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岡本 成利; 米野 憲; 瀬谷 敦雅; 稲葉 秀樹*; 寺門 信一*; 樋口 真史*
JAEA-Data/Code 2025-022, 497 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-022.pdf:18.06MB
核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第三開発室等のプルトニウム燃料施設の使用変更許可申請(以下「許認可」という。)において、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX: Mixed Oxide)を取り扱うグローブボックスおよび設備・機器の臨界安全設計には、様々な臨界計算コードを使用している。最も新しいものでは、SCALE4.4コードシステムに内蔵されている3次元モンテカルロ計算コードKENO-V.aおよび27群ENDF/B-IVの中性子断面積ライブラリを用いている。SCALE4.4は1998年に米国オークリッジ国立研究所(以下「ORNL」という。)によってリリースされてから、既に27年が経過している。その間も、ORNLは機能の改良等を継続的に行っており、2024年にはSCALE6.3.2がリリースされている。新規のMOX燃料施設等を設計・建設する場合は、上記のような最新知見を踏まえた臨界計算コードにより許認可を取得することが望ましいが、そのためには信頼性が十分高いことを検証することが必要である。そこで、2018年にリリースされたSCALE6.2.3のうち、臨界計算シーケンスKENO-V.aおよびKENO-VIの2バージョンについて、252群ENDF/B-VII.1中性子断面積ライブラリ(v7-252n)を用いて、過去に実施された臨界実験体系におけるベンチマーク計算を実施し、推定臨界下限増倍率を算出した。その結果、MOX燃料施設の臨界安全設計において、信頼度が十分に高い臨界計算コードとして使用できる見通しを得た。
加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08
ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。
and zircaloy-2廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊
Journal of Nuclear Materials, 437(1-3), p.130 - 134, 2013/06
被引用回数：6 パーセンタイル：39.95(Materials Science, Multidisciplinary)In order to evaluate the method to clean up molten corium generated in the severe accident of reactor melt down, physical properties such as melting temperature and thermal conductivity are necessary. In this study, corium which simulates the molten core of a BWR was prepared from UO and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.
and zircalloy-2加藤 正人; 内田 哲平; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.91 - 96, 2012/09
被引用回数：1 パーセンタイル：53.31(Materials Science, Multidisciplinary)Pellets of UO react with zircalloy (Zry) cladding to form corium in severe accident of LWRs. It is important to know thermal and chemical properties of corium to analyze fuel behavior in severe accident and to treat corium in post-accident. However, their data are limited. In this work, corium was prepared from UO and Zry-2, and its melting temperature and thermal conductivity were investigated as a parameter of U content. In the heating curves in the melting temperature measurement, thermal arrests were clearly observed. The solidus temperatures of 75%U, 50%U and 25%U-sample were determined to be 2622
C, 2509C and 2540C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO-ZrO system. The melted samples were taken from W-capsule and sliced in a plate. Thermal diffusivity of the plate sample was measured. The data were lower than that of UO.
米野 憲; 加藤 正人; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.85 - 89, 2012/09
被引用回数：11 パーセンタイル：97.12(Materials Science, Multidisciplinary)Oxygen potentials of PuO were measured at temperatures of 1473-1873 K by thermo-gravimetry. The oxygen potentials were determined by 
analysis as functions of oxygen-to-metal ratio and temperature. The measurement data were analyzed on the basis of defect chemistry and an approximate equation was derived to represent the relationship among temperature, oxygen partial pressure, and deviation 
in PuO.
