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報告書

消防自動車を用いたHTTRのBDBA拡大防止対策

島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-005.pdf:5.53MB

HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。

論文

Revision of the criticality safety handbook in light of the reality of the nuclear fuel cycle in Japan; With a view to transportation and storage of fuel debris

須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大

Proceedings of 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM22) (Internet), 5 Pages, 2023/06

1990年代以降計算機能力が向上して連続エネルギーモンテカルロコードが広く使用されるようになってから、どのような複雑な体系であっても必要なときに高精度な臨界計算が可能となり、臨界安全評価におけるハンドブック類の存在意義は大きく変化した。大量の計算をあらかじめ行ってデータを整理しておくことの価値は低下したため、1999年に第2版が公刊されて以降、過去四半世紀近く我が国では臨界安全ハンドブックの改訂は行われて来なかった。2011年に福島第一原子力発電所事故が発生した我が国では、複雑な構成元素を含む燃料デブリの輸送や貯蔵における臨界安全問題を取り扱う必要に迫られており、そのような複雑な物質の臨界安全管理のためのデータの整理が喫緊の課題となっている。また、燃焼度クレジットの分野では、事故の影響のために到達燃焼度の低い燃料集合体の輸送や貯蔵も課題となる。そして、連続エネルギーモンテカルロコードの入力となる核データは1990年代から数回改訂されてJENDL-5が2021年末から利用できるようになるなど、その取り入れも現場のニーズとして上がってきている。本報告では我が国における最新の臨界安全研究の概要と、輸送や貯蔵分野に適用することも可能な我が国における臨界安全ハンドブックの改訂計画について報告する。

論文

Measurement of spent nuclear fuel burn-up using a new H$$(n,gamma)$$ method

名内 泰志*; 佐藤 駿介*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1050, p.168109_1 - 168109_9, 2023/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Instruments & Instrumentation)

水素の中性子捕獲反応による2.223MeVの$$gamma$$線を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器を用いて検出するH$$(n, gamma)$$法によって使用済核燃料からの中性子測定を行った。この2.223MeVの$$gamma$$線の検出は、7桁も高い核分裂生成物(FP)からの$$gamma$$線に強い影響を受ける。FPからの強い$$gamma$$を遮蔽するために、ポリエチレンブロックをコリメータの軸上に置くとともに、HPGe検出器をコリメーターの軸から外して設置した。この体系によって検出器はFPからの強い$$gamma$$線から遮蔽され、ポリエチレンブロック中のH$$(n,gamma)$$反応によって2.223MeVの$$gamma$$線が測定できる。測定された2.223MeVの$$gamma$$線の計数率は、燃焼崩壊計算により見積もられた核種組成、主には$$^{244}$$Cmによるものと、統計誤差の範囲内で想定される値と一貫性のある値となる。このことから、H$$(n,gamma)$$法は、使用済核燃料集合体からの中性子漏洩数の定量化に適用可能であり、集合体の燃焼度の確認に適用可能であると考えられる。

論文

Investigation of the oxidation behavior of Zircaloy-4 cladding in a mixture of air and steam

根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.29(Materials Science, Multidisciplinary)

著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800$$^{circ}$$Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。

報告書

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「地層処分技術に関する研究開発」(事後評価・事前評価)

地層処分研究開発推進部

JAEA-Evaluation 2022-007, 81 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-007.pdf:2.06MB
JAEA-Evaluation-2022-007-appendix(CD-ROM).zip:37.06MB

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「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日文部科学大臣決定)、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)等に基づき、令和3年8月23日に「地層処分技術に関する研究開発」に関する事後評価及び事前評価について地層処分研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、地層処分研究開発・評価委員会は、原子力機構で定められた評価手順に従い、原子力機構から提出された第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計画について評価を行った。本報告書は、地層処分研究開発・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価結果(答申書)を取りまとめるとともに、本委員会での説明資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。

論文

Absolute quantification of $$^{137}$$Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.615 - 623, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料中の$$^{137}$$Cs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。$$^{137}$$Cs放射能は、$$^{137}$$Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、$$gamma$$線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された$$gamma$$線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による$$gamma$$線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中の$$^{137}$$Cs放射能を定量した。定量された$$^{137}$$Cs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定された$$^{137}$$Cs放射能とよく一致した。

論文

Time dependence of corrosion behavior on Ta in NaOH solutions

石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁

Materials Transactions, 63(4), p.538 - 544, 2022/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:14.89(Materials Science, Multidisciplinary)

