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論文

核燃料サイクルの推進と核不拡散・核セキュリティの確保

玉井 広史; 持地 敏郎; 千崎 雅生*; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

近年、我が国のプルトニウム利用の停滞及び核燃料サイクルの核不拡散・核セキュリティに関する批判が一部で増していることを踏まえ、核燃料サイクル政策の持続的発展に向け、こうした批判の妥当性を吟味し核不拡散・核セキュリティ上の観点からの課題等について検討した。

論文

Flexible fuel cycle system for the effective management of plutonium

深澤 哲生*; 星野 国義*; 山下 淳一*; 高野 公秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(11), p.1215 - 1222, 2020/11

将来の核燃料サイクルシナリオの変化に柔軟に対応可能なプルトニウム管理システム(FFCI)の概念を開発し、成立性を定量的に評価した。この概念では、軽水炉使用済燃料の大部分を占めるウランのみを粗分離・回収し、プルトニウムは精製せずマイナーアクチノイドや核分裂生成物とともに、容量の小さい「リサイクル原料」として貯蔵する。将来において具体的なプルトニウム利用方法(高速炉あるいは軽水炉MOX燃料等)の決定を受けて初めてプルトニウムを精製して利用することから、現行の核燃料サイクルシナリオと比較して核不拡散性が高い。この概念の技術的課題となるウラン回収とリサイクル原料の一時貯蔵に関して、文献調査、模擬物質による基礎実験、計算コードによる臨界・発熱対策等の検討結果を本論文にとりまとめた。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(下); 今後の核不拡散・核セキュリティ技術と信頼性向上の課題

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07

我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(中); プルサーマルと高速炉研究開発の持続的推進の重要性

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06

わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(上); 原子力平和利用と核不拡散

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05

原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。

論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO$$_{2}$$ content range from 10% to 65%.

論文

Study on effectiveness assessment of proliferation resistance

久野 祐輔; 小田 卓司*; 田中 知*; 深澤 哲生*; 田邉 朋行*; 玉井 広史; 堀尾 健太*; 浜崎 学*; 篠原 伸夫*; 池田 悠太*

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

核拡散のリスク評価観点から核拡散抵抗性の有意性について研究した。次世代の10種類の再処理技術について、現状の手法であるPUREXに対する相対的な違いについてGIF-PRPP手法を用いて評価を行った。また拡散リスクにおける抵抗性の有効性についても評価した。抵抗性の効果は各国の国情に左右されることがわかった。

論文

Flexible fuel cycle R&D for the smooth FBR deployment

深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

軽水炉から高速増殖炉への移行期のサイクルシステムを検討することが重要である。移行期のシナリオを注意深く検討するとともに、高速増殖炉の円滑な導入のための柔軟な燃料サイクル(FFCI)を提案した。FFCIでは、軽水炉使用済燃料から、まずウランを約90%取り除き、残ったリサイクル原料(40%U,15%Pu,45%その他元素)から、高速増殖炉の導入状況に合わせながら、U/Puを回収し燃料製造を行う。FFCIの利点は、使用済燃料のまま保管するよりも体積を小さくすることができるとともに、高速増殖炉の導入速度に合わせて、Pu濃度の高いリサイクル原料を貯蔵又はPuをリサイクル原料から回収して燃料として供給できることである。

論文

Uranium recovery in LWR reprocessing and plutonium/residual uranium conditioning in FBR reprocessing for the transition from LWR to FBR

深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/05

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因を考慮した移行シナリオを網羅的に検討し、各シナリオに柔軟に対応できる燃料サイクルシステムを開発中である。そこでは、軽水炉使用済燃料からのウランの粗分離、並びにプルトニウム/ウラン/核分裂生成物の一時保管及び適時の再処理によるFBRへのプルトニウム燃料の供給を柱としている。柔軟性確保手段の比較検討結果を報告する。国の原子力政策大綱によれば、経済性等の条件が整うことを前提にFBRは2050年頃から導入するものとし、FBRの導入に必要な第二再処理設備は2010年から検討することになっている。第二再処理は今後40$$sim$$100年の将来にかかわるため種々の変動・不確実性が想定され、それらに対する柔軟性の確保は重要である。Pu需給バランスの観点から変動に対し柔軟性を確保する手段について比較評価し、課題摘出・燃料サイクルシステムへの適用性等の検討を行った。

