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鈴木 美寿; 岩淵 淳一*; 河西 善充*; 久野 祐輔; 持地 敏郎
JAEA-Review 2012-044, 109 Pages, 2013/01
JAEA-Review-2012-044.pdf:6.71MB
原子力機構は、ロシア余剰核兵器から取り出した解体プルトニウム処分に協力して、米露を中心とした世界の軍縮・非核化支援に貢献するとともに、製造コストが安価で将来の高速炉燃料製造に有望な候補技術である振動充填(以下、「バイパック」)燃料製造技術及び高速炉BN-600を利用しての燃焼処分にかかわる基礎データを取得しようとした。この目的のために、1996年4月のモスクワ・原子力安全サミットにおける日本政府の国際貢献の動きを支援する形で、原子力機構はロシアの原子力省傘下の研究所と1999年から2008年までの間、関連する共同研究を実施した。また、2004年に文部科学省からペスコが委託を受けて実施したMOXバイパック燃料集合体の信頼性実証試験(以下、「信頼性実証試験」)を支援し、2009年度に信頼性実証試験が終了した後も、現在に至るまで、非核化支援という形で、ロシアに対する解体プルトニウム処分協力を実施してきた。本報告書では、1999年当時から現在に至るまで、解体プルトニウム処分協力として原子力機構が実施してきた共同研究の成果及び信頼性実証試験の試験結果を、取りまとめる。
Mayorshin, A. A.*; Skiba, O. V.*; Bychkov, A. V.*; Kisly, V. A.*; Shishalov, O. V.*; Krukov, F. N.*; Novoselov, A. E.*; Markov, D. V.*; Green, P. I.*; 舟田 敏雄; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
本論文は、高速炉BN-600におけるバイパックMOX燃料ピンと21体集合体の製造,照射及びPIEを含む実証試験結果について述べる。これらの試験では、安全性に関する違反事項は生じなかった。実証試験は、ロシアの研究所RIAR, OKBM, BNPPと日本の文部科学省, 原子力機構及びペスコの国際協力で実施された。試験の目的は、兵器級プルトニウムの処分にバイパックMOX燃料の適用性を実証することである。
森下 喜嗣; 武田 宏; 河西 善充*; 中村 文人*; Shimanski*; Strelkov B*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00
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河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 米澤 重晃; 東 達弘; 戸澤 克弘
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), 0 Pages, 1999/00
サイクル機構は、高速増殖炉の核燃料リサイクルシステムの研究開発を行っている。この中で、燃料サイクルの経済性向上、環境負荷低減、安全性及び核不拡散性の向上を目指し、溶融塩技術を適用した乾式リサイクルシステムの設計研究を進めている。本設計研究の成果を1999年8月に米国で開催されるGLOBAL'99で発表する。
河西 善充
JNC TN9200 99-003, 177 Pages, 1998/12
本コンサルタント会議は、21世紀に向けた新型原子炉と燃料サイクルの開発の取組み状況等について各国から報告を受けて国際協力プロジェクトの可能性について検討することを目的とし、98年12月14
16日にIAEA本部で開催された。日、米、露、仏等10ヶ国の専門家が参加した。1.将来のエネルギー展望に関するセミナー(12月14日)(1)21世紀のエネルギーの将来展望について、IEAE,IEA,IIASAから報告があり、いずれも将来のエネルギー需要の増大と環境問題に対して持続的発展を図るには原子力が必要との基調。但し、経済予測モデルによってエネルギーの需要予測にかなり差があり、今後、より確かな予測に基づき原子力の必要性等を明確にして世の中に訴えていく必要があると思われる。2.新型炉と燃料サイクルに関するコンサルタント会議(12月1516日)(1)参加した各国専門家から、将来の原子炉と燃料サイクルに関する各国の取り組み状況について説明がなされた。筆者からは、サイクル機構における高速炉とその燃料サイクルに関する開発の進め方等を説明。(2)今回の会議の結論とIAEAに対する提言として、次の通りまとめられた。1)将来のエネルギー需要に対して、原子力は重要な貢献ができるポテンシャルを有する。