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論文

Scenario analysis of future nuclear energy use in Japan, 1; Methodology of nuclear fuel cycle simulator: NMB4.0

阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/05

現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。

論文

Development of Cs separation methods from large amounts of soil samples to determine the $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotope ratio

島田 亜佐子; 塚原 剛彦*; 野村 雅夫*; 武田 聖司

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333(12), p.6297 - 6310, 2024/12

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

Since the $$^{135}$$Cs and $$^{137}$$Cs concentration level of environmental soil in prefectures adjacent to Fukushima is low at about 5.5$$times$$10$$^{-15}$$$$sim$$ 6$$times$$10$$^{-13}$$ g g$$^{-1}$$, a large amount of soil is required to obtain sufficient amount to measure them precisely. Two Cs separation methods which allow to treat large amounts of leached soil solution was developed: 1) a continuous butch extraction method using calix[4]arene-bis(t-octylbenzo-crown-6) and 2) a combination method of selective Cs adsorption using ammonium phosphotangstate and anion-cation exchange resins. These methods were applied to low Cs concentration samples, and good precision of 0.8$$sim$$2.1% in the measurement of $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotope ratio was obtained.

論文

次世代高速炉用燃料中のプルトニウム定量へのパッシブ中性子非破壊測定技術の適用可能性

江口 綾*; 相楽 洋*; 三星 夏海; 長谷 竹晃

第45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), 2 Pages, 2024/11

次世代高速炉用燃料には、ウランおよびプルトニウムに加え、マイナーアクチノイドやランタノイド等の核分裂生成物が含まれ、新燃料であっても核物質以外を由来とする中性子およびガンマ線の高いバックグラウンドが想定されている。本研究では、次世代高速炉用燃料中のプルトニウム定量のために、同時計数法、Differential Die Away Self Interrogation (DDSI)法を用いたパッシブ中性子非破壊測定技術の適用可能性を評価することを目的とする。

報告書

放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-026, 80 Pages, 2024/10

JAEA-Review-2024-026.pdf:1.96MB

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4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(以下、「1F」という。)の廃炉等をはじ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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明」の令和元年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、放射化学、核化学、核物理、燃料材料科学の専門家に環境微生物の専門家を加えた研究者により、模擬デブリの作製から、照射、化学的作用及び生物作用による溶出試験を行い、富岡町の国際共同研究棟等にJAEAが有する先端分析機器を駆使してデブリの性状の変化、元素の溶出挙動を分析し、放射線損傷と酸化環境下における化学的及び生物学的損傷の複合作用による燃料デブリの劣化機構を解明することを目的とした。令和4年度には、放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明のため、$$gamma$$線照射下における微生物の模擬燃料デブリ劣化試験、Feと錯形成能を有するシデロフォアであるdesferrioxamine (DFO)あるいは代替物とFe、Uの錯形成能、模擬燃料デブリやマイクロ粒子を計測できるマイクロ流路を用いた溶解試験、Fe酸化物への収着へのシデロフォアなどの影響、モデル微生物や1F付近で採取した菌種による模擬燃料デブリの劣化に関する知見を実験により得た。更に、模擬デブリの劣化を時間の関数として表すモデルを作成し、計算を行った。

報告書

マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-022, 59 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-022.pdf:4.27MB

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4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はじ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、令和4年度に採択された研究課題のうち、「マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。安全で合理的な燃料デブリ取出しを進めるためには、デブリ加工時に発生するアルファ微粒子の溶解や変性挙動の把握は不可欠であることに鑑み、本研究は、金属酸化物ナノ粒子の凝集、溶解、変性挙動を熱力学的・速度論的に解明し得るマイクロ・ナノデバイスを創出すると共に、数理科学と組み合わせることで、アルファ微粒子の溶解・凝集・変性プロセスのメカニズム解明と反応モデル化を実現することを目的としている。具体的には、(1)ナノ粒子溶解特性評価、(2)溶解ダイナミクス分析、(3)凝集ダイナミクス分析、(4)表面微構造解析、(5)数理科学的モデリングの5項目を日本側・英国側で分担し、互いに有機的に連携しながら推し進める。令和4年度には、マイクロ限外ろ過分離法を用いて金属酸化物ナノ粒子(TiO$$_{2}$$、CeO$$_{2}$$、ZrO$$_{2}$$、ZnO)の溶解特性を調べ、これら金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒(純水、硝酸、H$$_{2}$$O$$_{2}$$)との組み合わせによって、個々のナノ粒子の変性挙動は異なっており、特に、H$$_{2}$$O$$_{2}$$処理がナノ粒子の変性と溶解の促進を引き起こすことを見出した。また、金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒との衝突反応を観測できるマイクロデバイスを創出し、観察画像の輝度変化からナノ粒子の凝集速度を求めることに成功した。

