Sintering behavior analysis of compacted dry recycled UPuO powder using master sintering curve theory

中道 晋哉; 砂押 剛雄*; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 村上 龍敏

Journal of Nuclear Materials, 595, p.155072_1 - 155072_11, 2024/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155072

Using dry recycled powders for uranium and plutonium mixed oxide (MOX) fuel production can reduce unnecessary storage and accountability of nuclear material in facilities. The shrinkage behavior of green compacts of dry recycled powders differs from that of conventional raw powders because the dry recycled MOX powder is obtained from the fabrication scrap of sintered pellets. The shrinkage behavior of dry recycled MOX powder has been investigated by dilatometry. Based on the shrinkage curves, sintering apparent activation energies were evaluated using the master sintering curve (MSC) and the constant rate of heating methods. The obtained values were higher than the energy evaluated for raw powder experiments. The sigmoid sintering prediction equation using the MSC function was constructed. The accumulation of data on the activation energy for various sintering conditions will lead to the wide application of this prediction formula in the future.

福島の環境回復に向けた取り組み,1; 環境回復に関する取り組みの進展

宮原 要; 大原 利眞*

日本原子力学会誌ATOMO, 59(5), p.282 - 286, 2017/05

福島の環境回復に向けた取り組みに関わる連載講座の第1回として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所における環境回復に関する取り組みの概要を紹介する。

Reduction of contaminated concrete waste by recycling aggregate with the aid of pulsed power discharge

Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*

Construction and Building Materials, 67(Part B), p.192 - 196, 2014/09

https://doi.org/10.1016/j.conbuildmat.2014.06.001

福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。

Concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。

欧州委員会(EC)におけるクリアランスレベルの検討状況

大越 実

デコミッショニング技報, (26), p.2 - 12, 2002/11

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_26.pdf

1996年にIAEAによって提案されたクリアランスの概念は、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する極めて放射能レベルの低い固体状物質の管理に当たって非常に有用である。このため、欧州委員会(EC)は、RP 89において金属に対するクリアランスレベルを、また、RP 113において建物及びコンクリート片に対するクリアランスレベルを提案している。ECは、さらに、RP 122において全ての固体状物質に適用可能な一般クリアランスレベルを提案している。これらの提案されているクリアランスレベルと原子力安全委員会の提案しているクリアランスレベルを比較した結果、その相違は小さかった。Fe-55が最も相違が大きく、ECのクリアランスレベルは原子力安全委員会の提案値の約5分の1であった。その相違理由は、ECがコンクリート片を幼児が直接摂取するという経路を評価し、その摂取量に安全側の値を使用していることにあった。

低減速スペクトル炉の研究

岩村 公道; 大久保 努; 嶋田 昭一郎*; 碓井 修二*; 白川 利久*; 中塚 亨; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 和田 茂行*

JAERI-Research 99-058, p.61 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-058.pdf:3.3MB

低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉よりも高くすることで転換比を増大させ、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等を目指した将来型水冷却炉である。炉心設計では、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等の基本的な炉心設計上のアイデアを組み合わせた。これまでBWR型炉として、高転換比炉心、長期サイクル炉心、ブランケットなしの炉心を、PWR型炉として、高転換比炉心、プルトニウム多重リサイクル炉心の概念を創出した。本報告書は、研究目的、国内外の動向、原理及び特徴、炉心概念設計の現状、及び今後の研究開発計画等、低減速スペクトル炉の研究成果をまとめたものである。

Casting test for manufacturing recycled items from slightly radioactive metallic materials arising from decommissioning

中村 寿; 進藤 秀明

Proc. of 3rd European Technical Seminar on Melting and Recycling of Metallic waste Materials, p.79 - 91, 1997/00

廃止措置により発生する汚染廃材を原子力施設内で再利用するためには、需要のある用途への利用が可能なこと、安全性及びコストの点から複雑な処理・加工プロセスを含まないことが重要である。このような条件を満足する廃材の再利用用途として、廃棄物収納容器が考えられている。しかしながら、放射性汚染した金属溶湯を鋳造する場合には、鋳型に砂型を用いると砂が汚染し二次廃棄物になる可能性がある。また、砂型を使用する場合には作業環境に放射性の粉塵が発生しやすいという問題がある。これらの問題点を改善するため、砂型を使わずに鉄球で囲んだ中空の鉄板型枠内に溶湯を流し込む方法により廃棄物収納容器を作る試験を行い、各種の鋳造欠陥の発生状況及び鉄球の除熱性能等に関する知見を得ることができた。本報告は、これまでに実施した部分モデル試験の結果を中心に述べたものである。

軽水炉時代の長期化を想定した将来型燃料サイクルシステム概念の検討

藤根 幸雄; 高野 秀機; 佐藤 治; 東稔 達三; 山田 隆*; 黒沢 勝利*

JAERI-M 93-157, 157 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-157.pdf:2.45MB

再処理とMOX燃料加工を統合した集約型の大規模燃料サイクルシステムにおいて、ウラン燃料とMOX燃料を集中的に混合再処理することを想定した。このシステムを構成する再処理群分離統合プロセス概念及びスフェアカルMOX燃料加工プロセス概念を作成した。また、2020年以降に必要になると予測される1,400t/y規模の再処理工場を中心とした燃料サイクルシステムを想定してPuリサイクルの予備解析を行った。Puリサイクルの経済性を追求する上では、Pu燃焼炉を高燃焼度化することが効果的であるため、全炉心MOX燃料の超高燃焼軽水炉を導入することとした。Puは混合再処理により燃料価値の劣化が抑制されて20%以下のPu富化度でマルチリサイクルが可能であることが分かった。

Dynamic behavior and control of product enrichment in a centrifuge cascade; A Study of the process simulation as a basis of safeguards design

岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫

JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-059.pdf:0.76MB

遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。