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論文

Visualization of radioactive contamination around the startup transformer of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 using an integrated radiation imaging system based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 一場 雄太*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(4), p.389 - 400, 2025/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2431537
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates during the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) is crucial for developing detailed decontamination plans and minimizing worker exposure to radiation. This study used an integrated Radiation Imaging System comprising a Compton camera, survey meter, and simultaneous localization and mapping device to visualize the dose-equivalent rate and radioactive contamination distribution around the startup transformer of Unit 3 at the FDNPS. While previous measurements using this system have helped visualize radioactive hotspots where radioactive contamination has accumulated in pipes or specific equipment, this demonstration test helped visualize the radioactive contamination widely distributed on the ground or concrete surfaces inside the nuclear power station. Furthermore, the reconstructed image intensity of radioactive contamination was compared with the dose rate at the target surface, showing for the first time the possibility of creating a calibration curve between the two.

論文

In-situ detection of high-energy beta ray emitter $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070, Part 2 , p.170021_1 - 170021_9, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.170021
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)

We have developed a method to directly detect $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from $$^{137}$$Cs and beta rays from $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y under a high gamma-ray background.

論文

Detailed visualization of radioactive hotspots inside the Unit 1 reactor building of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using an integrated Radiation Imaging System mounted on a Mecanum wheel robot

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 大浦 正利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.856 - 870, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2282551
 被引用回数：8 パーセンタイル：85.99(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates is crucial to develop detailed decontamination plans and minimize worker exposure. In this study, we remotely visualized radioactive hotspots and dose-equivalent rate distribution in Unit 1 reactor building of the station using a Mecanum wheel robot equipped with a Compton camera, simultaneous localization and mapping device, and survey meter. We successfully visualized high-concentration radiation hotspots on the U-shaped piping of the drywell humidity control system and the atmospheric control piping in the ceiling in front of the transverse in-core probe room. Furthermore, the hotspot location was identified in three dimensions using the Compton camera used to analyze the atmospheric control piping. By simultaneously analyzing the dose-equivalent rate data acquired by the survey meter and the hotspot locations visualized by the Compton camera, it was confirmed that the hotspots caused elevated dose-equivalent rates in the surrounding area. Using this robot system in unexplored areas, such as the higher floors of reactor buildings, in future will enable us to obtain information on radiation hotspot locations and dose-equivalent rate distribution.

論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

Analysis of particles containing alpha emitters in stagnant water in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station's Unit 3 reactor building

蓬田 匠; 大内 和希; 森井 志織; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

Scientific Reports (Internet), 14, p.14945_1 - 14945_11, 2024/06

https://doi.org/10.1038/s41598-024-65522-2
 被引用回数：1 パーセンタイル：36.75(Multidisciplinary Sciences)

福島第一原子力発電所3号機建屋滞留水中の固形分の多数の粒子状物質の中から、$$alpha$$核種を含有する微粒子の検出を試みた。$$alpha$$核種濃度の異なる、トーラス室と主蒸気隔離弁室の2か所から採取した試料について分析を行った。大部分の$$alpha$$核種は10$$mu$$m以上の固形分に存在していた。SEM-EDXを用いる元素分析により、$$mu$$mサイズのUを主成分とする微粒子を検出した。また、アルファトラック法により検出した粒子では、粒径100$$mu$$m程度までの鉄粒子上に$$alpha$$核種が分布する様子を観測できた。3号機滞留水中におけるUやその他の$$alpha$$核種の存在形態が明らかになった。

論文

Electrochemical behavior of neptunium in NaCl-2CsCl melt

林 博和; 湊 和生*

Electrochemistry (Internet), 92(4), p.043020_1 - 043020_5, 2024/04

https://doi.org/10.5796/electrochemistry.23-69159
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Electrochemistry)

