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。

有機物を含有した核燃料物質の安定化処理

森下 一喜; 佐藤 匠; 大西 貴士; 関 崇行*; 関根 伸一*; 興津 裕一*

JAEA-Technology 2021-024, 27 Pages, 2021/10

JAEA-Technology-2021-024.pdf:2.41MB

有機物を含有したプルトニウムを含む核燃料物質(以下「有機物を含有した核燃料物質」という。)の場合、主にプルトニウムから放出される線が有機物を分解して水素ガス等を発生させることが知られている。このため、有機物を含有した核燃料物質を長期間、安全に保管するためには、有機物を除去しておく必要がある。また、炭化物及び窒化物燃料(以下「炭化物燃料等」という。)の場合は、空気中の酸素や水分と反応して発熱する可能性があることから、これらを保管する場合には安定な化学形である酸化物に転換する必要がある。有機物を除去するための処理条件に関して文献調査を行った結果、空気雰囲気中で950C(1223.15K)以上に加熱することで熱分解され、除去できることを確認した。また、炭化物燃料等の酸化物への転換について熱力学的検討を行った結果、950C以上での炭化物燃料等の酸化反応における平衡酸素分圧が空気中の酸素分圧2.110Pa(0.21atm)よりも低くなり、酸化反応が進行することを確認した。このことから有機物を含有した核燃料物質の安定化処理として、空気雰囲気中で950Cに加熱することにより、有機物を除去するとともに炭化物燃料等を酸化物に転換することとした。有機物の除去にあたっては、事前に有機物を模したエポキシ樹脂の薄板を空気雰囲気で加熱するモックアップ試験を実施し、加熱前後の外観の変化や重量の変化から、有機物が除去できることを確認した。その後実際の有機物を含有した核燃料物質等についても同様に安定化処理を実施した。

Performance evaluation of differential die-away system in an integrated active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔

Proceedings of 2018 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2018) (Internet), 4 Pages, 2019/10

https://ieeexplore.ieee.org/document/8824736

A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (DT: 14 MeV) generator has been successfully developed for nuclear non-proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency. The DDA system employing the fast neutron direct interrogation method is designed to quantify fissile materials in samples which have different volume from a vial bottle (4 cc) to pail container (20 liter). It has been demonstrated experimentally that the DDA system is capable of quantifying a nuclear fissile material (Pu-239) less than 10 mg in a vial bottle. The performance of the DDA system with a large measurement sample such as a MOX can container (2 liter) was evaluated through the Monte Carlo simulation studies. The simulation results show that the Pu-239 mass of around 10 mg even in the MOX can container can be detected. The results of the simulation study are discussed and compared to those of the experimental test.

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2017.09.447

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

訪問: 名古屋大学環境量子リサイクル研究センター

山下 利之

Isotope News, (583), p.20 - 24, 2002/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/10010432376

平成13年4月1日、名古屋大学に創設された環境量子リサイクル研究センターを訪問・取材し、同研究センターの設立の経緯・目的・組織などの概要,同センターが取り組む3つのテーマ,「分析・計測」,「分離回収」及び「新機能性材料創製」を通した核燃料物質のリサイクルに関する研究の現状と今後の展望,同センターの施設・設備などを写真を交え紹介した。

金属塩造粒過程の解析に関する研究(III)

not registered

PNC TJ1636 97-002, 73 Pages, 1997/03

PNC-TJ1636-97-002.pdf:3.62MB

本研究は、試料液滴の粒径分布の狭い狭分散噴霧を用いて、噴霧熱分解法により硝酸セリウム溶液から二酸化セリウム粒子を生成した。そして、その熱分解過程、または、生成粒子に影響を及ぼす要因を明らかにすることを目的とし、生成条件が生成粒子の粉体特性に及ぼす影響に関して検討した。特に、試料の初期液滴径、初期濃度、気流温度に着目し、それらが生成粒子の粒度分布、および、その形状に及ぼす影響を明らかにした。生成粒子の粒径を、画像処理法により測定した結果、硝酸セリウム溶液の熱分解過程において、試料液滴は一段または二段階の発泡による飛散、または分裂により、生成粒子の粒度分布は初期液滴の分布に対して広く、その粒度分布には、二つのピークが存在し、そのピーク値は生成条件によらず、頻度のみが変化する。そして、その平均粒径は、初期液滴径および初期濃度の増加にともない大きくなり、気流温度の上昇にともない小さくなる、また、電子顕微鏡により生成粒子を観察した結果、生成粒子の形状は、表面に空孔を有し、表面の粗いものであるが、中空状でその外殻は多孔状である。

