-PARC. Fission yield and decay data are also revised with new experimental and theoretical knowledge. New evaluations of thermal scattering law data based on molecular dynamics are adopted for many of materials in JENDL-5 including light and heavy water. The data of other incident particles than neutron that have been developed as special-purpose files are integrated into JENDL-5. For proton, deuteron, alpha-particle and photon induced reactions, the data of JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018, JENDL/DEU-2020, JENDL/AN-2005, JENDL/PD-2016.1 are adopted. Since JENDL/AN-2005 contains only neutron-emission related data, date needed for radiation transportation codes are complemented. Regarding neutron induced reaction, the data of high energy reaction above 20 MeV and activation cross section are also integrated from JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018 and JENDL/AD-2017.

近年の評価済み核データライブラリを用いた原子炉廃止措置のための放射化計算手法の課題と提言

奥村 啓介

核データニュース(インターネット), (133), p.63 - 67, 2022/10

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/No133.html

近年の評価済み核データを用いた原子炉廃止措置のための放射化計算における課題解決に向けて、以下を提言した。(1)微量不純物データの整備、(2)新しい放射化計算コードとデータライブラリの開発、(3)放射化感度解析、(4)放射化計算用データ・コードのV&V手法の確立

試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物に対する理論計算法による放射能濃度の共通的な評価手順

岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩

JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08

JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB

日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。

Measurement of nuclide production cross sections for proton-induced reactions on Mn and Co at 1.3, 2.2, and 3.0 GeV

竹下 隼人*; 明午 伸一郎; 松田 洋樹*; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 511, p.30 - 41, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2021.10.016

1.3, 2.2および3.0GeVの陽子入射によるMnおよびCoの核種生成断面積を放射化法によりJ-PARCで測定した。Mn(p,X)S, Mn(p,X)Ar、およびCo(p,X)Sの生成断面積を世界で初めて取得した。安定した陽子ビームと確立されたビームモニタにより、系統的不確かさを典型的に5%以下に低減することができ、過去のデータよりも優れたものとなった。核破砕反応モデルと評価済み核データライブラリの予測精度の検証のため、測定データをPHITSの核破砕反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JAM/GEM)、INCL++/ABLA07、およびJENDL/HE-2007ライブラリの断面積と比較した。平均二乗偏差係数の比較により、INCL4.6/GEMとJENDL/HE-2007は他のモデルよりも実測データとのよい一致を示すことがわかった。

Radiological estimation and validation for the Accelerator-Based Boron Neutron Capture Therapy Facility at the Ibaraki Neutron Medical Research Center

中島 宏; 中村 剛実; 小林 仁*; 田中 進*; 熊田 博明*

NEA/NSC/R(2021)2 (Internet), p.142 - 151, 2021/12

病院に設置可能なホウ素中性子捕捉療法(BNCT)施設の開発を目指して、茨城中性子医学研究センターでは、筑波大学, 日本原子力研究開発機構, 高エネルギー加速器などの協力の下、加速器ベースのBNCT施設が開発されている。本装置は、80kWの最大ビームパワーを持つ陽子加速器と、ターゲット, モデレータ, コリメータ, シールド(TMCS)システムで構成されている。設計概念のために、BNCTビーム条件を満たし、低放射化を達成するために、TMCSシステムにおける放射線挙動はモンテカルロ法により計算され、その結果に基づいてTMCSの構成が最適化された。また、TMCSシステムの放射線計算結果をいくつかの実験により検証し、BNCTへの適用性を示した。本報告では施設開発のための評価と検証についてレビューする。

Effects of helium on irradiation response of reduced-activation ferritic-martensitic steels; Using nickel isotopes to simulate fusion neutron response

Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*

Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152634

Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with Ni and Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.

Status of JENDL

岩本 修; 岩本 信之; 柴田 恵一; 市原 晃; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介

EPJ Web of Conferences, 239, p.09002_1 - 09002_6, 2020/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/202023909002

Recent progress and future plan of the JENDL project are presented. Two special purpose files were released recently. One is the JENDL Photonuclear Data File 2016 (JENDL/PD-2016) and the other one is the JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017 (JENDL/AD-2017). Regarding the general-purpose file, we are planning to release a next version of JENDL-4.0 opened in 2010, which would be made available by 2022 as JENDL-5. New data evaluation and revision are in progress. The first test version of the JENDL-5 called JENDL-51 has been created by updating neutron reaction data for about 100 nuclides.

Actinides and transactinides

永目 諭一郎*; 佐藤 哲也; Kratz, J. V.*

Kirk-Othmer Encyclopedia of Chemical Technology (Internet), 52 Pages, 2020/09

https://doi.org/10.1002/0471238961.0103200919050102.a01.pub3

本論文では、安定線から遠く離れた重核や新元素の合成、重核の核分裂を含むエキゾチックな核崩壊特性の研究、重アクチニドや超アクチニドの化学的性質の研究など、最近の研究の進展を簡単にまとめた。電磁分離器を用いたin-flight分離後の単一原子検出の実験技術は、新しい重元素の発見に画期的な進展をもたらした。また、一原子ずつ化学反応を行う自動迅速化学分離装置の開発も、超アクチノイドの化学研究の進展に大きく貢献した。最先端の技術を駆使して重アクチノイドや超アクチノイドの製造と化学的特性評価の新境地を開拓する重要な実験を紹介する。これまでのアクチノイド元素と超アクチノイド元素研究と、将来的に重元素の核・化学研究を発展させるためのいくつかの展望を簡単に紹介する。

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Mo, Tc, Ag, Sn, I, Cs, Eu, Eu, U, U, U, Pu, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。