ハルデン炉照射試験用燃料要素の製作 -DuplexタイプのMOX-Gd燃料の製造技術開発-

加藤 正人; 豊島 光男; 飯村 直人; 上村 勝一郎

PNC TN8410 97-065, 147 Pages, 1997/03

PNC-TN8410-97-065.pdf:64.31MB

水炉用MOX燃料の高燃焼度化を達成する方策として有効な,ガドリニア添加MOX燃料の照射挙動及び健全性評価を目的に、ノルウェーのハルデン炉で行う照射試験用燃料として中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuprexタイプ燃料を含む24本の燃料要素を製造した。本報告書では、照射試験燃料製造の過程で得られた種々の知見について、ガドリニア棒の開発、燃料ペレットの製造及び燃料要素の加工の各段階に分けてまとめた。1. ガドリニア棒の開発バーナブルポイズン量を同一に保ちながら、セラミック棒の強度を保持するためGd2O3棒以外に、希釈材を添加した太径の棒も開発することにした。そのため、希釈材としてZrO2を採用した。Gd0.405Zr0.595Oy、Gd0.5Zr0.5Oyの試料を製作し、融点、熱安定性等の測定を行った。融点はそれぞれ、2510及び2360を得、Gd0.405Zr0.595Oyは蛍石型構造が安定で、1700まで形状変化がなく、Gd0.5Zr0.5Oyはパイロクロア構造が現れることを確認した。また、照射材料としてGd0.405Zr0.595Oy及びGd2O3の細径長尺棒を押し出し成形で製作し、1700まで形状が変化しないことを確認し、照射材料として十分に供与できることを確認した。2. 燃料ペレットの製造(1) 使用する原料粉末の焼結特性を把握し、対策を施す(本試験においては、使用するPuO2粉末を粉砕することにより焼結性を向上させ、一方の天然UO2粉末は、800で熱処理することにより焼結性を抑制し両者の焼結時の収縮特性を合わせた。)ことによりペレット密度約95%TDを得ることが出来た。(2) ウイズドロアル式プレス機での成形時の上下圧バランスの状態を、上パンチ停止後にダイ停止させることにより、焼結後のペレット形状が台形になるのを防ぐのに適切な条件であることを見い出した。3. 燃料要素の加工ガドリニア棒入り燃料要素の製造は、半自動で行ったことから特に問題は発生しなかった。しかし、今後、大量生産を可能にするためには、自動化は不可欠である。そのため、設計段階での工夫が必要である。特に、ガドリニア棒径と中空ペレットの内径の差は、自動化レベルとの兼ね合いで最適化を図る必要がある。

核燃料サイクルにおける安全技術の調査研究

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PNC TJ1545 96-001, 137 Pages, 1996/03

PNC-TJ1545-96-001.pdf:5.98MB

本報告書は、核燃料サイクルにおける安全技術に関する現状と今後の動向について、平成7年度の調査結果をまとめたものである。調査にあたっては核燃料サイクルに関する種々の分野において活躍している有職者で構成した委員会を設置して審議した。安全技術に関する現状調査として、動燃事業団の安全研究基本計画及び核燃料サイクルにおける安全研究課題の構成要素の体系(WBS)を調査・検討すると共に再処理施設における新抽出剤(TRUEX溶媒)と硝酸との発熱反応試験並びにプルトニウム閉じ込め機能に関してグローブボックス内火災挙動の試験結果について分析評価した。また、安全研究計画として、MOX燃料製造施設関連のMOX粉末の安全取扱技術の研究計画等について調査した。今後の動向調査として、一部の委員より最近の状況を踏まえた安全研究の推進に資する提言を得て、本報告書にまとめた。