報告書

有機物の特性評価モデルの開発(II)(研究概要)

笹平 朗*; 深澤 哲生*; 鴨志田 守*; 堀川 豊彦*

PNC-TJ1124 98-002, 48 Pages, 1998/02

PNC-TJ1124-98-002.pdf:1.53MB

天然、人工バリア中の放射性核種移行は、核種の原子価状態、溶解度、地中物質への分配、地下水中物質との相互作用に依存すると考えられる。本研究では、このうち、地下水中物質との相互作用に着目し、フミン酸等の天然有機酸と核種の錯形成が溶解度に及ぼす影響の検討を進めている。本年度の研究では、炭酸錯体の熱力学的濃度とベントナイト浸漬液中でのSm濃度の比較、採取地下水におけるSmの溶解度の測定および、市販フミン酸添加系でのSmの溶解度に及ぼす有機物濃度の影響評価を行った。市販フミン酸を添加した溶液での有機物濃度の影響評価試験では、Sm濃度は有機物濃度に比例していた。市販フミン酸添加系で、Sm固体相としてSm(OH)3が安定な炭酸濃度条件では、Sm濃度は天然有機物による錯形成の影響を受けると考えられる。ベントナイト中を想定した環境では、Sm固体相としてSm(OH)3を用いた平成8年度試験においても、Sm濃度の主たる支配因子は炭酸イオンとの錯形成であることが判明した。また採取した地下水中におけるSm濃度の主たる支配因子も炭酸錯体の形成であり、Smと錯体形成を行う可能性のあるフミン酸やフルボ酸の影響は検出されなかった。市販フミン酸添加系での総炭酸濃度が1ないし3ppmであるのに対し、ベントナイト中を想定した環境では総炭酸濃度が50ppm炭素である。また、地下水試験においては固相としてSmOHCO3を用いている。総炭酸濃度もしくは炭酸分圧が高く、Sm固相としてSmOHCO3が形成される環境では、Sm3+イオンおよびSmの水酸化錯体の濃度が低下する。このため、このような環境ではSmと有機物の錯形成反応が抑制されることが示唆された。

論文

Laser induced photoacoustic spectroscopy for analysis of neptunium(V) ions under PUREX process condition

木原 武弘; 藤根 幸雄; 深澤 哲生*; 松井 哲也*; 前田 充; 池田 孝志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(5), p.409 - 413, 1996/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.91(Nuclear Science & Technology)

PUREXプロセス溶液におけるネプツニウム5価(NpO$$_{2+}$$)の分析のため、レーザー誘起光音響分光システム(LIPAS)を開発した。Np(V)の検出限界吸収係は、硝酸中で3.59$$times$$10$$^{-5}$$[cm$$^{-1}$$]であり、この値は、一般的な吸光光度法よりも二桁低い値である。シグナル強度は、共存するウラン濃度に比例して強くなる。ウラン溶液の比熱で信号を補正することにより、ウラン共存下のNpの信号は、ウラン非共存系のNpの信号と一致する。硝酸によるピエゾ素子の腐食を防ぐため、フッ素樹脂によるコーティングを検討した。溶媒の影響を除くための、ダブルセルシステムにより光音響スペクトルを測定した。

報告書

レーザー誘起光音響分光法による高感度分析技術の開発

木原 武弘; 深澤 哲生*; 藤根 幸雄; 前田 充; 池田 孝志*; 河村 文雄*

JAERI-M 93-234, 47 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-234.pdf:1.7MB