NaCl-2CsCl溶融塩中のネプツニウムの挙動をサイクリックボルタンメトリ法やディファレンシャルパルスボルタンメトリ法などの電気化学的手法によって823から923Kにおいて測定した。NaCl-2CsCl溶融塩中において、Np$$^{4+}$$イオンは、LiCl-KCl共晶溶融塩中と同様に、Np$$^{3+}$$イオンを経てNpに還元されることを明らかにした。また、サイクリックボルタモグラムから、Np$$^{3+}$$及びNp$$^{4+}$$イオンの拡散係数を導出した。さらに、Np$$^{3+}$$/Np$$^{0}$$及びNp$$^{4+}$$/Np$$^{3+}$$酸化還元反応の式量電位が、E$$^*$$(Np$$^{3+}$$/Np$$^0$$) = -3.353 + 7.67$$times$$10$$^{-4}$$T及びE$$^*$$(Np$$^{4+}$$/Np$$^{3+}$$) = -1.175 + 4.99$$times$$10$$^{-4}$$ T vs. Cl$$_2$$/Cl$$^-$$ (V)であることを示し、Np$$^{3+}$$及びNp$$^{4+}$$イオンの活量係数を、NpCl$$_3$$及びNpCl$$_4$$の過冷却液体状態のギブス自由エネルギーの文献値を用いて導出した。

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112574

Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO$$_{2}$$ fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.

報告書

炭酸塩スラリーの作製諸条件や保管期間が化学的特性およびレオロジー特性に与える影響

加藤 友彰; 山岸 功

JAEA-Technology 2023-018, 53 Pages, 2023/11

JAEA-Technology-2023-018.pdf:2.6MB

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作業において多核種除去設備(ALPS)前処理設備で発生する放射性の炭酸塩スラリー廃棄物(炭酸塩スラリー)は、高性能容器(HIC)に一時保管されている。2015年に炭酸塩スラリーへの気泡の保持が原因と推定されるHIC外部への溢水事象が確認され、HICに格納された炭酸塩スラリー(HICスラリー)保管に対する安全評価の必要性が高まっている。この安全評価をする上で、炭酸塩スラリー内での気泡保持放出特性等に寄与する懸濁物質粒子の化学的特性およびレオロジー特性の評価が重要である。特に、HIC外部への溢水が確認されたHICスラリーは保管上のリスクが高いと推定される。そこで本報では、当該HICスラリーのALPS入口水中Mg/Ca質量比を模擬して作製した模擬炭酸塩スラリー(模擬スラリー)を用いて、前処理設備における反応槽滞留時間やその後の濃縮過程がスラリーの化学的特性に与える影響を検討した。さらに処理液等の混入による懸濁物質濃度(SS濃度)の低下および充填後の静置時間等外的因子がレオロジー特性、特に沈降性、流動特性に与える影響を検討した。スラリー作製時の反応槽滞留時間およびスラリー濃縮過程が化学的特性に与える影響を検討した結果、クロスフローフィルタ(CFF)による濃縮過程を経ることで反応槽滞留時間の粒度への影響が微小となること、実機の通常運転時の実績と同じSS濃度150g/Lで作製した模擬スラリーは0.4$$mu$$m以下の不定形の粒子によって構成されていることが明らかとなった。また、処理液等の混入による充填時のSS濃度の低下および静置時間がレオロジー特性に与える影響を検討した結果、SS濃度の低下は初期の沈降速度増加に寄与すること、SS濃度150g/Lのスラリーと比較し沈降層部の密度が低くなることを明らかにした。加えて沈降に伴う密度の増加とスラリーの降伏応力間に正の指数関数的な相関が確認され、静置初期のスラリーでは非ビンガム流動的特性であるのに対し、静置期間が長期になることでビンガム流動的特性へと変化することが示唆された。これら一連の成果は、実際の福島県で保管されている炭酸塩スラリーのHIC内での現在の状態を推察する知見を与え、HIC表面線量評価やスラリー移し替え時等の安全評価への貢献が期待される。他方で、放射線によるスラリーへの化学特性への影響および気泡の保持・放出特性は検討課題としてあげられる。

論文

Radiation imaging of a highly contaminated filter train inside Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 using an integrated Radiation Imaging System based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.1013 - 1026, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2159894
 被引用回数：12 パーセンタイル：97.06(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112205
 被引用回数：10 パーセンタイル：95.46(Nuclear Science & Technology)

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

報告書

原子力船「むつ」関連調査他報告書(受託研究)