報告書

福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-012, 122 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-012.pdf:6.31MB

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4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(以下、「1F」という)の廃炉等をはじ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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F事故で発生した多様な廃棄物を対象とし、固定化が難しく長期被ばく線量を支配するヨウ素(I)、$$alpha$$核種のマイナーアクチノイド(MA)に注目し、これらのセラミクス1次固化体を、更に特性評価モデルに実績を有するSUSやジルカロイといったマトリクス材料中に熱間等方圧加圧法(HIP)等で固定化した"ハイブリッド固化体"とすることを提案する。核種閉じ込めの多重化、長期評価モデルの信頼性の向上により実効性・実用性のある廃棄体とし、処分概念を具体化する。潜在的有害度及び核種移行の観点から処分後の被ばく線量評価を行い、安全かつ合理的な廃棄体化法、処分方法の構築を目的としている。2年目の令和4年度は、1F模擬廃棄物の合成実験、各種放射線照射実験、浸出試験、ハイブリッド固化体の構造解析、固化元素の電子状態変化の放射光分析を行った。種々の計算でI固化体の固溶エネルギー、マトリクスと1次固化体との相互作用を解明した。実験と計算検討により、ヨウ素廃棄物にはマトリクスとしてSUSが適すると結論付けた。ハイブリッド固化体からの核種移行、被ばく線量に対する人工バリア、天然バリア機能の感度解析により、廃棄体寿命を長くすることが長半減期かつ難固定性のI-129には効果的であることが明らかとなった。以上により、廃棄物合成から廃棄物処分時の安全評価までの結節が達成された。

報告書

福島第一発電所2、3号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-010, 112 Pages, 2024/08

JAEA-Review-2024-010.pdf:6.49MB

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4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はじ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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島第一発電所2、3号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、シールドプラグ下高線量の原因究明、事故時のCs移行経路や、Csの構造材付着・堆積状態の解明及び先行溶落したと推定される金属リッチデブリ特性評価を行うため、事故進展最確シナリオ評価に基づく材料科学的アプローチを行っている。令和4年度は、3号機RPVの炉心損傷進展においてMoやIを含んだCs系化学種が気相安定条件、3号機PCVではCsとコンクリート成分の相互反応で形成する可能性のあるCs-Si-Al-O系化合物の生成条件などを整理した。Cs含有物質や金属デブリ模擬物質やコンクリートを用いた水蒸気雰囲気における熱分析試験を実施し、金属表面ではCrやFe系化合物が、酸化物表面ではSiやAlなどの成分を含む化合物が化学吸着する傾向があることが分かった。Csを含有するエアロゾルに関して、Cs$$_{2}$$O-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$系融体の粘度測定を行い、生成浮遊機構解明を進めた。

報告書

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-013, 48 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-013.pdf:1.99MB

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4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はじ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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、非接触のアクティブ中性子法により燃料デブリの臨界安全上の特性を評価する測定システムの開発と、燃料デブリ取出し作業員の安全確保方策の確立に資する基盤技術として多領域積分型動特性解析コードの開発により燃料デブリ臨界解析技術を高度化することを目的としており、令和3年度から令和5年度の3年計画の2年目として東京工業大学、産業技術総合研究所、長岡技術科学大学が連携して実施した。検出器設計最適化のために新たに基礎実験を行って取得したデータを用いて、中性子輸送計算コードの妥当性及び不確かさを評価することで解析精度の向上を図った。この基礎データを基にした輸送計算コードを用いたパラメトリックサーベイにより、検出器の配置や$$^{3}$$Heガス圧、減速材、遮蔽材、中性子源配置の最適化を実施することにより検出器を設計した。遅発中性子による核分裂も考慮可能な多領域積分型動特性解析コードMIK2.0-MVPを開発し、予備検証としてGODIVA炉超臨界実験の再現解析を実施した。この結果より、MIK2.0-MVPコードでは、MIK1.0コードが有する計算機能に加えて、遅発中性子による核分裂の効果を考慮することができるようになり、MIK2.0-MVPコードと粒子法コードの弱連成解析の土台となる新たな機能を確立することができた。以上の活動により本研究の令和4年度の目的を達成することができた。