再処理工程のNpイオンの高感度分析のためにバックグランドを補正するLIPAS(Laser-Induced Photoacoustic Spectroscopy)を開発した。可視域においてセルを直列に配するダブルセルシステムを検討した。感度は吸光法より二桁高い。これを用いPr,Nd,Er,Npの光音響スペクトルを測定した。Npについて低pHでは見られないピークが確認できるがまだ同定はできていない。近赤外においてアレキサンドライトレーザーを光源にセルを並列に配するシステムを検討した。これまでのNp(V)の検出限界濃度を一桁下回るデータが得られた。再処理へ適用するために重要な光ファイバーシステムを検討した。吸光法よりも二倍高感度であることが分かったが、今後さらに光操作法を検討するとともに、光ファイバーに適した光音響セルを開発する必要がある。尚本報告書は昨年終了した原研と日立製作所との共同研究で得られた成果をまとめたものである。

口頭

柔軟な移行期燃料サイクルシステムの開発,1; 全体構想

山下 淳一*; 深澤 哲生*; 河村 文雄*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 佐藤 正知*; 湊 和生

no journal, , 

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因に柔軟に対応できる燃料サイクルシステムを考案した。本システム(FFCI:Flexible Fuel Cycle Initiative)は、ウラン分別とプルトニウム抽出の再処理機能を分離することにより、余剰プルトニウム非保有,不確実性対応,経済性向上を達成できる。軽水炉使用済燃料中の約90%のUを分別回収した後のリサイクル原料を中間バッファとすることにより、高速炉導入速度の変動に柔軟に対応できる。また、リサイクル原料は多量FP共存のため核拡散抵抗性も高い。ウラン分別は高除染でUが回収できる方法を採用し、再濃縮/利用を図る。

口頭

柔軟な移行期燃料サイクルシステムの開発,3; U分別

山下 淳一*; 深澤 哲生*; 河村 文雄*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 湊 和生; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

no journal, , 

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因に柔軟に対応できる燃料サイクルシステム(FFCI: Flexible Fuel Cycle Initiative)を考案した。本システムにおいて、約90%のウランを分別除去する技術及びウラン分別後の残り(リサイクル原料:Pu, U, FP, MA)の特性について調査検討した。U分別技術としては、FSで開発中の晶析法,米国AFCIで開発中のUREX法及び乾式法として溶融塩電解法やフッ化物揮発法のいずれも適用可能であるが、回収Uの有効利用のためには高除染なU回収技術が適当である。また、リサイクル原料の基本特性から、その取扱いや貯蔵冷却時において、従来の高レベルガラス固化体と同様の技術が適用できる見通しを得た。

口頭

柔軟な移行期燃料サイクルシステムの開発

山下 淳一*; 深澤 哲生*; 河村 文雄*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 佐藤 正知*; 湊 和生

no journal, , 

原子力政策大綱によれば、原子力発電の着実な推進を図るためFBRを経済性等の諸条件が整うことを前提に、2050年頃から商業ベースで導入を目指すとしている。これまでFBRサイクルの検討は専らFBR平衡期を対象に、経済性に優れたFBR及びFBR再処理が開発されてきたが、FBR移行期はほとんど検討されていない。FBR移行期には軽水炉再処理はFBR用Pu供給の役割を果たすが、FBR導入速度の変化に柔軟に対応しないとPu需給バランスが崩れ、稼動率(経済性)を悪化させる可能性が生じる。このような背景の元に、本研究ではFBR,FBR再処理,軽水炉再処理を一体と考え、経済性と柔軟性を両立させた革新的システムを提案する。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,4; 模擬酸化物リサイクル原料の調製基礎試験

白数 淑郎; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 深澤 哲生*; 笹平 朗*

no journal, , 

酸化物リサイクル原料の模擬試料としてU及び模擬FP元素等を含んだ少量の試料を調製して、形状観察及びX線回折測定を実施した。SEM観察から粉体試料は数100$$mu$$m以下に粉砕されており、各種の模擬元素添加、及び脱硝温度の違いによる粉末形状への影響については認められなかった。また、X線回折結果から、600$$^{circ}$$C脱硝処理した模擬リサイクル原料粉末では、U粉体試料では主成分であったUO$$_{3}$$又はU$$_{3}$$O$$_{8}$$はほとんどなく、主たる回折ピークは、Nd, Ce等が固溶したUO$$_{2+x}$$相、又はRuO$$_{2}$$相によく一致していることがわかった。さらに、1000$$^{circ}$$C脱硝処理では、Nd, Ce等が固溶したUO$$_{2+x}$$相、及びRuO$$_{2}$$相が主成分であり、さらに少量のU$$_{3}$$O$$_{8}$$又はUO$$_{3}$$及びNd$$_{2}$$O$$_{3}$$が存在すると推定された。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,9; 模擬リサイクル原料の特性試験

