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柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MBJAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB
連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。
外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。
小澤 麻由美; 深谷 洋行; 佐藤 真人; 蒲原 佳子*; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 大木 恵一; 梅田 幹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 9 Pages, 2016/11
For criticality safety of used nuclear fuel, it is necessary to determine amounts of such rare earth elements as gadolinium(Gd), samarium(Sm), europium(Eu) since those rare earth elements involve the isotopes having particularly large neutron absorption cross sections. However, it is difficult to measure those isotopes simultaneously by mass spectrometry because some of them have same mass numbers. Thus fine chemical separation of those rare earth elements is indispensable for accurate determination prior to measurement. The conventional separation method with anion exchange resin has been utilized in JAEA mainly for the separation of uranium and plutonium. Therefore rare earth elements such as Gd, Sm and Eu except Nd are wasted without being separated in the conventional method. The authors have examined to improve the conventional method in order to separate those rare earth elements mutually.
外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09
安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。
9 fuel須山 賢也; 内山 軍蔵; 深谷 洋行; 梅田 幹; 山本 徹*; 鈴木 求*
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.47 - 56, 2015/00
使用済燃料中に含まれる核分裂生成物の中には、中性子吸収効果の大きな安定な同位体がある。しかしながら、それら重要な同位体の中には、分析測定が困難であるものがあることが知られており、世界的に見ても関連するデータが少ない状況にあった。日本原子力研究開発機構では、原子力安全基盤機構からの受託研究により、2008年から4年間にわたって分析測定が困難な、中性子吸収断面積の大きな核分裂生成生物の測定方法の開発を行った。簡便かつ効率的な元素分離スキームと高感度高精度な誘導結合プラズマ質量分析装置を組み合わせた分析方法を確立し、BWR 99型燃料集合体を対象とした測定試験に適用した。この技術は、東京電力福島第一原子力発電所事故への対応にも応用可能であり、今後BWR及びPWR燃料を対象とした測定試験が計画されている。本報告では開発した測定方法と適用試験の概要と共に、今後の原子力機構における試験計画の概要について述べる。
外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.251 - 259, 2015/00
福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの性状は、観察や測定による確認に至っておらず、今なお不明である。原子炉格納容器からは漏水が続いており、燃料デブリは中性子毒物を含まない水で冷却されている。放射性Xeガスの濃度監視では再臨界の兆候は見られないが、燃料デブリの未臨界担保はできていない状況である。本発表ではこれらの状況、及び燃料デブリの基本的な臨界特性を踏まえ、今後とるべき臨界管理の方針を議論する。
小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一
攪拌・混合技術とトラブル対策, p.341 - 344, 2014/10
核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組み合わせた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag
)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン(
-DD)を対象に、電解電流、電解液温度、硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。
外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一
Transactions of the American Nuclear Society, 110(1), p.282 - 285, 2014/06
日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)では1980年代から主に使用済燃料再処理を対象とした臨界安全研究を実施してきた。系統的な解析による基礎臨界データの算出と臨界安全ハンドブックの公刊、解析の妥当性を検証するための臨界実験の実施、及び実験結果の国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPへの提供が主な活動である。福島第一原子力発電所事故で性状不明な燃料デブリが大量に発生したと考えられ、水中での燃料デブリ取出しには再臨界のリスクを伴う。このリスクを適切に評価・回避することを目的とした新たな研究計画を策定し実施しつつある。想定される燃料デブリ性状を網羅した系統的な解析、検証実験を実施するための定常臨界実験装置STACYの更新、及び臨界リスク評価手法の開発を予定している。
深谷 洋行; 須山 賢也; 薗田 暁; 大久保 清志; 梅田 幹; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2013-020, 81 Pages, 2013/10
JAEA-Research-2013-020.pdf:3.81MB
日本原子力研究開発機構が原子力安全基盤機構から受託した事業「平成20-23年度軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験」において、燃焼率評価に必要な元素の1つであるネオジムを対象とした2種類の手法による定量結果に差異が生じた。使用済燃料中の核分裂生成核種組成の測定は重要な基盤技術であり、また、福島第一原子力発電所事故に対応する技術として今後も継続的に発展させる必要があるため、確度の高いデータの取得及び定量結果の差異の原因究明を目的としたフォローアップ測定を実施した。測定の結果、ネオジムについては5試料のうち2試料で、また、核分裂生成核種の一部については5試料すべての定量結果の修正が必要であることがわかった。本報告は、本フォローアップ測定において実施した作業及び測定結果についてまとめたものである。
外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09
原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。
20年度石仙 順也; 住谷 正人; 関 真和; 小林 冬実; 石井 淳一; 梅田 幹
JAEA-Technology 2012-041, 32 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-041.pdf:1.6MB