論文

Securing reversibility of U$$^{V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$redox equilibrium in [emim]Tf$$_{2}$$N-based liquid electrolytes towards uranium redox-flow battery

鷹尾 康一朗*; 大内 和希; 小松 篤史; 北辻 章浩; 渡邉 雅之

European Journal of Inorganic Chemistry, 27(14), p.e202300787_1 - e202300787_7, 2024/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の1-エチル-3-メチルイミダゾリウムビス(トリフルオロメチル)スルホニルアミド([emim]Tf$$_{2}$$N)イオン液体中での電気化学的挙動を研究し、劣化ウランをレドックスフロー電池の電極活物質として利用するために、U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の酸化還元可逆性を達成するために何が必要かを明らかにした。結果として、Cl$$^{-}$$存在下の[emim]Tf$$_{2}$$N中において、グラッシーカーボンを作用電極として用いU$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の酸化還元反応の可逆性を得ることに成功した。また、溶質の拡散性を向上させるために、補助分子溶媒であるN,N-ジメチルホルムアミド(DMF)で希釈した。Cl$$^{-}$$を含む50:50v/vの[emim]Tf$$_{2}$$N-DMF液体電解質中で[U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$Cl$$^{4}$$]$$^{2-}$$ + e$$^{-}$$ = [U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$Cl$$^{4}$$]$$^{3-}$$の可逆的酸化還元反応を示すことに成功した。

論文

Electric field-induced nonreciprocal spin current due to chiral phonons in chiral-structure superconductors

Yao, D.*; 松尾 衛; 横山 毅人*

Applied Physics Letters, 124(16), p.162603_1 - 162603_5, 2024/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:78.60(Physics, Applied)

We propose a mechanism of spin current generation under an external electric field due to chiral phonons in a chiral-structure superconductor based on the Bogoliubov de Gennes and the Boltzmann equations.

論文

Microbiome analysis of the restricted bacteria in radioactive element-containing water at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

藁科 友朗*; 佐藤 朝子*; 比内 浩; Shaikhutdinov, N.*; Shagimardanova, E.*; 森 宙史*; 玉木 聡志*; 斎藤 元文*; 眞田 幸尚; 佐々木 祥人; et al.

Applied and Environmental Microbiology, 90(4), p.e02113-23_1 - e02113-23_23, 2024/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Biotechnology & Applied Microbiology)

A major incident occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station following the tsunami triggered by the Tohoku-Pacific Ocean Earthquake in March 2011, whereby seawater entered the torus room in the basement of the reactor building. Here, we identify and analyze the bacterial communities in the torus room water and several environmental samples. Samples of the torus room water (1 $$times$$ 10$$^{9}$$ Bq$$^{137}$$Cs/L) were collected by the Tokyo Electric Power Company Holdings from two sampling points between 30 cm and 1 m from the bottom of the room (TW1) and the bottom layer (TW2). A structural analysis of the bacterial communities based on 16S rRNA amplicon sequencing revealed that the predominant bacterial genera in TW1 and TW2 were similar. TW1 primarily contained the genus Limnobacter, a thiosulfate-oxidizing bacterium. $$gamma$$-Irradiation tests on Limnobacter thiooxidans, the most closely related phylogenetically found in TW1, indicated that its radiation resistance was similar to ordinary bacteria. TW2 predominantly contained the genus Brevirhabdus, a manganese- oxidizing bacterium. Although bacterial diversity in the torus room water was lower than seawater near Fukushima, $$sim$$70% of identified genera were associated with metal corrosion. Latent environment allocation - an analytical technique that estimates habitat distributions and co-detection analyses - revealed that the microbial communities in the torus room water originated from a distinct blend of natural marine microbial and artificial bacterial communities typical of biofilms, sludge, and wastewater. Understanding the specific bacteria linked to metal corrosion in damaged plants is important for advancing decommissioning efforts.

