MOX粉末輸送容器の開発

Development of MOX powder packaging

大内 祐一朗 ; 北村 隆文

Ouchi, Yuichiro; Kitamura, Takafumi

原子力機構は、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造のための原料となるMOX粉末を、平成26年(2014)度頃に日本原燃六ケ所再処理工場から調達する予定である。使用されるMOX用貯蔵容器の直径は、当機構の東海再処理工場のものと比べ大きく、そのため収納量も多く、既存の輸送容器が使用できないため、平成14年(2002)に新たな輸送容器の開発が開始された。設計にあたっては、IAEA輸送規則TS-R-1で定めるBU型核分裂性輸送物の技術基準を満足すること、さらに多量のプルトニウムを収納する観点から高い未臨界性能の確保及び除熱性能の効率化が目標とされた。輸送容器の設計は、それらの要件を満足するものとなった。さらに、設計の妥当性を確認するために、原型容器1基を用いて、伝熱試験,施設取合試験,規則試験(9m落下,耐火試験等)を行った。ここでは、輸送容器の特徴及び原型容器試験結果について述べる。

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is planning to procure Mixed Oxide (MOX) powder from the Rokkasho Reprocessing Plant (RRP) of the Japan Nuclear Fuel Limited (JNFL), as raw material to fabricate reload-fuel for the prototype fast breeder reactor "MONJU" and the experimental reactor "JOYO" at about 2014. The diameter of MOX storage canister used in RRP is larger than the one used in the Tokai Reprocessing Plant (TRP) of JAEA, and therefore the canister has a large capacity. Because of this, the existing packagings are not to be used and development of new packaging has started in 2002. The design of the packaging needs to comply with the requirements for Type B(U)F package specified in the TS-R-1 of the IAEA safe transport regulations and has targeted to ensure high performance of sub-criticality and obtain an efficient performance for heat release, considering a large amount of plutonium. The design of the package is found to satisfy those requirements. In order to validate the design, a series of prototype tests using a prototype packaging has been conducted: heat convection test, handling test in RRP and regulation tests (9m drop, fire, etc.). In the paper, features of the new packaging and test results are presented.