定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の燃料調製施設においては、臨界実験で使用する硝酸ウラニル溶液を準備するため、実験目的に応じてウラン濃度,硝酸濃度,可溶性中性子毒物濃度等の調整を行っている。平成16年度から平成20年度にかけては、STACY及びTRACYで使用する燃料の調整のため、硝酸ウラニル溶液のU濃縮缶による濃縮及び脱硝を行った。並行して、平成17年度及び平成18年度には、核分裂生成物等の中性子吸収効果を定量するためのSTACY実験のために、可溶性中性子毒物を添加した溶液燃料の調整を行った。この実験が終了した後、平成18年度及び平成19年度にかけて可溶性中性子毒物添加燃料の一部について、ミキサセトラを用いた溶媒抽出法により、中性子毒物の除去を行った。本報告書は、これらの平成16年度から平成20年度に実施した燃料調製施設の運転データについてまとめたものである。
梅田 幹; 杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志; 植田 祥平; 沢 和弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(11), p.991 - 997, 2010/11
被引用回数：14 パーセンタイル：67.77(Nuclear Science & Technology)In order to clarify the failure mechanism and determine the failure limit of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, pulse irradiations were performed with unirradiated coated fuel particles at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The energy deposition ranged from 580 to 1,870 J/gUO
in the pulse irradiations and the estimated peak temperature at the center of the fuel particle ranged from about 1,510 to 3,950 K. Detailed examinations after the pulse irradiations showed that the coated fuel particles failed above about 1,400 J/gUO where the peak fuel temperature reached over the melting point of UO fuel. It was also shown that the coated fuel particle was failed by the mechanical interaction between the melted and swelled fuel kernel and the coating layer under RIA conditions.
石井 淳一; 小林 冬実; 内田 昇二; 住谷 正人; 木田 孝; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一
JAEA-Technology 2009-068, 20 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-068.pdf:2.49MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、再処理施設等から発生するTRU廃棄物の発生量低減化方策として、セリウム媒体電解酸化法による除染技術に着目し、TRU廃棄物をクリアランスレベルまで除染できる技術の開発を行っている。セリウム媒体電解酸化法は、硝酸溶液中でCe
を強力な酸化剤として使用し、除染対象物であるTRU廃棄物の金属材表面の酸化物層及び金属材表面を溶解する技術である。本研究では、硝酸溶液を用いたセリウム媒体電解酸化法の技術的な実用化に向けて、TRU廃棄物を溶解する目標速度(24
m/h)を達成するために溶液条件の最適化を図ることを目的とし、Ce
初期濃度及び硝酸濃度をパラメータとした試験を実施した。パラメータ試験結果より選定した溶液条件において模擬廃棄物を溶解する廃棄物溶解コールド試験を実施した結果、溶解時間90時間までの平均溶解速度は、3.3m/hであった。以上のことから、クリアランスレベルまで除染するのに必要な金属材表面の溶解深さを20mと仮定すると、その除染時間は約6時間であり、1バッチ/日の廃棄物除染が十分に可能であること及び1回分の除染液で15バッチの繰り返し処理が可能であることを確認した。
小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一
JAEA-Technology 2009-056, 16 Pages, 2009/11
JAEA-Technology-2009-056.pdf:1.53MB
核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組合せた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン(
-DD)を対象に、電解電流,電解液温度,硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。
杉山 智之; 梅田 幹; 宇田川 豊; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 更田 豊志
Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09
Pulse irradiation tests of high burnup light water reactor fuels were performed at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in order to investigate transient fuel behavior and fuel failure limit under the reactivity-initiated accident (RIA) conditions. This paper presents new data from the NSRR high temperature tests at 250 to 290 
C as well as data from the room temperature tests at around 20 C, and discusses the applicability of these data to the fuel safety evaluation under power reactor conditions.
杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 更田 豊志
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.489 - 496, 2009/09
Pulse irradiation tests, simulating reactivity-initiated accidents (RIAs), were performed on high burnup fuels at high temperature (HT) in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The NSRR tests have provided data of fuel failure limit against the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at RIAs, but the coolant temperature in the previous tests was limited to room temperature (RT) of around 20 C. Therefore, the obtained failure limits could be very conservative for RIAs at hot zero power or at operation. The possible effect of initial coolant temperature on the PCMI failure limit was investigated using a newly developed test capsule which can achieve 290 C. PWR and BWR fuel rods were tested both at RT and HT conditions. Comparison of the test results indicated that the increased cladding ductility at HT raised the failure limit. Hence, the PCMI failure criterion based on the NSRR RT data has more than adequate safety margin for RIAs at HT condition.