核燃料再処理機器に使用されているタンタルについて、除染作業での使用が想定される水酸化ナトリウム溶液における腐食挙動の時間依存性を浸漬腐食試験により調査し、経時変化の機構について表面観察および電気化学測定結果から検討した。浸漬腐食試験についてNaOH濃度は1から7mol/L、浸漬時間はそれぞれ、24から168hrとし、室温で行った。腐食速度はNaOH濃度とともに増加するが、浸漬時間によりピークを示しその後減少した。ピークまでの時間はNaOH濃度が高いほど短時間であった。浸漬腐食試験後に洗浄・秤量を行った試料表面のSEMおよびラマン分析では皮膜の生成はみられなかった。一方、分極抵抗は浸漬直後から減少した後に一定値あるいは増加を示した。分極抵抗の経時変化は腐食速度の変化と同じ挙動を示し、また分極抵抗の値は皮膜抵抗と電荷移動抵抗の和とおおよそ一致することから、腐食速度の経時変化は浸漬による皮膜生成に影響を受けることが示唆された。皮膜は主としてTaの溶解により生成するNa$$_{8}$$Ta$$_{6}$$O$$_{19}$$であると考えられた。

論文

TaのNaOH水溶液中における腐食挙動の時間依存性

石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁

材料と環境, 70(6), p.192 - 198, 2021/06

核燃料再処理機器に使用されているタンタルについて、除染作業での使用が想定される水酸化ナトリウム溶液における腐食挙動の時間依存性を浸漬腐食試験により調査し、経時変化の機構について表面観察および電気化学測定結果から検討した。浸漬腐食試験についてNaOH濃度は1から7mol/L、浸漬時間はそれぞれ、24から168hrとし、室温で行った。腐食速度はNaOH濃度とともに増加するが、浸漬時間によりピークを示しその後減少した。ピークまでの時間はNaOH濃度が高いほど短時間であった。浸漬腐食試験後に洗浄・秤量を行った試料表面のSEMおよびラマン分析では皮膜の生成はみられなかった。一方、分極抵抗は浸漬直後から減少した後に一定値あるいは増加を示した。分極抵抗の経時変化は腐食速度の変化と同じ挙動を示し、また分極抵抗の値は皮膜抵抗と電荷移動抵抗の和とおおよそ一致することから、腐食速度の経時変化は浸漬による皮膜生成に影響を受けることが示唆された。皮膜は主としてTaの溶解により生成するNa$$_{8}$$Ta$$_{6}$$O$$_{19}$$であると考えられた。

論文

Determination of alkali and alkaline earth elements in radioactive waste generated from reprocessing plant by liquid electrode plasma optical emission spectrometry

山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 高村 禅*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 327(1), p.433 - 444, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Analytical)

Na, K, Ca, Sr, Baの簡便、かつ実用的で信頼性の高い測定法として、液体電極プラズマ発光分光分析法を利用した方法を開発した。各元素について定量に利用可能な輝線、共存元素からの分光干渉、測定セルの損傷を考慮した測定条件について調査し、実試料を用いた添加回収試験を実施して検証を行った。その結果、本法でNa, K, Ca, Sr, Baをマトリックスの影響を受けずに測定可能であり、数種類の放射性廃棄物に適用した結果は、コンピュータによる計算値、誘導結合プラズマ発光分光分析法による測定値と10%以内で良好な一致を示した。

論文

直接処分システムに対する地震波モニタリング情報の適用可能性評価

芝 知宙; 富川 裕文; 山口 知輝

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

Nuclear security and safeguards of the direct disposal facility need to be considered at the early stage in the design. In this paper, the applicability of seismic wave monitoring information to nuclear security and safeguards is examined in order to detect secretly excavating tunnels and access to disposed fuel.

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool; Confirmation of fuel temperature calculation function with oxidation reaction in the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06

本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。

論文

使用済燃料直接処分施設に適用する保障措置・核セキュリティ技術の検討

芝 知宙; 富川 裕文

日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, 3 Pages, 2019/11

使用済燃料が処分容器に封入された後、地層処分場で処分されるシナリオにおいて、保障措置上の懸念事項の1つは、使用済燃料の知識の継続性を再検証することである。本研究では、超音波探傷技術を用いた内部溶接部の検査に着目し、その保障措置への適用性を調査した。本報告は、この要件を満足させるための手段として、溶接部に自然に発生する溶接欠陥等の固有の特徴、または溶接内部に人工的に付与する固有の特徴を処分容器のIDとして適用することの可能性、その特徴を検査するための手段として超音波検査技術を適用することの可能性について研究した結果を示したものである。シミュレーション解析の結果、溶接内部の特性と超音波技術は、廃棄物キャニスターのID検証手段として利用できる可能性があることが明らかとなった。さらに、核セキュリティの観点から、使用済燃料に起因する周辺線量を導出するための手法も開発しており、併せて紹介する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 6; Analysis on oxidation behavior of fuel cladding tubes by the SAMPSON code

森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだ空気中Zr酸化反応モデルの機能確認のために、既存の酸化モデルと、本研究で開発した酸化モデルを用いて、米国サンディア国立研究所の実施したBWR燃料集合体モックアップの空気中酸化試験の解析を行った。検証解析の結果に基づき、酸化反応モデルの違いが燃料棒温度変化の解析結果に及ぼす影響及び使用済燃料プール事故時の初期水位が酸化反応挙動に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 5; Investigation of cooling effects of SFP spray and alternate water injection with MAAP code

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)で冷却機能喪失事故あるいは冷却材喪失事故が発生した場合、使用済燃料の冷却性確保の観点から、SFPに注水してプール水位を維持する必要がある。本講演では、別途提案した空気中Zr酸化反応モデルを新たに組み込んだMAAPコード5.05ベータを使用してSFPを対象とした事故進展解析を実施し、SFPスプレイおよび代替注水実施時の燃料冷却効果を評価した結果について報告する。SFPスプレイの評価においては、崩壊熱、スプレイ水の燃料集合体にかかる割合、スプレイ水滴の直径、スプレイ開始時間を解析パラメータとして用いた。使用後4ヶ月冷却した燃料を格納したSFPに、12.5kg/s (200GPM)のスプレイをSFP冷却水喪失後4時間後から使用し、その際のスプレイ水の30%が燃料集合体にかかると想定した場合、燃料被覆管の最高温度は1000K以下に抑えることができ、被覆管の破損が防げることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 8; Safety margin of spent fuel in large LOCA event by the simple assessment method

染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100$$^{circ}$$C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。

報告書

アクチノイドの潜在的放射性毒性の比較; 最適アクチノイド回収率導出のためのデータ

森田 泰治; 西原 健司; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2018-017, 32 Pages, 2019/02

JAEA-Data-Code-2018-017.pdf:2.35MB

分離変換技術の適用対象であるアクチノイド元素の回収率目標値を設定するためのデータを整備することを目的とし、経口摂取した場合の被ばく線量として与えられる潜在的放射性毒性を元素ごとに評価し、経時変化及び各元素の毒性全体に対する割合から、潜在的放射性毒性の観点から見たアクチノイド元素の重要度の比較を行った。検討した4種の使用済燃料いずれにおいても、Amが最も重要で、例えば加圧水型軽水炉の使用済燃料から発生する高レベル放射性廃棄物において、核分裂生成物の潜在的放射性毒性が減衰した10$$^{3}$$年後におけるAm潜在的放射性毒性はアクチノイド全体の93%を占める。また、再処理で99.5%回収した後の残留Puも無視できない寄与を示すことがわかった。軽水炉燃料で燃焼度が高くなった場合は燃焼度に比例するような形で潜在的放射性毒性が上昇するが、MOX燃料となった場合、及びマイナーアクチノイドリサイクル型の高速炉では、それ以上に潜在的放射性毒性が大きくなった。燃料が異なる場合のアクチノイド元素回収率の目標値設定には十分な考慮が必要であり、今後の課題である。

論文

原子力分野における分光分析手法の紹介

日下 良二

分光研究, 67(6), p.239 - 240, 2018/12

本稿では原子力分野外の読者を対象に、日本原子力研究開発機構(JAEA)と量子科学技術研究開発機構(QST)の共同研究によって開発された分光分析手法を解説した。解説した手法は、使用済燃料に含まれる$$^{107}$$Pd同位体を、レーザー誘起光還元法と誘導プラズマ質量分析計(ICP-MS)を用いることによって定量分析することに成功した手法である。使用済燃料に含まれる放射性同位体の定量分析の重要性と、その分析の難しさや問題点を解説した上で、本手法の原理、利点、さらには、今後の応用について記述した。

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