2003年度

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM)

320075
Study on the stability of AmN and (Am,Zr)N
高野公秀 ; 伊藤昭憲 ; 赤堀光雄 ; 湊和生 ; 沼田正美
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.2285-2291(2003) ; (JAERI-J 20625)

　マイナーアクチノイドの核変換用窒化物燃料に関して，その成分となるAmN及び不活性母材との固溶体(Am,Zr)Nの安定性を室温での加水分解挙動と高温での蒸発挙動について実験的に調べた．空気中に放置したAmNは水分と急速に反応して水酸化物Am(OH)₃と思われる化合物になったが，(Am_0.1Zr_0.9)Nでは，1000時間の観察中に加水分解による重量増加は認められなかった．Dyモル分率をパラメータにした(Dy,Zr)Nによる実験では，固溶体の水分に対する安定性はDyのモル分率に大きく依存することがわかった．(Dy,Zr)Nの乾燥空気中での熱重量分析による高温酸化に関する実験では，700K以上で急激な酸化が起こり，Dyモル分率への依存性はほとんど見られなかった．高温でのHe中における蒸発挙動では，1623から1733Kの範囲でAmNの蒸発速度定数を得た．(Am_0.1Zr_0.9)N中のAmNの蒸発速度定数はAmNのそれに比べて小さかったが，AmNの選択的な蒸発が起こり固溶体の組成が変化することがわかった．窒素雰囲気中におけるAmNの蒸発との比較から，焼結などの高温加熱を行う場合には蒸発による損失を抑えるために，窒素雰囲気を用いる必要があることがわかった．

320138
Inert matrix fuel deployment for reducing plutonium stockpile in reactors
Degueldre, C.* ; 秋江拓志 ; Boczar, P.* ; Chauvin, N.* ; Meyer, M.* ; Troyanov, V.*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1967-1973(2003) ; (JAERI-J 20672)

　今日，世界の400基ほどの原子炉において毎年約100トンものプルトニウムが生成されている．MOX燃料としてリサイクルしてもプルトニウム蓄積量の減少に大きな効果は期待できないが，イナートマトリックス燃料(IMF)を用いればプルトニウム量の低減，あるいは生成と燃焼のバランスのための柔軟性あるオプションとなる．これまで各国において，熱中性子炉や高速炉のための有力なイナートマトリックス材が見いだされ，その照射試験と照射後試験，IMFのふるまいのモデリングとテスト，安全解析，燃料製造法の開発や現行炉あるいは将来炉でIMFを用いるシステムの検討を進めてきた．その結果，これらIMFの燃料材として，あるいは炉心への装荷法や炉戦略などから見た実現可能性が確認されつつある．今後実用化に向けて，特に商用炉におけるさらなる照射試験や詳細な安全解析とそのための手法の確立が重要となろう．

320137
Irradiation performance of uranium-plutonium mixed nitride fuel pins in JOYO
井上賢紀* ; 岩井孝 ; 荒井康夫 ; 浅賀健男*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1694-1703(2003) ; (JAERI-J 20671)

　スミア密度を変えたウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン2本を，高速実験炉「常陽」で燃焼度約4.3at.%（約40GWd/t）まで照射した．ピーク線出力は75kW/m，オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約906Kであると評価された．燃料ペレットと被覆管のギャップ幅の狭い高スミア密度の燃料ピンでは，ペレットのスエリングに起因した被覆管との間の機械的相互作用により，ほぼ等方的な直径増加が観測されたのに対し，ギャップ幅の広い低スミア密度の燃料ピンでは，ペレットのリロケーションに伴う機械的相互作用により，非等方的な直径変化が観測された．半径方向の気孔分布と結晶粒内に保持されたキセノン量の分布を用いた温度解析を行い，ペレットのスエリングが顕著となるしきい温度を評価した．

320074
Behavior of uranium-plutonium mixed carbide fuel irradiated at JOYO
荒井康夫 ; 岩井孝 ; 中島邦久 ; 長島久雄 ; 二瓶康夫 ; 勝山幸三* ; 井上賢紀*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686-1693(2003) ; (JAERI-J 20624)

　高速実験炉「常陽」で約4.3at.%（約40GWd/t）まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する．ピーク線出力は71kW/m，オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された．高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で，MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した．照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが，ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった．また，ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った．

311089
Recovery of plutonium and uranium into liquid cadmium cathodes at high current densities
加藤徹也* ; 魚住浩一* ; 井上正* ; 白井理* ; 岩井孝 ; 荒井康夫
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1591-1595(2003) ; (JAERI-J 20540)

　液体カドミウム陰極中にプルトニウム及びウランを高電流密度で回収する溶融塩電解試験を実施した．陰極電流密度101mA/cm²の電解では，陰極中に10.4wt.%のプルトニウム及びウランをほぼ100%の電流効率で回収できた．陰極電流密度156mA/cm²の電解では，8wt.%まで回収したところで陰極電流が上昇し，るつぼの外周部に電析物が観察された．