核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター

JAEA-Review 2022-039, 36 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-039.pdf:4.3MB

本報告書は、今後の浮体式原子力発電の検討に活用するために、原子力船「むつ」の実績工程の調査、原子力船関連の文献調査を行った結果を取りまとめたものである。

論文

Radiation imaging using an integrated radiation imaging system based on a compact Compton camera under Unit 1/2 exhaust stack of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.677 - 687, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2001391
 被引用回数：24 パーセンタイル：94.20(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) went into meltdown after being hit by a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. Measuring and understanding the distribution of radioactive contamination inside the FDNPS is essential for decommissioning work, reducing exposure to workers, and ensuring decontamination. This paper reports the visualization tests of radioactive contamination in the Unit 1/2 exhaust stack of the FDNPS using a compact Compton camera. Fixed-point measurements were conducted using only a Compton camera and moving measurements using an integrated radiation imaging system (iRIS) that combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device. For the moving measurements, an operator carrying the iRIS acquires data continuously while walking in a passage near the stack. With both types of measurements, high-intensity contamination was detected at the base of the stack, and detailed three-dimensional (3D) visualization of the contamination was obtained from the moving measurement. The fixed-point measurements estimated the source intensity of the contamination from the reconstructed contamination image acquired by the Compton camera. Furthermore, workers can experience the work environment before actual work by importing a 3D structure model into a virtual reality system displaying the contamination image.

論文

Analysis of particles containing alpha-emitters in stagnant water at torus room of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station's Unit 2 reactor

蓬田 匠; 大内 和希; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

Scientific Reports (Internet), 12(1), p.7191_1 - 7191_10, 2022/05

AA2021-0706.pdf:2.48MB

https://doi.org/10.1038/s41598-022-11334-1
 被引用回数：9 パーセンタイル：56.94(Multidisciplinary Sciences)

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水に含まれる$$alpha$$線放出核種の存在形態を、走査型電子顕微鏡X線検出(SEM-EDX)やアルファトラック法により分析した。SEM-EDXによる観察の結果、Uを主成分とするサブ$$mu$$m$$sim$$数$$mu$$mサイズの粒子を複数同定できた。これらの粒子はZrなどの燃料被覆管や構造材を構成する元素を含んでいる。また、同じ粒径フラクションの固形分に含まれるU同位体比(235/238)は、原子炉燃料のそれと一致した。このことから、U粒子は原子炉に由来し、これが微細化したものであることを示している。アルファトラック分析により同定した$$alpha$$核種含有粒子は、粒径数10$$mu$$m$$sim$$~数100$$mu$$mのサイズであり、SEM-EDXの元素分析の結果、鉄を主成分としていた。$$alpha$$核種の物質量は極わずかであることから、Pu, Am, Cm等が鉄粒子上に付着する形態であると考えられる。分析した滞留水中の固形分試料では、Uと他の$$alpha$$核種の存在形態が異なる場合があることが明らかになった。