更田 豊志; 杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 永瀬 文久
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.465 - 472, 2009/09
Behavior of LWR fuels during reactivity-initiated accident (RIA) is being studied with pulse-irradiation experiments in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The tests BZ-1 and BZ-2 were performed on PWR-MOX fuel rods irradiated in the Beznau NPP in Switzerland. The BZ-1 test fuel rod contained pellets produced with the Short Binderless Route (SBR) process. The local burnup was 48 GWd/t. On the other hand, the pellets of the BZ-2 test fuel rod were produced with the Micronized Master blend (MIMAS) process. The local burnup was 59 GWd/t. The two tests resulted in PCMI failure, a long axial clack was generated and fragmented pellets were found in the capsule water. Subsequently to the above-mentioned BZ-2 test, a sibling rod was subjected to the NSRR experiment at high temperature by using newly developed capsule. The result from this test BZ-3 is also described and discussed in the paper.
杉山 智之; 梅田 幹; 更田 豊志; 笹島 栄夫; 宇田川 豊; 永瀬 文久
Annals of Nuclear Energy, 36(3), p.380 - 385, 2009/04
被引用回数：22 パーセンタイル：79.19(Nuclear Science & Technology)反応度事故(RIA)条件下における燃料破損限界を明らかにするため、高燃焼度燃料を対象としたパルス照射実験を実施した。燃焼度69GWd/tのBWRウラン燃料はペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損し、その際の燃料エンタルピは、より腐食の進んだ被覆管を有する燃焼度71から77GWd/tのPWRウラン燃料の場合に近かった。BWR及びPWR燃料の被覆管金相の比較から、被覆管の集合組織に依存して決まる水素化物の析出形態が破損限界に影響を与えることを明らかにした。一方、燃焼度48及び59GWd/tのPWR-MOX燃料を対象とした実験においてもPCMI破損が生じた。破損時エンタルピを被覆管酸化膜厚さに対してプロットしたところ、MOX燃料の破損限界はこれまでに実施したPWRウラン燃料実験の結果に一致した。よって、RIA条件下のPCMI破損限界は被覆管の腐食状態に依存しており、燃焼度59GWd/tまではウラン燃料とMOX燃料に同一の破損しきい値を適用することは妥当と言える。
杉山 智之; 梅田 幹; 更田 豊志; 笹島 栄夫; 宇田川 豊; 永瀬 文久
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
反応度事故(RIA)条件下における燃料破損限界を明らかにするため、高燃焼度燃料を対象としたパルス照射実験を実施した。燃焼度69GWd/tのBWRウラン燃料はペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損し、その際の燃料エンタルピは、より腐食の進んだ被覆管を有する燃焼度71から77GWd/tのPWRウラン燃料の場合に近かった。BWR及びPWR燃料の被覆管金相の比較から、被覆管の集合組織に依存して決まる水素化物の析出形態が破損限界に影響を与えることを明らかにした。一方、燃焼度48及び59GWd/tのPWR-MOX燃料を対象とした実験においてもPCMI破損が生じた。破損時エンタルピを被覆管酸化膜厚さに対してプロットしたところ、MOX燃料の破損限界はこれまでに実施したPWRウラン燃料実験の結果に一致した。よって、RIA条件下のPCMI破損限界は被覆管の腐食状態に依存しており、燃焼度59GWd/tまではウラン燃料とMOX燃料に同一の破損しきい値を適用することは妥当と言える。
梅田 幹; 植田 祥平; 杉山 智之
Transactions of the American Nuclear Society, 98(1), P. 987, 2008/06
Pulse irradiation experiments using the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) were performed in order to clarify the failure mechanism of the HTGR fuel coating and evaluate the failure limit under RIA condition. Unirradiated TRISO-coated particle was used for the experiments. The energy deposition in the experiments ranged from 580 to 1870 J/gUO and the corresponding peak temperatures at the center of fuel particles were estimated from 1240 to 3680 C by the computer analysis. Visual observation, X-ray radiography, ceramography, etc. were carried out after the pulse irradiation. The coated fuel particle started to fail at 1440 J/gUO (at which the corresponding peak fuel temperature was 2970 C) and mostly failed above 1870 J/gUO (3680 C). The ceramograph indicated that the fuel kernel expanded and the PyC buffer layer became dense in case of fuel failure. The columnar grain growth and the void generation were also observed at the center of the fuel kernel above 1640 J/gUO (3210 C) by ceramograph. It was suggested from the results that the thermal expansion due to the melting of fuel kernel might be a key factor in the fuel particle failure within the range of the present experimental conditions.