湿式顆粒製造法に関する文献調査報告書

小嶋 素志; 檜山 敏明; 上村 勝一郎; 山本 純太

PNC TN8420 93-011, 40 Pages, 1993/07

PNC-TN8420-93-011.pdf:2.39MB

湿式法によるMOX顆粒製造を目的とし、文献調査を行ない、各顆粒製造法の実用性について評価した。現在、湿式法としてはゾル-ゲル法、ゲル化法(内部ゲル化法、外部ゲル化法)により顆粒製造が行なわれており、既に各々の方法によるウラン、トリウム及びMOX燃料製造が報告されている。乾式法と比較し、湿式法は粉末の飛散等が少なく、被曝の低減化に適しているばかりでなく、プロセスが単純なため連続自動化も容易である。従って顆粒製造の技術的な問題点はプロセスの自動化であり、実試験への適用を考え、この報告書ではプロセス及びハードに重点が置かれている。また生成した課粒を用いた燃料の成形法や応用できる化学的形態についてもまとめた。なお、湿式法においては廃棄物発生量が大きい事が欠点である。これはMOX燃料はもちろん、PNCの今後の課題であるTRU燃料に適用した際にも大きな課題となる。そこで今後のまとめで生ずるであろう問題点及び考えられる方策についても言及し、MOX及びTRU燃料製造に向けての足掛りとした。

不溶性タンニンによる廃液処理プロセス開発-バッチ式Pu吸着基礎試験-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04

PNC-TN8430-93-001.pdf:0.34MB

プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。

海外出張報告書 IAEA主催「アクチナイド消滅のための高速増殖炉利用」に関する専門家

若林 利男

PNC TN9600 92-007, 19 Pages, 1992/10

PNC-TN9600-92-007.pdf:0.98MB

IAEA主催の「アクチナイド消滅のための高速増殖炉利用」に関する専門家会合(9月22日24日)に出席し、「高速増殖炉のTRU消滅処理特性」について発表するとともに、各国との意見交換及び情報収集を行った。今回の専門家会合には、ベルギー、フランス、ドイツ、スイス、アメリカ、イギリス、ロシア、日本及びCEC(COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES) とIAEAの国際機関から合計23名が参加した。本会合ではNATIONAL PROGRAM、物理的研究、工学的研究について、合計22件の発表と討論が行われた。そして今後の課題として以下の点がまとめられた。・使用済燃料からのアクチナイドの化学的分離と抽出(少なくとも、 とCMについては98%、PUとAMアイソトープについては99.999.99 %)・核データの測定と評価(重要な核種の核断面積、FISSION FRAGMENTS YIELDS及び遅発中性子パラメータ。特にこれらは専焼炉では重要である。)・マイナーアクチナイドを含む燃料の設計、製造、照射に関する研究開発 ・安全で経済的なマイナーアクチナイド燃焼炉心の設計研究 今回専門家会合では、ロシアはマイナーアクチナイド及びFPの核変換の技術開発について関心が非常に高く、積極的に取り組んでいると感じた。ロシアからの興味ある発表としては、マイナーアクチナイド燃焼高速炉サイクルとして、MOX 燃料に乾式再処理燃料製造技術を利用した検討があった。燃料製造にはバイパック法が適用される。技術的にも今後実験等で良いデータがでてくると考えられ、動燃としてOECD/NEAのオメガ計画への参加だけでなく、ロシアとの協力、情報交換が必要であると思われる。

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素-高線出力試験用集合体試験用要素(B5D-1)製造報告

野上 嘉能; 豊島 光男; 石田 忍

PNC TN8410 93-021, 118 Pages, 1992/10

PNC-TN8410-93-021.pdf:5.06MB

高線出力試験用集合体試験用要素(その1,その2)(以下B5D-1,B5D-2と言う。)を用いた照射試験の目的は、燃料仕様(ペレット密度、O/M比、ペレット/被覆管ギャップ)をパラメータに燃料中心溶融をさせ、溶融限界線出力を求めるとともに、ギャップコンダクタンス、燃料組織変化等、照射初期の挙動を把握することにある。B5D-1の照射試験は、低溶融限界線出力が予測される燃料仕様パラメータ3条件(ペレット密度、O/M、ペレット/被覆管ギャップ)4本の試験用要素と20本のダミー要素で構成され、B5D-2で燃料溶融が確実に得られる試験条件を決定するため実施する。B5D-1は、低溶融限界線出力が予測される燃料仕様パラメータ3条件4本の試験用要素と20本のダミー要素で構成される。B5D-1は、B5D-2で燃料溶融が確実に得られる試験条件を決定するため実施する。B5D-1の製造は、1990年11月に燃料ペレットの製造を開始し、1991年4月に要素製造を終了した。本報告書は、試験用要素及びダミー要素の製造、加工における諸データを整理収録したものである。