報告書

溢水した高性能容器内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーの作製と特性評価

堀田 拓摩; 山岸 功; 永石 隆二; 柏谷 龍之介*

JAEA-Technology 2021-012, 34 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-012.pdf:2.1MB
JAEA-Technology-2021-012(errata).pdf:0.18MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所における多核種除去設備(Advanced Liquid Processing System; 以下「ALPS」という。)および増設多核種除去設備(Improved ALPS)の前処理設備から発生する炭酸塩沈殿物を主とする廃棄物(以下「炭酸塩スラリー」という。)は高性能容器(High Integrity Container; 以下「HIC」という。)に格納されている。このHIC内において、水の放射線分解により発生した水素ガスの炭酸塩スラリー内での保持および、それに伴う容積増加が原因と推定される上澄み水のHIC外部への漏えい事象(溢水)が発生した。この溢水の発生が確認された当時に保管されていた大部分のHICにおいて、外部への溢水は観察されていない。このことはHIC内炭酸塩スラリー自体の性状や気泡の保持特性の理解が溢水発生条件を明らかにする上で重要であることを示唆している。そこで本研究では、溢水したHIC内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーを作製し、その炭酸塩スラリーの非放射性条件下での性状および気泡の保持特性を明らかにすることを目的とした。まず、溢水が発生した炭酸塩スラリーの組成を模擬するために、溢水した炭酸塩スラリーが調製された当時のALPS運転条件を調査し、炭酸塩スラリーの主要元素であるマグネシウムとカルシウムの比率を変えた5つの原水を調製した。これら原水から炭酸塩等を沈殿させ、実機ALPSと同じクロスフローフィルタ方式を用いて模擬炭酸塩スラリーを作製した。次に、作製した炭酸塩スラリーの化学分析を実施した。また、沈降試験を実施して沈降層の密度(以下「沈降密度」という。)、降伏応力を測定した。最後に、沈降層への気泡注入試験を実施し、炭酸塩スラリー内部での気泡保持/放出特性について検討した。模擬炭酸塩スラリーは原水組成のカルシウム含有率が高いほど沈降密度が高くなることが分かった。そして、沈降密度が高い模擬炭酸塩スラリーでは沈降層の降伏応力が高く、注入した気泡を保持しやすい傾向が観察された。これらのことから、溢水したHIC内炭酸塩スラリーを模擬するためには原水組成に関する情報が重要であり、また、スラリー内での気泡の保持状況には炭酸塩スラリーの密度が影響を及ぼすことを明らかにした。

論文

Isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry for determination of $$^{126}$$Sn content in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 利光 正章; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 奥村 啓介; 宝徳 忍; 木村 貴海; 鈴木 健介*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.556 - 562, 2013/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2013.785276
 被引用回数：11 パーセンタイル：61.61(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核種の1つである$$^{126}$$Snのインベントリ評価を目的として、ICP-MSによる$$^{126}$$Snの分析法を開発した。また、照射履歴の明確な使用済燃料溶解液を分析試料として、開発した$$^{126}$$Sn分析法の妥当性を検証するとともに、使用済燃料溶解液中の$$^{126}$$Sn存在量及び共存するスズ同位体の同位体比を算出した。ICP-MS測定の前処理法として、陰イオン交換法を採用し、$$^{126}$$Snの主要な測定妨害核種$$^{126}$$Teや、高放射性の成分Sr, Y, Cs、及びBaを分離除去した。陰イオン交換樹脂に吸着したスズは、1M HNO$$_{3}$$によって定量的に溶出した。得られたスズ溶出液中のスズの同位体比は、ICP-MSによって精度よく測定され、また、国内初の$$^{126}$$Sn実測値が得られた。さらに、スズ同位体比は燃焼計算コードORIGEN2による計算値ともよく一致したことから、ORIGEN2による計算の信頼性を確認できた。

論文

Simple cation-exchange separation for ICP-MS measurement of $$^{79}$$Se in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 木村 貴海; 伊奈川 潤; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

Inventory estimation of $$^{79}$$Se in HLW is important for long-term safety assessment of a geological repository. In this study, a simple separation method using a single cation-exchange column has been investigated. An irradiated UO$$_{2}$$ pellet was dissolved and diluted with 1M nitric acid. A known amount of $$^{82}$$Se was added to the sample for isotope dilution mass spectrometry. The $$^{82}$$Se -spiked and non-spiked samples were fed to each cation-exchange resin-packed column, followed by washing with 1M nitric acid. The first 3 mL of the effluent was directly injected to the ICP-MS. The recovery of Se was 92%, while no leakage of Gd$$^{3+}$$, which causes major isobaric interference on $$^{79}$$Se detection, was observed. The coexisting components with high activity were retained on the column, leading to decrease in the surface dose rate to a background level. The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{82}$$Se in the sample solution were 2.4 $$pm$$ 0.7 and 13.3 $$pm$$ 4.6 ng, respectively.

