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山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二; 山路 哲史*; 溝上 伸也; 三次 岳志; 小山 真一
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 53 Pages, 2023/10
令和4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(原子炉圧力容器の損傷状況等の推定のための技術開発))の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業費事務局ウェブサイトにて公開される。
坪田 陽一; Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Suteau, C.*; Lallot, Y.*; Bouland, A.*; Roulet, D.*; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ取出しを安全に実施するためには、燃料デブリの切断時に発生する放射性微粒子の定量評価が必要である。我々はウラン含有のIn/Ex-Vessel組成を持つ模擬燃料デブリを作製し、それらを加熱した際に生じるエアロゾルの物理、化学的特性を評価した。それらを基に1F-Unit2の燃料デブリを加熱法の代表例であるレーザー切断した際に生じるエアロゾルの同位体組成と放射能を推定したところ、
Pu、
Am、
Cmを主とするプルトニウムが
核種として、Pu、
Cs-Ba、
Sr-Yが
核種としての着目核種であることが分かった。
Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; 坪田 陽一; 池田 篤史; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 5 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)の損傷した原子炉の廃止措置における重要な課題である燃料デブリの切断作業における放射性エアロゾルの発生と飛散を評価する目的で行われたURASOLプロジェクトにおいて、模擬燃料デブリの加熱および機械的切断に伴い生成するエアロゾルの質量濃度、リアルタイム数密度、質量基準の粒径分布、形態、および化学的特性の観点からの特性評価について報告する。加熱試験においては温度上昇に伴う粒径増大が観察され、粒子数密度に関しては劣化ウランを用いた模擬燃料デブリを用いた例がHf含有模擬燃料デブリを用いた試験よりも小さい数密度であった。機械的切断においてはエアロゾルの空気動力学的質量中央径は、放射性試料と非放射性試料でほぼ同程度(約3.7
4.4
m)であった。
仲吉 彬; 三次 岳志; 佐々木 新治; 前田 宏治
JAEA-Data/Code 2021-011, 279 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-011.pdf:37.76MB
東京電力福島第一原子力発電所(1F)において、炉内調査が行われ、燃料デブリの取り出し工法、取り出し後の収納・保管等の検討が進められている。この廃炉作業を安全かつ着実に実施するためには、炉内で生じている燃料デブリの性状を把握する必要がある。このため、平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)」プロジェクトにおいて、模擬物質を用いて取り出し装置の検討に有用な硬さや、収納・保管の検討に必要な燃料デブリ乾燥時挙動などの燃料デブリの性状を調査・推定し、実際の廃炉作業を検討するプロジェクトに提供している。このプロジェクトの一環で、1F1号機から3号機の炉内調査時に取得した調査装置の付着物や原子炉格納容器内の堆積物等のサンプルに含まれるU含有領域の分析を実施した。本報告書は、U含有粒子の生成メカニズム等の解析評価に供するため、得られた分析結果のうちFESEM/WDX、FE-SEM/EDS、STEM/EDS及びTEM分析の結果をデータベースとして取りまとめたものである。なお、分析はJAEA大洗研究所及び日本核燃料開発株式会社にて実施した。