320136
Research and development program on accelerator driven system in JAERI
大井川宏之 ; 大内伸夫 ; 菊地賢司 ; 辻本和文 ; 倉田有司 ; 佐々敏信 ; 高野秀機 ; 西原健司 ; 斎藤滋 ; 二川正敏 ; 梅野誠*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1374-1379(2003) ; (JAERI-J 20670)

　原研は，マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物といった放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている．ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に，原研では2002年より総合的な研究開発プログラムを開始した．プログラムの第1期は3年間の予定であり，原研が主導して多くの研究所，大学，企業が参加している．研究開発項目は，以下に示すADS特有の3つの技術領域にわたっている．(1)超伝導線形加速器，(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術，(3)未臨界炉心の設計と炉物理．本報告では，プログラムの概要及び予備的な結果についてまとめる．

320244
An Advanced aqueous reprocessing process for the next generation's nuclear fuel cycle
峯尾英章 ; 朝倉俊英 ; 宝徳忍 ; 伴康俊 ; 森田泰治
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1250-1255(2003) ; (JAERI-J 20767)

　次世代核燃料サイクルのための高度化湿式再処理プロセスを提案した．本プロセスの枢要な要素技術は，ヨウ素129分離，選択的Np(VI)還元によるNp分離及び高濃度硝酸による核分裂生成物，特にTcの分離，抽出クロマトグラフィーによるMAの分離，並びにCs/Srの分離である．溶解後のウランの分離はそれに続く抽出分離プロセスの必要容量を低減するために有効である．これらの技術のうち，NpのTBP中還元速度を測定した．その結果水相中での還元速度より小さいことがわかった．また，この結果に基づいて改良したフローシートを用いて使用済燃料試験を行った結果，90%のNpがU/Pu分配工程の手前で分離されることがわかった．

320073
Research and development of ZrC-coated particle fuel
湊和生 ; 小川徹
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1068-1074(2003) ; (JAERI-J 20623)

　ZrC-Triso被覆粒子燃料の研究開発，特に，製造，化学反応性，高温安定性，核分裂生成物の保持についてレビューする．ハロゲン化ジルコニウムの蒸気を装置内で発生させる方法を用いて，定比ZrC被覆層の製造法を確立した．照射試験，照射後加熱試験，及び炉外試験により，ZrC被覆層はSiC被覆層よりも核分裂生成物パラジウムによる腐食に強いこと，及びZrC-Triso被覆UO₂粒子はSiC-Triso被覆UO₂粒子よりも高温での照射性能が高いことを実証した．また，ZrC-Triso被覆UO₂粒子はSiC-Triso被覆UO₂粒子よりも核分裂生成物セシウムの保持性能が高いことを実証した．

320243
Simulation of chemical and electrochemical behavior of actinides and fission products in pyrochemical reprocessing
湊和生 ; 林博和 ; 水口浩司* ; 佐藤岳之* ; 天野治* ; 宮本智司*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.778-781(2003) ; (JAERI-J 20766)

　酸化物燃料の乾式再処理におけるアクチノイド及び核分裂生成物の挙動をシミュレーションする技術を開発した．このシミュレーション技術は，化学平衡計算と電気化学反応計算を基礎としたものであり，実験データの解析，実験データの予測，最適プロセス条件の提案等に活用できる．UO₂とPuO₂の電解共析の実験について，シミュレーションを行った．公開されている実験データが限られており，実験を定量的に再現することは困難であったが，計算結果は定性的に実験結果と一致した．，不純物として混入した鉄のFe³⁺とFe²⁺との間の酸化還元反応が，UO₂とPuO₂の析出を妨害し，電流効率を悪くした原因ではないかということを理論的に解析して示した．

320072
Development of control technology for the HTGR hydrogen production system
西原哲夫 ; 稲垣嘉之
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320-324(2003) ; (JAERI-J 20622)

　高温ガス炉水素製造システムの開発課題として，水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し，原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある．原研では，蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し，HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である．この技術が成立することにより，水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる．本論文は，HTTR水素製造システムの概要を示すとともに，プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである．

320071
Safety demonstration test plan of HTTR; Overall program and result of coolant flow reduction test
坂場成昭 ; 中川繁昭 ; 橘幸男
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity: Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.293-299(2003) ; (JAERI-J 20621)

　高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し，また第4世代原子炉（Generation IV）の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため，HTTR（高温工学試験研究炉）を用いた安全性実証試験が実施されている．安全性実証試験のうち第1期の試験では，異常な過渡変化に相当するものとして，制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し，第2期の試験では，事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である．本報では，安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法，試験条件，解析結果及び試験結果について述べる．循環機停止試験の結果，循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後，原子炉スクラムを伴わずに，炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた．