合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価(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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-057, 98 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-057.pdf:8.5MB

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2年度に採択された「合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価」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、原子炉建屋内の鉄筋コンクリート部材における汚染濃度分布定量予測データベース構築を目的としている。令和3年度は、コンクリートのメソスケールのひび割れ挙動を評価するため、モルタルの乾燥、再吸水によって生じる変形および水分移動に関するデータを取得した。並行して、剛体バネモデルを用いて、コンクリートの材齢変化および温度・水・応力条件を考慮できるプログラムの開発を進めた。コンクリートマトリクスへの長期的な核種の浸透挙動を評価するため、収着に関するデータ取得および数理モデルの構築を行った。ひび割れを介したコンクリートへの核種の浸透挙動を評価するために、ひび割れ幅の異なるモルタル試験体に対する、事故直後の冷却水相当濃度でのCs、Srの浸透状況をオートラジオグラフィにより評価した。さらに、模擬ひび割れを導入したコンクリート試料を用意した。また、核種のコンクリートマトリクスへの浸透挙動を調べるため、セメントペースト試験片の長期浸漬試験を開始するとともに、骨材、塗料、鉄筋に対する核種の分配比を測定した。

Effect of nitrous acid on migration behavior of gaseous ruthenium tetroxide into liquid phase

吉田 尚生; 大野 卓也; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁

JAEA-Research 2021-011, 12 Pages, 2022/01

JAEA-Research-2021-011.pdf:1.49MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故について、ルテニウム(Ru)の挙動が着目されている。Ruは四酸化ルテニウム(RuO)のような揮発性の化学種を形成し、硝酸、水または窒素酸化物を含む共存ガスと共に施設外へ放出される可能性があるためである。本研究では、蒸発乾固事故に対する安全性評価に資することを目的として、事故時の蒸気凝縮を模擬した、水溶液に対する気体状RuOの液相への移行挙動を実験的に測定した。その結果、RuOのガス吸収は液相中の亜硝酸(HNO)濃度の増加により促進されたことから、化学吸収を伴う物質移動であることが示唆された。HNOを用いない対照実験では、温度が低いほど液相中のRu吸収率は大であったのに対し、HNOを用いた実験では、温度が高いほどRu吸収率が高かった。これは化学吸収に関与する化学反応が高温で活性化されたためであると考察される。

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1480429

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. AlO, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

A Preliminary study of CT imaging of water in a carnation flower

中西 友子*; 古川 純*; 松林 政仁

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 424(1), p.136 - 141, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(98)01281-9

中性子コンピュータ断層撮影を用いてカーネーションの花内部の水のプロファイルを得た。花の部分を回転台上に固定し、熱中性子ビームを用いて1枚につき4秒間照射で冷却型CCDカメラを用いて撮影した。撮影枚数は1試料につき、半回転180枚(1枚/1度)とした。カーネーションは乾燥前と乾燥後の2つの試料を用意し、CTの再構成計算にはShepp-Loganフィルタを用いるフィルタ逆投影法を使用した。得られた断層画像は、これまでの投影画像では観察が困難であった花の内部における水分の分布を明らかとした。カーネーションの花のCT撮影は初めての試みであり、空間解像度において改善の必要性は認められるものの、花の内部における水の動態を解析できる有望な手法であることが示された。

Immobilization of Tc in radioactive liquid waste using freeze-drying method

鈴木 誠矢; 渡部 創; 荒井 陽一; 中村 雅弘; 梶並 昭彦*

no journal, , 

高レベル放射性物質(HLLW)は、現行法として高温加熱(1000C以上)して融解させたホウケイ酸ガラスと混ぜ込み、急冷させてガラス固化体として処理されている(溶融急冷法)。しかし、この手法では有機溶媒の混入、白金族等の析出等の問題点があげられている。本研究では、フリーズドライ(以下「FD」)技術を応用して低温(数百C以下)でのガラス固化体の作製方法を開発することを目的とする。HLLWを非放射性元素で模擬したコールド試験においては、模擬HLLWを添加したFDプロダクトからMoおよびZr以外の溶出は認められなかった。また、MoおよびZrイオンは酸化物アニオンとしての溶出が観察された。そして、カチオン群のFDプロダクトへの保持機構については、マイナスに帯電している酸素部位との静電相互作用によるものと推察されているが、アニオンの保持機構の評価は不足している。本報ではHLLW中でアニオンとして存在する元素を評価するために、Tcを用いたFDプロダクト作製試験に着手した。