これを実現するため、経済性があり、廃棄物管理、U資源の持続的利用が可能な新型炉と燃料サイクルの創出に向けた活動を開始すべき。2)IEAEは、このための活動をタイムリーに進めること。99年9月にIAEAで開催予定の科学フォーラムに向けて、本件に関するワークショップを開催し、各国の状況を踏まえつつ新型炉と燃料サイクルの目指すべき目標、要件、開発の展開計画(ロードマップ)等について検討すること。各国とも原子力を取り巻く厳しい状況の中で将来に向けた新たな原子力システムの構築が必要との認識で一致しているが、そのシステムはこれだとの明確な答えは未だ持っておらず、模索している状況。サイクル機構としても、本会議のような国際的な動きを見つつ、将来の高速炉サイクルの開発に向けて幅広い検討を行っていく必要がある。
河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 戸部 賢治; 河村 文雄; 東 達弘
サイクル機構技報, (1), p.31 - 40, 1998/12
高速炉実用化時代の核燃料リサイクルシステムとして,高速炉の特性を最大限に活かし,炉と整合性があり,かつ,経済性,安全性に優れ,環境への負荷を低減し,核不拡散性を有する先進的核燃料リサイクルシステムの研究開発が進められている。大洗システム開発推進部では,このリサイクルシステムとして経済性等を抜本的に改善し,かつ酸化物燃料及び将来の新型燃料(金属燃料,窒化物燃料)にも柔軟に対応可能な,溶融塩技術を適用した先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究を実施している。本稿では,この先進的燃料リサイクルシステムの基本概念とこれまでのシステム概念検討結果の概要について報告する。
河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 東 達弘; 戸部 賢治; 河村 文雄; 米澤 重晃
JNC TN9400 98-003, 422 Pages, 1998/10
大洗工学センター先進リサイクル工学グループでは、経済性を抜本的に改善し、環境への負荷低減(MAリサイクル、廃棄物の極小化)を図り、かつ安全性、核不拡散性を向上させる先進的核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩(乾式)技術を適用したリサイクルシステムの設計研究を進めている。本報告書は、平成8年12月にまとめた「先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究(溶融塩を用いたリサイクルシステムの概念検討)」に引き続き実施した設計研究の成果をまとめたものである。本研究で実施した内容は、以下の通りである。(1)リサイクルシステムのシステム概念として、溶融塩技術を適用し、炉の建設計画に合わせリサイクルの需要バランスに柔軟に対応でき、標準化による経済性向上が図れ、また技術進歩(技術改良と新型燃料への移行性)に対して柔軟性がある再処理・燃料加工一体型モジュールリサイクルシステムの概念を構築した。このリサイクルシステムの経済性目標、システム容量等について検討した。この商用モジュールシステムの雛形となり、最小単位のモジュールシステム(10tHM/yの実証システム)について、システム構成とフローシートを検討し、まとめた。(2)モジュールシステムを構成する各システムの検討として、溶融塩電解システムの電解槽とカソードプロセッサの検討、溶融塩電解の熱力学的検討、MAリサイクルシステムの回収性能の解析、脱被覆システム、廃棄物処理システムの検討を行った。(3)リサイクルシステムのホットセルシステムの検討を行い、リニアモータ式ロボットによるマテリアルハンドリングシステムの概念、セルの構成・建屋配置計画をまとめた。また、ホットセル内の電解槽等の臨界解析、リサイクル施設の計量管理技術の調査・検討等を行った。本システム設計研究は、ここで示したシステム概念検討結果をベースに炉・燃料の設計研究と整合を取りつつ、高速炉を中心とした核燃料サイクルの実用化像の構築に向け、更に進めていく予定である。
河西 善充; 毛呂 達; 河村 文雄; 掛樋 勲; 戸部 賢治; 東 達弘
PNC TN9410 98-033, 284 Pages, 1998/03