安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)(改訂2)

not registered

JNC TN1400 2000-002, 56 Pages, 1996/03

JNC-TN1400-2000-002.pdf:2.3MB

核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という)は平成10年10月1日に動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)の業務を引き継ぐ国の特殊法人として設立された。サイクル機構はFBRサイクル並びに高レベル放射性廃棄物の処理・処分技術を確立するとともに、その成果を民間に技術移転することを主要な使命としている。サイクル機構の業務運営に当たっては、安全の確保を大前提として行うことが重要とされており、これを踏まえて、関連する安全研究の一層の充実を図るべきことが求められている(原子力安全委員会委員長談話、平成10年2月10日)。従って、サイクル機構は原子力技術開発を行う国の機関として、動燃時代にも増して安全研究を強力に推進し、得られた研究成果をより積極的に公開していくとともに、研究成果を施設の安全性向上に迅速かつ的確に反映させることにより自主保安の実をあげるよう努めなければならない。安全研究の第一次基本計画は、「安全研究の基本方針」として昭和61年3月に策定した。その後、研究及び業務の進展や外部からの要求の変化並びに国の「安全研究年次計画」との整合を図る等の観点から、第二次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度平成7年度)を平成3年3月に策定した。同計画は、平成5年度から6年度にかけて中間見直しを行い、平成7年1月に改定した。第3次計画に当たる「安全研究基本計画」(平成8年度平成12年度)は、平成5年度より検討を開始し、基本計画案の策定及びそれに基づく国の「安全研究年次計画」(平成8年度平成12年度)ヘの登録提案課題の選定を行い、国の計画と整合した動燃の計画として平成8年3月に策定した。サイクル機構の発足に伴い、原子力を取り巻く国内外の状況、サイクル機構に課せられた使命、サイクル機構の組織、並びに「もんじゅ」事故やアスファルト事故の調査結果を反映して同計画を見直し、平成11年3月には、特に、高速増殖炉分野について、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の調査結果を踏まえた国の安全研究年次計画改定を受けて、改定を行った。この計画に基づいて実施してきた安全研究の成果は、国の原子力安全委員会及び関連の安全研究専門部会等で客観的な評価を受けてきている。今回は、サイクル機構の中長期事業計画の策定及び国の原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)の一部変更(見

安全管理業務報告(平成3年度第1四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 91-053, 109 Pages, 1991/06

PNC-TN8440-91-053.pdf:2.68MB

平成3年度第1四半期(平成3年4月平成3年6月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

安全管理業務報告(平成2年度第3四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 91-010, 109 Pages, 1990/12

PNC-TN8440-91-010.pdf:2.66MB

平成2年度第3・四半期(平成2年10月平成2年12月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

HTTRの核燃料物質使用施設における「安全上重要な施設」候補の検討

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 藤本 望

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)は、高温ガス炉燃料の破損挙動、核分裂生成物の破損挙動等の究明及び高性能燃料の開発、並びに中性子束の測定を目的として、核燃料物質の使用施設(以下、「使用施設」という。)をHTTRの原子炉施設に設置している。使用施設については、施設の性能の維持等のいわゆるバックフィット規定は設けられていないが、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の改正により、同施行令第41条に該当する核燃料物質を使用する施設(以下、「41条施設」という。)のうち、「安全上重要な施設」(以下、「安重施設」という。)が存在する施設については、「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」(以下、「許可基準規則」という。)に適合させるために可能な限り改造等の措置を取ることが要求されることとなった。HTTRの使用施設は41条施設であることから、現状上記の措置が必要か否を確認するために安重施設候補の検討を実施した。本報告では、安重施設候補の検討方法及びその結果について述べる。