白数 淑郎; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 深澤 哲生*; 笹平 朗*

no journal, , 

酸化物リサイクル原料の模擬試料としてU及び模擬FP元素等を含んだ試料を調製し、SEM観察,X線回折測定,熱伝導度測定等を実施した。SEMによって模擬酸化物リサイクル原料試料の粉末粒子が数$$mu$$m程度の非球形粉末であることが観察された。そして、X線回折によって試料の組成を調べた。また、調製した粉末試料の充填率,熱伝導度を測定した。粉末試料の充填率は振動またはタップを加えて充填することによって27から38%まで増加することがわかった。タップ充填したウラン酸化物粉末充填試料及び模擬酸化物リサイクル原料粉末充填試料について、熱伝導度測定装置を用いた非定常熱線法により空気中及びヘリウムガス(He)中の実効熱伝導度を室温$$sim$$800及び$$sim$$500$$^{circ}$$Cで測定した。ウラン酸化物粉末試料の空気中の実効熱伝導度は0.14$$sim$$0.34W/m/Kで正の温度依存性を、He中では約0.34W/m/Kと空気中よりも高い実効熱伝導度を示した。また、模擬酸化物リサイクル原料粉末試料の実効熱伝導度は、空気中で0.08$$sim$$0.13W/m/K、He中で0.12$$sim$$0.19W/m/Kであり、正の温度依存性を示すことがわかった。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,14; 熱伝導度等の特性試験

白数 淑郎; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 深澤 哲生*; 笹平 朗*

no journal, , 

酸化物リサイクル原料の模擬試料として、最初にU及び模擬FP元素等を含んだ硝酸塩溶液を調製し、次に、模擬硝酸塩溶液を空気中1000$$^{circ}$$Cで加熱する直接脱硝法により酸化物に転換して模擬酸化物リサイクル原料粉末を調製した。調製した粉末試料について、空気中及びヘリウムガス(He)中、室温$$sim$$800$$^{circ}$$Cでの実効熱伝導度を非定常熱線法により測定した。調製した粉末試料の実効熱伝導度の経過時間変化を測定した結果、800$$^{circ}$$Cまでの各温度における加熱経過時間が長くなっても、実効熱伝導度は、測定バラツキの範囲内でほぼ一定の値であることがわかった。次に、1000$$^{circ}$$Cの加熱効果を調べるために、経過時間変化を測定した試料をさらに空気中,1000$$^{circ}$$C,100時間追加加熱し、その試料の実効熱伝導度を測定した。その結果、空気中の実効熱伝導度は1000$$^{circ}$$Cの追加加熱によってわずかに増加した。実効熱伝導度測定の結果、模擬酸化物リサイクル原料粉末試料の実効熱伝導度は、空気中で0.08$$sim$$0.16Wm$$^{-1}$$K$$^{-1}$$、He中で0.14$$sim$$0.21Wm$$^{-1}$$K$$^{-1}$$であり、He中の値は空気中の値よりも高く、どちらも正の温度依存性を示すことがわかった。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,19; ウラン分別技術の評価

深澤 哲生*; 星野 国義*; 塙 隆雄*; 及川 英紀*; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速炉への移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中であり、本システムの枢要技術であるウラン分別法について、湿式法(10種類)及び乾式法(3種類)の各技術を比較評価し、選定した。評価の観点は、ウラン分別行程の順番,使用媒体数,分別ウラン純度,分別ウラン形態,ウラン分別後残渣形態とした。湿式法からは、分別ウラン純度は低いが精製行程を付加することで高純度化可能であり、FaCTでも開発が進められている先進湿式法(晶析法)を選定した。乾式法からは、分別ウラン形態が六フッ化ウランで再濃縮に適しているフッ化物揮発法を選定した。

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