論文

Observation of high-pressure polymorphs in bulk silicon formed at relativistic laser intensities

Rapp, L.*; 松岡 健之*; Firestein, K. L.*; 寒河江 大輔*; 羽原 英明*; 向井 啓一郎*; 田中 和夫*; Gamaly, E. G.*; 兒玉 了祐*; 瀬戸 雄介*; et al.

Physical Review Research (Internet), 6(2), p.023101_1 - 023101_18, 2024/04

固体表面に超相対論的強度のレーザーパルスを照射すると表面にプラズマが発生し、内部は超高圧状態になることが知られている。本研究ではシリコン単結晶に当該レーザーを照射し、内部に生成された高圧相の結晶構造分析をBL22XU(JAEA-BL)の応力・イメージングステーションの回折システムにより実施した。その結果、内部には体心、菱面体、六方晶、正方晶というシリコンが持つといわれている高圧相の存在が確認された。今後は、さらにデータの蓄積を図り、材料内部の構造、強度、機能性制御への発展を図っていきたいと考えている。

論文

Evaluation of the remaining spent extraction solvent in vermiculite after leaching tests via PIXE analysis

荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.07(Instruments & Instrumentation)

Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K$$alpha$$ line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.

報告書

高温ガス炉用SiC母材燃料コンパクトの作製に関する検討

河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*

JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08

JAEA-Technology-2023-014.pdf:2.35MB

現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。

論文

Degradation of nuclear fuel debris analog by siderophore-releasing microorganisms

大貫 敏彦*; 中瀬 正彦*; Liu, J.; 土津田 雄馬; 佐藤 志彦; 北垣 徹; 香西 直文

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.384 - 396, 2023/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:71.02(Nuclear Science & Technology)

We investigated the effect of siderophore-releasing microorganism (SB) on fuel debris. Fuel debris analogue pellet samples (FDAPSs) and powder samples containing CeO$$_{2}$$ (an alternative to UO$$_{2}$$)-ZrO$$_{2}$$ solid solution, and metallic iron were fabricated. FDAPSs were contacted with SB on a membrane filter placed on agar medium for 50 days. By the addition of SB, Fe-containing degradation products were detected on the filter, and on the agar medium, revealing that some fraction of Fe ions were dissolved and precipitated on FDAPSs, and the rest became detached from FDAPSs, and migrated through the filter. Although Zr were detected in small amounts on the Fe area, the dissolution of Zr may be limited. These results clarify that the presence of RB accelerates the degradation of fuel debris in which Fe metal regions are preferentially degraded, and some fraction of Fe were detached and migrated from the fuel debris.

論文

Cost-reduced depletion calculation including short half-life nuclides for nuclear fuel cycle simulation

岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.632 - 641, 2023/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.50(Nuclear Science & Technology)

動的な核燃料サイクルシミュレーションの燃焼計算への適用を目的に、行列指数法を修正してOkamura explicit method (OEM)を開発した。OEMは、長いタイムステップであっても、短半減期核種の計算の発散を抑制することが可能である。OEMの計算コストはオイラー法と同等で小さく、燃料サイクルシミュレーションに十分な精度を保つことができる。

論文

Double diffusive dissolution model of UO$$_{2}$$ pellet in molten Zr cladding

伊藤 あゆみ*; 山下 晋; 田崎 雄大; 垣内 一雄; 小林 能直*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.450 - 459, 2023/04

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

The rapid dissolution of UO$$_{2}$$ in molten Zr that could occur during fuel-cladding liquefaction at high temperatures and its kinetics were reformulated considering the convective mass transfer and the chemical effect at the UO$$_{2}$$/Zr interface. The mass transfer coefficient of U was obtained as a correlation including the aspect ratio term by CFD analysis. To explain the gap between the rapid dissolution rate observed in the experiments and the density-driven convective mass transfer, we introduced an idea in which the eutectic melting at the UO$$_{2}$$/Zr interface promotes the grain detachment owing to infiltration of the U-Zr-O liquid into the UO$$_{2}$$ grain boundaries. The developed model was validated with UO$$_{2}$$-Zr crucible experiments at 2273 and 2373 K. The calculated mass percentage ratios of U/Zr agreed with the measurements and the transition times from rapid saturation to precipitation were consistent with the metallographic observations.