伊藤 和寛; 大村 明子; 星屋 泰二; 三次 岳志
6th International workshop on radiation effcts on, p.29 - 32, 2004/10
高速実験炉「常陽」は、平成16年度から多種多様な照射試験をより効率的に行うため、照射性能を向上させたMK-III炉心での運転を開始し、外部利用を促進している。その一環として、宇宙領域を想定した低フラックス中性子場の成立性について検討した。本報告では、「常陽」における低フラックス中性子照射場を紹介する。
「常陽」から「もんじゅ」へ 高松 操; 河野 直実; 雨沢 孝幸; 三次 岳志; 前田 幸基
サイクル機構技報, (22), p.80 - 82, 2004/00
平成16年1月28日に開催した「常陽」MK-III14万キロワット達成記念報告会の概要をとりまとめた。
三次 岳志; 大戸 敏弘; 安部 智之; 礒崎 和則; 前田 宏治; 伊藤 主税
原子力eye, 49(9), 1 Pages, 2003/08
高速実験炉「常陽」のこれまでの設計、運転経験や照射試験を総括するとともに、最新のMK-IIIの臨界・性能試験の結果、今後の照射試験等の将来計画について、3回のシリーズ記事にて紹介する。 本稿はシリーズの第2回目で、高速実験炉「常陽」について、MK-I及びMK-IIの運転・保守の実績及び技術開発の成果とその反映をまとめる。また、「常陽」で実施した照射試験や照射後試験状況を示すとともに、これらの「もんじゅ」への反映、そしてMK-IIIプロジェクトの概要と性能試験、初臨界までの道程に付いて紹介する。
宮川 俊一; 柳沢 務; 伊藤 正彦; 鈴木 惣十; 三次 岳志
第13回環太平洋原子力国際会議, 247 Pages, 2002/00
今世紀に必要となるFBRサイクル実現のために、常陽及び隣接するホットセル施設群は多様な試験を実施してきた。常陽では,千体近く照射された燃料や照射リグ等のうち214体が照射後試験に供され、14GWd/tの高燃焼度、燃料溶融限界照射、窒化物燃料による800W/cmの高線出力など多くの成果を得ている。今後,MKIIIの改造の完了のあかつきには、ODS被覆の長寿命燃料照射、環境負荷低減にかかわるMA含有燃料の照射、さらに小規模ではあるが総合的なFBRサイクル試験の実施など、さまざまな計画を推進中あるいは検討中であり、多くの同志の参画を見て、国内外の期待に応えて行きたい。
片岡 一; 揃 政敏; 三次 岳志
サイクル機構技報, (11), p.39 - 50, 2001/06
高速実験炉「常陽」におけるオンライン計装照射装置の一つとして、高速炉燃料被覆管材の照射下内圧クリ-プ破断試験を行うことができる温度制御型の照射装置MARICOを開発した。MARICOでは、米国FFTF炉の照射装置MOTAと同様な制御原理により、照射試料の温度を
4
の制御幅で高精度に維持することができる。照射試験は、「常陽」の第29運転サイクル(1994年)から第32サイクル(1998年)まで行われ、約5,030時間の照射実績が得られた。また、照射後試験により48試料ある内圧クリ-プ破断試験用の試料のうち、23試料について破断が確認された。本報告では、MARICO1号機の開発成果と使用結果をまとめ、2号機での取り組みも含めて報告する。
曾我 知則; 飛田 公一; 三次 岳志; 宮川 俊一
サイクル機構技報, (8), p.13 - 22, 2000/09
「常陽」制御棒の寿命はB4Cペレットのスエリング及びロケーションに起因する吸収材-被覆管の機械的相互作用(ACMI)によって約40
E(+26)cap/m3に制限されている。この問題を解決し長寿命化を図るため、シュラウド管を装着したNaボンド型制御棒の開発を進めてきた。本構造におけるACMI及び吸収材-被覆管の化学的相互作用(ACCCI)等の挙動評価の結果、 約120E(+26)cap/m3までの高燃焼度化が可能であるとの結論を得た。また一連の試験研究によって炉内Na充填機構の信頼性を確認し、使用済制御棒の処理についても見通しを得た。本制御棒は2002年以降、「常陽」での運用を開始する計画である。
岡本 薫; 宮川 俊一; 三次 岳志; 北村 了一
JNC TN9410 99-010, 350 Pages, 1999/06
