再処理特別研究棟の解体廃棄物に対する廃棄体化を考慮した分別の導入

中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修

JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01

JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB

再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。

Analysis of uranium, plutonium and fission product nuclides in process solution during flush-out for decommissioning of reprocessing plant

山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.387

東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故のMELCORを用いた施設内の熱流動解析モデルの検証

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-03; 0.2% pressure vessel bottom break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12

JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTFSB-PV-03実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Estimating the corrosion rate of stainless steel R-SUS304ULC in nitric acid media under concentrating operation

入澤 恵理子; 加藤 千明

Journal of Nuclear Materials, 591, p.154914_1 - 154914_10, 2024/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.154914

核燃料再処理施設における濃縮運転時の溶液組成及び沸騰の変化を考慮して、オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCの腐食量を評価した。オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCは、日本の使用済燃料再処理施設の高放射性廃液濃縮装置の構造材料であり、濃縮運転時に腐食性の高い硝酸溶液を処理する。本研究の結果、カソード反応活性化によるステンレス鋼の腐食速度を加速する要因として、硝酸濃度、酸化性金属イオン濃度、減圧沸騰に着目する必要があることがわかった。

Predictive and inverse modeling of a radionuclide diffusion experiment in crystalline rock at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; Keklinen, P.*; Pulkkanen, V.-M.*; Moreno, L.*; Iraola, A.*; Trinchero, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Havlov, V.*; Trpkoov, D.*; et al.

Nuclear Technology, 209(11), p.1765 - 1784, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2209234

The REPRO-TDE test was performed at a depth of about 400 m in the ONKALO underground research facility in Finland. Synthetic groundwater containing radionuclide tracers (HTO, Cl-36, Na-22, Ba-133, Cs-134) was circulated for about four years in a packed-off interval of the injection borehole. Tracer activities were additionally monitored in two observation boreholes. The test was the subject of a modelling exercise by the SKB GWFTS Task Force. Eleven teams participated in the exercise, using different model concepts and approaches. Predictive model calculations were based on laboratory-based information concerning porosities, diffusion coefficients and sorption partition coefficients. After the experimental results were made available, the teams were able to revise their models to reproduce the observations. General conclusions from these back-analysis calculations include the need for reduced effective diffusion coefficients for Cl-36 compared to those applicable to HTO (anion exclusion), the need to implement weaker sorption for Na-22, compared to results from laboratory batch-sorption experiments, and the observation of large differences between the theoretical initial concentrations for the strongly-sorbing Ba-133 and Cs-134 and the first measured values a few hours after tracer injection. Different teams applied different concepts, concerning mainly the implementation of isotropic vs. anisotropic diffusion, or the possible existence of Borehole Disturbed Zones around the different boreholes. The role of microstructure was also addressed in two of the models.

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

First investigations on a UNEX process

Simonnet, M.; Muller, L.*; Sittel, T.*; Weling, P.*; Mllich, U.*; Geist, A.*; Panak, P.*

Radiochimica Acta, 111(8), p.597 - 600, 2023/05

https://doi.org/10.1515/ract-2023-0151

This paper presents first investigations on a novel An(III), Ln(III), Cs(I) and Sr(II) co-extraction conceptual process using a solvent composed of the calixarene crown-ether MAXCalix and the diglycolamide TODGA in a 1-octanol/kerosene diluent. The co-extraction is followed by a sequential stripping of (1) Cs(I) and Sr(II), (2) An(III) and (3) Ln(III).

再処理施設の高レベル廃液貯槽蒸発乾固事故解析のための廃液沸騰模擬計算プログラム; SHAWEDの整備

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2022-011, 37 Pages, 2022/12

JAEA-Research-2022-011.pdf:2.88MB

再処理施設の過酷事故の一つとして高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故が想定される。再処理廃液の沸騰段階での放射性物質の気相部への移行のメカニズムは、沸騰によって生成される飛沫のうち比較的小さい粒径の液滴のエアロゾル化と、揮発性化学種の温度上昇に伴う気化である。気相に移行した放射性物質は、沸騰により発生する硝酸-水混合蒸気や硝酸塩の熱分解による脱硝反応で生じるNOなどとともに貯槽から流出し、施設内を移行し一部は施設外に放出されると想定される。当該事故で生じるこれらの諸事象は、すべて貯槽内の廃液の沸騰を起源とするため、それによって生じるリスクを精度良く評価するには、汎用性のある計算プログラムを用いた貯槽内の熱水力的及び化学的挙動の定量的な模擬が不可欠である。これを目的として再処理廃液の沸騰を模擬する計算プログラム: SHAWED (imulation of igh-level radioctive aste vaporation and ryness)を開発した。本報では、当該事故のリスク評価に資するために、模擬対象とする事象の特徴をもとに沸騰及びそれに伴う諸事象の模擬に必要な主要な解析モデルを説明するとともに、具体的な模擬事例を示す。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故での凝縮器を想定した事故対処策のリスク低減効果に係る実機解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2021-013, 20 Pages, 2022/01

JAEA-Research-2021-013.pdf:2.35MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。そのための事故対処策の一つとして貯槽から発生する混合蒸気を積極的に凝縮する凝縮器の設置案が示されている。この事故対策では、硝酸蒸気の拡散防止、Ruの除去率の向上などが期待できる。本報では、実規模の仮想的な再処理施設を対象に凝縮器を設けて施設内での蒸気及びRuの移行挙動の模擬を試行した。模擬解析では、MELCORを用いて施設内の熱流動解析を行い、得られた熱流動状態を境界条件として硝酸、窒素酸化物等の化学挙動を解析するSCHERNコードを用いてRuの定量的な移行挙動を模擬した。解析から、凝縮器による蒸気拡散防止及びRuの除去効率の向上効果を定量的に分析するとともに、凝縮器の解析モデル上の課題を明らかにすることができた。