論文

Validation of correlations between Nd isotopes and difficult-to-measure nuclides predicted with burn-up calculation code by post irradiation examination

浅井 志保; 奥村 啓介; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), p.1437 - 1442, 2011/09

https://doi.org/10.1115/ICEM2011-59086

The inventory estimation of difficult-to-measure (DTM) nuclides, such as Se-79, Cs-135, Tc-99, and Sn-126 is indispensable for the management of high-level radioactive wastes (HLW). In this study, the correlations between Nd isotopes and the four DTM nuclides, which are predicted using a burnup calculation code, MVP-BURN, have been validated by post irradiation examination (PIE). An irradiated PWR fuel with a burnup of 44.9 GWd/t was used as a standard sample. The calculation was performed with MVP-BURN based on the latest nuclear data library of JENDL-4.0. The calculated atom ratios of Se-79 and Cs-135 to Nd isotopes exhibited good agreement with those obtained by PIE. This demonstrates that the correlations predicted by MVP-BURN are applicable to the scaling factor method. For Tc-99 and Sn-126, the calculated values were higher than those obtained by PIE. These overestimations were mainly caused by the lack of the contribution of insoluble residue to the measured concentrations.

論文

Computational study for inventory estimation of Se-79, Tc-99, Sn-126, and Cs-135 in high-level radioactive wastes from spent nuclear fuels of light water reactors

奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), p.1443 - 1450, 2011/09

https://doi.org/10.1115/ICEM2011-59087

軽水炉使用済燃料からの高レベル放射性廃棄物に存在する長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法は、長期間に渡る廃棄物処理処分の安全性評価に重要である。Se-79, Tc-99, Sn-126, Cs-135といった難分析長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法を開発するため、最新の燃焼計算コードとデータを使用して、燃料仕様や燃焼条件をパラメータとするサーベイ計算を行った。その中で、燃料集合体タイプ(PWR/BWR),U-235初期濃縮度,減速材温度,ボイド率,出力密度などを考えられる範囲で変動させた。その結果、前述の長寿命核分裂生成物の燃焼特性と生成の範囲が明らかとなった。これらの結果から、高レベル放射性廃棄物に存在する難分析長寿命核分裂生成物のインベントリを、測定が容易な核種(キー核種)の分析値との相関から決定するスケーリングファクタ法とそのキー核種を提案する。

論文

Determination of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel for inventory estimation of high-level radioactive wastes

浅井 志保; 半澤 有希子; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 宝徳 忍; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.851 - 854, 2011/05

https://doi.org/10.3327/jnst.48.851
 被引用回数：26 パーセンタイル：85.89(Nuclear Science & Technology)

$$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs are long-lived fission products and are found in high-level radioactive waste (HLW). The estimation of their inventories in HLW is essential for the safety assessment of a geological disposal, owing to their mobility in the strata. In this study, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel solution were measured. About 5 g of irradiated UO$$_{2}$$ fuel discharged from a commercial Japanese PWR with the average burn-up of 44.9 GWd/t was sampled. After Se and Cs were chemically separated, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in the spent nuclear fuel solution were measured with inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometer (ICP-QMS). The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs were 5.2 $$pm$$ 1.5 and 447 $$pm$$ 40 g/MTU, respectively. The results obtained in this study showed good agreement with those obtained by the ORIGEN2 calculation using the data library of JENDL-3.3.

論文

Comparison of post-irradiation experimental data and theoretical calculations for inventory estimation of long-lived fission products in spent nuclear fuel

浅井 志保; 半澤 有希子; 奥村 啓介; 鈴木 英哉; 利光 正章; 篠原 伸夫; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.261 - 264, 2010/10

https://doi.org/10.1115/ICEM2010-40101

The inventory estimation of long-lived fission products (LLFP) is essential for the safety assessment of a geological disposal of HLW. $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs are a main contributor to the total dose from the geological repository of HLW. In this study, the post irradiation experimental data of LLFPs, such as $$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn and $$^{135}$$Cs, were compared with ORIGEN2 calculation. A fragment of the UO$$_{2}$$ pellet irradiated in a commercial PWR was dissolved with nitric acid in a hot cell. After Se, Tc, Sn, and Cs were chemically separated, the concentrations of $$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn and $$^{135}$$Cs were determined with ICP-QMS. The results for $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs obtained in this study showed good agreement with those obtained through ORIGEN2 calculation. In contrast, the experimentally determined concentration of $$^{99}$$Tc and $$^{126}$$Sn were equivalent to approximately 70% and 60%, respectively, of those obtained through ORIGEN2 calculation.

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