報告書

アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発(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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-076, 227 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-076.pdf:9.42MB

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(1F)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、令和元年度に採択された「アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、1Fにおいて大量に発生している水処理2次廃棄物のうち、長期的な安定化措置が求められている多核種除去設備(ALPS)沈殿系廃棄物中の放射性物質をアパタイトセラミックスに安定固定化する技術の確立を目的としている。大規模なアパタイト固化体製造が可能な方法として沈殿法を選び、模擬ALPS沈殿系廃棄物から作製したアパタイト及びリン酸塩化合物の合成物や成型体の組成、構造、浸出性能等を調べ、ゼオライト処理したリン酸塩化合物固化体が安定化処理に適していること、また、Cs、Sr、Eu、U 等の模擬FP 元素が沈殿法の条件で安定固定化できることを確認した。さらに、アパタイト固化体製造プロセスの確立のため、小規模及び工学規模のアパタイト固化体の製造試験を行い、合成・洗浄・加熱・固化の各工程での最適条件及び物質収支を明らかにし、耐浸出性の高い固化体作製が可能な炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの同時固化プロセスを開発した。以上の成果に基づき、実規模製造プロセスの基本設計における課題抽出及び製造装置・安全対策装置の設計条件をまとめるとともに、固化体からの水素発生試験を行い、セメント固化体よりも水素発生が大幅に抑制されることを確認した。

報告書

福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価(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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-072, 116 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-072.pdf:6.32MB

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(1F)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3年度に採択された「福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価」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、1F事故で発生した多様な廃棄物を対象とし、固定化が難しく長期被ばく線量を支配するヨウ素(I)、$$alpha$$核種のマイナーアクチノイド(MA)に注目し、これらのセラミクス1次固化体を、更に特性評価モデルに実績を有するSUSやジルカロイといったマトリクス材料中に熱間等方圧加圧法(HIP)等で固定化した"ハイブリッド固化体"とすることを提案する。核種閉じ込めの多重化、長期評価モデルの信頼性の向上により実効性・実用性のある廃棄体とし、処分概念を具体化する。潜在的有害度及び核種移行の観点から処分後の被ばく線量評価を行い、安全かつ合理的な廃棄体化法、処分方法の構築を目的としている。初年度の令和3年度は、1次固化体の合成と物性評価、核種浸出性の評価、放射線影響の解明、1次固化体の構造解析、放射光を用いた固化元素の電子状態、結合性、局所構造解析、計算科学を用いた1次固化体ならびにハイブリッド固化体物性の解明、溶出モデルの検討、ハイブリッド固化体の検討、処分概念・安全評価の検討について準備が完了し、リファレンスの1次固化体とHIP試料の作製、その物性評価、放射線照射実験、放射光実験、第一原理計算の成果が得られている。

報告書

放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明(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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-066, 91 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-066.pdf:5.88MB

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(1F)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、令和元年度に採択された「放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明」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、放射化学、核化学、核物理、燃料材料科学の専門家に環境微生物の専門家を加えた研究者により、模擬デブリの作製から、照射、化学的作用及び生物作用による溶出試験を行い、富岡町の国際共同研究棟等にJAEAが有する先端分析機器を駆使してデブリの性状の変化、元素の溶出挙動を分析し、放射線損傷と酸化環境下における化学的及び生物学的損傷の複合作用による燃料デブリの劣化機構を解明することを目的とした。令和3年度には、放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明のため、$$gamma$$線照射下における微生物の模擬燃料デブリ劣化試験、6価ウランの錯形成能、模擬燃料デブリやマイクロ粒子を計測できるマイクロ流路の構築、Fe酸化物への収着挙動、モデル微生物や1F付近で採取した菌種による模擬燃料デブリの劣化に関する知見を実験により得た。

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