動燃大洗工学センターシステム開発推進部では、安全性、信頼性、経済性等の向上のみならず、環境への負荷低減、核不拡散性への配慮など将来の社会の多様なニーズに対応できる先進的核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩を用いたリサイクルシステムの設計研究を進めている。しかしながら、高速増殖炉懇談会の結論等に見られるように最近の原子力を巡る状況は大きく変化して来ている。動燃(新法人)が先進的核燃料リサイクルシステムの研究を進めるに際して、現時点の社会ニーズを踏まえ、将来の高速炉実用化時代における核燃料リサイクルシステムは如何にあるべきか、またその研究開発をどのように進めるべきか等に関して、社内及び社外専門家の参加の下に意見交換・討議等を行い今後の研究開発に資することを目的に、「先進的核燃料リサイクルシステム研究会」を開催した。本研究会は、97年12月98年3月に3回の会合を開催。ここで出された意見・提言等を踏まえた研究会の結論は、以下のとおり。(1)高速炉の本来性(ウラン資源の有効利用により、長期に亘りエネルギーを安定に供給するシステム)を最大限に引き出し、経済性・安全性・環境負荷低減・核不拡散等の抜本改善を図り、国民及び国際的に受け入れられるポテンシャルの高いリサイクルシステム・技術を追及すべき。(2)この核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩技術を適用し、各種燃料(酸化物、金属、窒化物燃料)サイクルに対応でき、技術進化に柔軟に対応可能なリサイクルシステム・技術の研究開発を進めるべき。(3)将来を見据えた先進的核燃料リサイクルシステムを早期に選択し、開発することが動燃(新法人)の使命。外部の評価・国民の合意の下に、外部研究機関等との連携を強化し、共同・協力して、その研究開発を着実に推進して行くことを期待する。以上の結論を踏まえて、システム開発推進部では、研究会での提言等を今後の研究計画及び動燃(新法人)の事業計画に反映させ、その計画に従い先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究を実施して行くこととし、本設計研究等を新法人における社内及び社外研究機関等との新たな協力体制の下に国等の評価を受けつつ進め、将来の核燃料リサイクルシステムの実用化像を構築し、国が行う先進的核燃料リサイクルシステムの方式選定、開発計画の策定等に資することとしたい。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
河西 善充; 小杉 敏夫; 岸和田 勝実
火力原子力発電, 116 Pages, 1990/00
本資料は、火力原子力発電技術協会誌「火力原子力発電」(平成2年3月号)の"やさしい原子力原産"のシリ-ズにATRとFBRの解説記事として載せるものである。この資料として、ATR, FBRについて、その特徴を示し、開発のねらい、意義、計画及びプラント概要を説明した。具体的なプラント例としては、ATRはふげん、FBRはもんじゅをとりあげ、その構成、系統、機器について説明した。なお、説明内容は動燃技報、動燃二十年史の公開資料に記載された範囲内としている。
河西 善充; 江田 薫雄; 若林 利男; 川太 徳夫
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉は,カランドリアタンク内に多数の圧力管が配置され,原子炉本体及び原子炉冷却材再循環系の構造は複雑である。本報告では,重水炉としての核的特長を保持しつつ,原子炉廻りの配管群及び再循環系を合理化・簡素化するため,カランドリアタンクを原子炉圧力容器内に収納し,再循環ポンプを容器に直接取付ける構造にする等して,従来の圧力管型重水炉構造を大巾に簡素化した圧力容器一体化重水減速沸騰軽水冷却型炉の概念とこれを100万KW級プラントに適用した場合のプラントシステム及び炉物性等について発表する。
田中 康正*; 河西 善充*; 姫野 嘉昭*; 川太 徳夫; 矢野 総一郎; 新谷 聖法; Kisly, V.*; Bychikov, A.*
no journal, ,
ロシア原子力科学研究所(RIAR)が開発した振動充填技術を適用して製造したMOXバイパック燃料集合体を高速炉(BN-600)で照射し、高速炉における照射健全性と信頼性を実証する事業が2004年7月から開始された。本事業において2006年度までに実施したMOXバイパック燃料集合体の製造・照射・照射後試験の概要をシリーズ報告する。本稿では、事業の全体計画とこれまでの実施概要について述べる。
小宮山 和真*; 田中 康正*; 鹿倉 榮*; 河西 善充*; 川太 徳夫; 矢野 総一郎; Kisly, V.*; Lipatov, A.*
no journal, ,
高速炉燃料集合体信頼性実証等事業におけるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造は、ロシア原子炉科学研究所(RIAR)において、振動充填(バイパック)燃料製造法によってなされ、MOXバイパック燃料集合体を製造する。燃料製造に使用するプルトニウムには、ロシア余剰核兵器プルトニウムも含まれ核不拡散に寄与する。本事業では事業開始である2004年8月から2007年3月までに計15体のMOXバイパック燃料集合体の製造を計画していたが、予定通りその製造を完了した。