本書は、高速実験炉「常陽」MK-III炉心以降に使用する新型の燃料照射試験用オフライン照射リグであるD型照射燃料集合体(以下、D型照射リグと呼ぶ。)の開発についてまとめたものである。D型照射リグは、燃料要素の再装荷能力、照射条件設定能力、既存照射リグとの燃料保持構造の互換性及び各種コンパートメントの装填能力を有しており、従来の照射リグに比べ継続照射試験時の取り扱い性能の向上、照射温度条件設定数の拡大、構造上の課題への対応を図っている。D型照射リグは、内部に燃料要素を納める二重の円筒管(以下、コンパートメントと呼ぶ。)を最大18本装填することが可能なコンパートメント型照射リグである。D型照射リグには、B型照射リグで使用している
型コンパートメント(燃料要素装填数最大5本)及びD型照射リグ用に開発した
型コンパートメント(燃料要素装填数1本)の2種類を混在させ装填することが可能である。集合体内には、型コンパートメントを最大6本、型コンパートメントを最大18本装填可能である。また、コンパートメント毎に照射温度条件を設定可能なので、D型照射リグ1体で最大18の互いに異なる条件を設定することが可能であり、構造設計の妥当性及び要求性能を満たしていることを確認した。
曾我 知則; 宮川 俊一; 三次 岳志
JNC TN9400 99-052, 355 Pages, 1999/06
現在、「常陽」制御棒の寿命は、B4Cペレットのスエリング及びリロケーションによるB4Cペレット-被覆管の機械的相互作用(ACMI)によって決定されている。このため、長寿命化を目的に、シュラウド管の装着によってリロケーションを抑制し、伝熱性を向上させてB4C-被覆管ギャップの拡大を図るナトリウムボンド型制御棒の実機採用を目指し、開発を進めてきた。この成果は下記のとおりであり、第9次取替制御棒から、ナトリウムボンド型を採用する計画である。(1)熱流力設計により、ギャップ拡大の検討を行い、主要仕様を定めた。本仕様において、定常状態及びヘリウム気泡が滞留した状態での使用中の最高温度履歴を解析し、ナトリウムボンド型が熱的に成立することを確認した。(2)炉内ナトリウム充填機構を開発し、充填判定式(実験式)を作成した。炉外ナトリウム中試験を行い、充填機構設計の妥当性を確認した。(3)ACMI評価の結果、従来のヘリウムボンド型の約3倍に相当する4.6at%までの高燃焼度化の見通しを得た。最終目標燃焼度10at%は、今後、実機による国産データの拡充と設計の見直しによって達成を目指していく。(4)B4C-被覆管化学的相互作用(ACCI)は、被覆管温度の制限及びCrコーティング施工によって低減できる。また、ACCIを被覆管減肉として考慮した強度評価の結果、10at%までの機械的な成立性を確認した。(5)使用済ナトリウムボンド型制御棒の洗浄貯蔵方法として、「常陽」設備での試験成果等を踏まえ、湿式法を選択した。その他、ナトリウムボンド化に伴う、ほう素、炭素の移行やトリチウム放出に関するプラントへの影響は、軽微であることを確認した。
前田 宏治; 永峯 剛; 中村 保雄; 三次 岳志; 松元 愼一郎
第3回照射後試験に関する日韓セミナー, 0 Pages, 1999/00
FMFにおいて「常陽」特殊集合体および材料照射用リグについて、解体、中間検査、除染および再組立の一連の作業を遠隔で支障なく実施し、「常陽」における継続照射に供してきた。FMFにおける遠隔再組立技術の確立が一般の照射試験と異なる継続照射試験の導入を可能にし、より柔軟な照射試験を計画できるようになった。現在までに継続照射された燃料集合体は127GWd/t、照射量1.71023n/cm2にまで達している。今後計画されている様々な試験に対応した再組立技術の開発だけでなく、新規性の高い試験装置の導入も図っている。本件では、遠隔再組立てに関わる技術とその成果について報告する。
勝山 幸三; 三次 岳志; 浅賀 健男
PNC TN9410 98-047, 152 Pages, 1998/04