高濃度不純物の吸着試験研究(吸着剤によるウランと不純物との 分離試験)

江川 博明*

PNC TJ6614 92-001, 20 Pages, 1992/03

PNC-TJ6614-92-001.pdf:0.43MB

カナダ産ウラン鉱石酸浸出液中のウランを分離・回収するプロセスの開発を目的として、大過剰のニッケル及びヒ素の共存下においてウランを選択的に吸着するキレート樹脂の開発を行った。前記酸浸出液の液性等を考慮し、本研究室における従来の研究成果を基に、巨大網状構造(MR型)を有するスチレン-ジビニルベンゼン球状共重合体(RS)にホスフィン酸基およびホスホン酸基を導入したキレート樹脂を合成した。ホスフィン酸基を有する樹脂RSPはRSを無水塩化アルミニウム存在下三塩化リンと反応させ加水分解して合成し、ホスホン酸基を持つ樹脂RSPOはRSPのホスフィン酸基を硝酸で酸化して合成した。またRSにメチレン基を介してホスホン酸基が結合した構造の樹脂RCSPは、RSをクロロメチル化したのち、無水塩化アルミニウム存在下三塩化リンと反応させ加水分解して合成した。これらの樹脂を充填したカラムに、カナダ産ウラン鉱石酸浸出液を通液した場合、ウランとモリブデンは各樹脂に強く吸着されるがニッケルとヒ素は殆ど吸着されないことが判った。すなわち、酸性度の調製など特別な前処理なしで、カラムへの通液のみによりウランをニッケルとヒ素から分離可能である。ウランの破過吸着容量はRSPRSPORCSPの順に増大した。また吸着されたウランとモリブデンの分離も容易である。1M水酸化ナトリウム溶液を通液すれば、モリブデンのみが迅速かつ定量的に溶離される。一方、ウランは0.2M炭酸ナトリウム溶液または1M塩酸溶液で溶離可能である。しかしこの条件ではまだウランの回収が定量的ではないので、最適溶離条件の探索が必要である。比較の目的で、代表的な強酸性陽イオン交換樹脂SP120(MR型)及びSK104(ゲル型)による同様の検討を行ったが、ウランの選択的分離は不可能であった。 以上本年度は、本研究で開発したキレート樹脂、特にRCSPがカナダ産ウラン鉱石酸浸出液中ウランの高選択的分離・回収に有効に利用できることが明かになった。

日本の核燃料製造技術の現状

武谷 清昭

火力発電, 22(3), p.257 - 264, 1971/03

https://ci.nii.ac.jp/naid/40017590673

日本の核燃料製造技術の現状という表題を与えられているが、軽水炉用燃料ということに限定して話を進めたいと思う。この課題は、技術的面からすると大きく分けて二つの面から検討され、それらの結果を有機的に結合させ、核燃料製造技術を開発させるとともに総合的評価されるべきものと思う。核燃料というものはよく知られているとおり、それが実際に原子炉の中で所期の性

光造形法および材料押出法による核燃料製造技術の開発

瀬川 智臣; 渡部 雅; 川口 浩一; 石井 克典; 加藤 正人

no journal, , 

革新的な核燃料製造技術として、光造形法による核燃料製造技術の開発を進めており、本研究では、光造形法および材料押出法による模擬物質を用いた積層造形実験を実施し、当該技術の核燃料製造プロセスへの適用性を評価した。光造形法および材料押出法のいずれの積層造形技術においても造形体を作製可能であり、核燃料製造プロセスへの適用可能性を示唆する結果が得られた。