高速炉燃料は照射中にXe, Kr, He等のガスを放出するため、ピン内圧が上昇し、これが燃料寿命制限要因の重要な一つとなっている。これまでXe,Krについては生成・放出される量が多いことから、その生成・放出について多くの研究がなされてきたが、Heについては十分な検討がなされていない。しかし、高燃焼度燃料(~150GWd/t)やAmを添加したマイナーアクチニド燃料では、生成・放出されるHe量が多くなると予想される。本研究では、燃料ピン内へ放出されるHeの直接定量手法を確立しこれまで推定していたHe量の妥当性を検証するとともに、He生成量を正確に把握した。さらにこれらのデータを用いて高速炉燃料からのHe放出挙動及びHeによるピン内圧への影響を評価した。主な結果を以下に示す。(1)He定量方法の確立燃料ピン内へ放出されるHeについて、ガス分析装置(ガスクロマトグラフ)のキャリアガスをHeからArに変更し、直接He量を定量する方法を確立した。照射済燃料ピンについてHe量を測定した結果、これまで全ガス量からFPガス量を差し引いて求めていたHe量は、直接測定された量と相違はなく、十分な信頼性を有するデータであることが明らかになった。(2)He生成量の計算(n,)反応からの生成について「常陽」の中性子エネルギースペクトルを考慮した反応断面積を算出した結果、同一燃焼度で比較すると炉心中心側で生成量が大きくなる傾向にあった。崩壊からのHe生成は照射前のAm含有量による影響が大きく、また、サイクルの間や、集合体を炉外に取出した後の冷却期間にも有意な量のHeが生成される。(3)He放出挙動の把握PIE結果より、燃料ペレットから放出されるHe量は燃焼度に比例して増加するが、He放出率は約50100%の範囲でばらついている。また、FPガスとの比較においては、FPガス放出率よりもHe放出率の方が高くなる傾向を示した。He放出率を100%したHe放出計算から高燃焼度MOX燃料ピンの内圧に及ぼすHe影響について検討した結果、燃焼度150GWd/tまでにおいてHeの寄与は5%以下であることがわかった。一方、マイナーアクチニド燃料(5wt%Am添加)を想定した計算では、Heは燃料ピン全内圧の2030%を占めることが予想され、今後設計等へ反映する必要がある。
三次 岳志; 矢野 総一郎
PNC TN8600 98-002, 104 Pages, 1998/02
米国オレゴン州ポートランドで開催された米国原子力学会(ANS)が主催する軽水炉燃料性能に関する国際トピカルミーティングへ1997年3月1日から8日までの8日間出張した。出張の目的は、動燃で得られたMOX燃料関連の研究成果を発表するとともに、動燃におけるMOX燃料の照射挙動評価技術の高度化に資するため同会議で発表される他の研究機関のMOX燃料に関する研究開発情報を収集することにあり、ほぼ当初の目的を達成できた。本会議は、米国、フランス、日本等から延約270名(うち日本からは28名)の参加者のもと、軽水炉燃料の性能、特に高燃焼度化に主眼を置いて開催された。セッションの構成は、3つの基調講演、MOX燃料を含む7つの口頭発表セッションと2つのポスターセッションからなり、全部で91件(うち日本からは20件)の論文発表と活発な討議が行われた。動燃からは、以下の3件を発表した。1)「ふげん」で集合体平均33.1GWd/tまで定常照射した36本タイプのMOX燃料についての照射および照射後試験結果を解析・評価し、"BehaviorofMOXFuelIrradiatedinaThermalReactor"と題して口頭発表した。2)平成67年度にハルデン炉で実施した第14回ATR実証炉燃料の出力急昇試験結果を解析・評価し、"PowerRampTestsofMOXFuelRodsforATR(IFA-591)"と題して口頭発表した。3)「ふげん」高燃焼度用54本タイプのMOX燃料の設計およびDuplex型MOX燃料の開発成果をまとめ、"DevepolmentofHighBurn-UpMOXFuelforATR"と題してポスター発表した。
植松 真一; 三次 岳志; 菊池 圭一; 小林 哲朗*; 横谷 淳*
日本原子力学会誌, 39(10), p.870 - 880, 1997/10
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)新型転換炉36本型MOX燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うとともに、燃料設計手法の妥当性を確認するために、英国のNGHWK及び新型転換炉原型炉「ふげん」において、36本型MOX燃料仕様を有する照射用燃料集合体を用いた照射試験を実施した。本照射試験により得られた照射データ及び照射後試験結果を基に燃料集合体平均燃焼度約33GWd/bまでのMOX燃料の照射挙動を解析・評価した結果、MOX燃料集合体の健全性及び設計手法の妥当性が確認された。よって本成果について報告する。なお、本照射試験は電源開発より受託して実施したものである。
三次 岳志; 櫛田 尚也; 菊池 圭一
Proceedings of International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, p.54 - 61, 1997/00
熱中性子炉で使用される高燃焼度MOX燃料の照射挙動を把握するため、3体のMOX燃料集合体をふげんにおいてわが国のMOX燃料照射としては最高レベルの最高33.1GWd/tまで照射し、そのうち2体について、照射後試験を実施した。得られた試験結果から主として高燃焼度燃料特有のふるまい、UO2燃料とMOX燃料との違い、及び設計手法の妥当性について検討した結果、1)動燃が製造したMOX燃料のFPガスの放出率は軽水炉のUO2燃料と差がないこと、2)MOX燃料では高燃焼度でHeの放出が有意であること、3)燃料ペレット最外周及び高Pu濃度部では、高燃焼度の軽水炉燃料に特有のいわゆるリム構造に類似した組織が生じたこと、4)その他の挙動ではUO2燃料とMOX燃料の挙動に有意な差は認められないこと、等を見いだした。またこれらのMOX燃料の挙動に関し、ATR燃料設計コ-ドATFUELは妥当な予測値を算出することを確認した。
市川 逵生*; 鳥取 章二*; 山手 浩一*; 白井 裕*; 吉澤 厚文*; 三次 岳志; 広瀬 勉*; 伊藤 邦雄*; 小林 善光*; 土井 荘一*; et al.
日本原子力学会誌, 39(2), p.93 - 111, 1996/00
BWRのMOX燃料少数体実証計画の全体について得られたデータを示し、技術的分析を行うと共に、成果全体をとりまとめた。(1)対象燃料は燃焼後においても全て健全であった。(2)MOX燃料はウラン燃料と同様に設計することが可能であり、設計コ-ドによる解析値ともよく一致した。(3)照射後試験の結果からは、MOX燃料はウラン燃料とほぼ同等の特性を有しており予測される範囲内にあることが確認された。(尚、論文においてはPWRにおける少数体実証計画の結果もあわせて示す。)
前田 宏治; 浅賀 健男; 三次 岳志
UTNL-R-0342, 0 Pages, 1996/00
核分裂生成物(FP)の挙動は燃料のスエリングや燃料からFPガス放出に関連して燃料の健全性に影響を及ぼすことから、高燃焼度条件下における燃料性能を把握するためには、FPの燃料ペレット外への移行挙動を正確に把握することが重要である。特に高燃焼条件では、燃料中心部の温度領域だけでなく、燃料外周部の低温領域からもFPの移行が顕著になってくるためこれまで未変化領域とされてきた領域の燃料組織変化とFPの移行挙動とを機構論的に把握する必要がある。このため、FPの燃料ペレット内の局所的定量評価手法を確立して、ペレットピーク燃焼度約130GWd/tの高燃焼度まで照射された燃料について実施し、燃料外周部の低温領域の組織変化とFPの移行挙動との関連に着目し評価した。この結果から、燃料ペレット外周部のFPガスの燃料ペレット内における移行挙動が高燃焼度条件下の多孔質組織の形成とこれに伴う燃料スエリングやFPガス放出挙動
植松 真一; 菊池 圭一; 三次 岳志
Proceedings of ANS International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 0 Pages, 1994/00
本報告は、動燃がATR実証炉のための新型転換炉技術確証試験として実施した、SGHWR照射試験(TYPE-E)及びふげん炉での照射試験(E04)のPIE評価を述べるものである。これらの照射試験は、ATR実証炉燃料の健全性を確認するために実施されており、致達燃焼度はTYPE-Eにあっては16,900MWd/t、E04にあっては24,400MWd/tであった。PIEにより、(1)燃料破損及び燃料の異常な変形は認められなかった。(2)燃料要素の伸びは他のATR燃料のそれと同程度であった。(3)FPガス放出率は燃料要素平均燃焼度約19,000MWd/tにおいて約2%程度であり、ふげん燃料及びBWR燃料と同程度であった等の結果を得、燃料集合体平均燃焼度約25,000MWd/tまでのATR実証炉燃料の構造健全性の見通しを得た。又、ATR実証炉燃料設計手法の保守性を確認した。