Pu
)O (1.92
x2.00) based fuels containing actinides and/or lanthanides米野 憲; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 武内 健太郎; 森本 恭一; 鹿志村 元明
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012016_1 - 012016_7, 2010/05
被引用回数：11 パーセンタイル：94.94(Chemistry, Inorganic & Nuclear)相分離挙動の評価は高速炉用燃料の設計において重要なデータである。30%Pu含有MOX及びMA(Np, Am)含有MOXにおいて、相分離温度について既報データと新たに取得したデータを合わせ、燃料組成と相分離温度との関係を評価した。その結果、O/M比が1.92から1.95の範囲においてマイナーアクチニドの含有率が多いほど相分離温度は低下する傾向を示した。
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明
Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.201 - 209, 2010/00
JAEAでは、マイナーアクチニドを含有したMOX燃料の開発を進めている。そのような新しい燃料の物性を測定することは燃料開発を進めるうえで不可欠である。本報告では、これまで得られた燃料の融点,熱伝導率,格子定数,酸素ポテンシャル,相分離挙動に関するデータをレビューし、Np及びAmの各特性に与える影響を評価した。得られたデータは、JSFRの燃料の挙動評価に反映した。
加藤 正人; 米野 憲; 宇野 弘樹*; 菅田 博正*; 中江 延男; 小無 健司*; 鹿志村 元明
Journal of Nuclear Materials, 393(1), p.134 - 140, 2009/08
被引用回数：50 パーセンタイル：93.53(Materials Science, Multidisciplinary)プルトニウム化合物は、プルトニウムの
崩壊による自己照射損傷により格子定数が増加する。本研究では、MOX燃料の自己照射による格子膨張とその熱回復について調べた。最大32年間、空気中で保管されたMOX粉末とペレットの格子定数が測定され、保管時間とともに増加した。また、格子定数は0.29%の増加で飽和した。格子膨張率は、自己照射量の関数として式が導かれた。自己照射による格子膨張の回復が調べられ、3段階の温度領域で回復が起こることを確認した。それらは、それぞれ酸素のフレンケル欠陥の回復,金属イオンのフレンケル欠陥の回復及びHeに起因する格子欠陥の回復に相当すると考えられる。
森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.618 - 619, 2007/11
高速炉燃料として、高いPu含有率を持つMOX燃料の開発が進められている。MOX燃料の熱伝導率は燃料ロッドの設計や照射挙動評価のために重要な熱物性値の一つである。高Pu含有率のMOX燃料の熱伝導率評価は少なく、Amを含有したMOX燃料の熱伝導率の研究は以前にわれわれが行った研究以外にはない。本研究ではJAEAにて取得されたPu含有率: 30%のMOX燃料の熱伝導率データを用いて、熱伝導率に対する密度,O/M,Am含有率の影響を考慮した熱伝導率評価式を導出した。
PuAm
)O in high temperature region米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.616 - 617, 2007/11
MOX燃料の熱伝導率は照射挙動評価のために重要な熱物性の一つである。熱伝導率は温度,O/M比,組成などによる影響を受ける。以前、900Kから1770Kの温度範囲におけるMOX燃料の熱伝導率に及ぼすO/M比の影響を報告したが、高温域までの測定は行ってはおらず、ほかの報告例は少ない。本報告では、Pu含有率約30%,Am含有率(Am/Metal)約2%のMOX試料を用い、最高温度2200Kまでの高温度域にて熱拡散率測定を行い、O/M比及び温度をパラメータとする高温領域での熱伝導率について評価した。
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.
JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10
JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MBJAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB
本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。
PuAm)O
(x=1.90
2.00)の熱拡散率測定森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明; 安部 智之; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*
no journal, ,
MOX燃料の熱伝導率評価として、Pu含有率(Pu/Metal):約30%,酸素・金属比(O/M比)を約1.902.00に調製した試料についてレーザーフラッシュ法による熱拡散率測定を行い、MOXの熱伝導率におけるO/M比ごとの温度依存性について評価した。
赤司 雅俊; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉心には中性子吸収材としてGdO
を含むUO燃料が装荷されている。原子力機構では損傷炉心に存在する溶融燃料デブリの物性評価を行っている。しかし、Gdを含んだ燃料デブリの物性についてはほとんど知られておらず、溶融燃料デブリの有効な取り出し方法を選定するには至っていない。特に、溶融燃料デブリ内におけるGdの分布を把握することは取出し作業時における臨界安全評価の観点から非常に重要である。そこで本研究では、ZrO、UO及びGdOを用いて溶融燃料デブリを模擬した試料を調製し、密度, 結晶構造, 熱伝導率, 熱膨張, 融点に対して調査した。なお、本研究は経済産業省資源エネルギー庁からIRID(原子力機構を含む)が受託した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業(燃料デブリ性状把握・処置技術の開発)」の研究成果を含むものである。
米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 安部 智之; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*
no journal, ,
プルトニウムを含む化合物は自己照射の影響により格子欠陥とHeが蓄積され、物性データに影響を与える。しかし、実際に長期保管されたMOX燃料を用いて自己照射の影響についての評価した報告は少ない。本研究では製造後15年から32年間保管したMOX燃料を用い、自己照射によるMOXペレットの変化について調査した。その結果、保管による格子膨張の飽和量が0.29%であることを明らかにした。
PuNp
)Oの熱伝導率評価森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MA含有MOX燃料は環境負荷の低減や核拡散抵抗性の観点から次世代の燃料サイクルにおける燃料として研究開発が進められており、MAとしてはAm, Np等が考えられている。MOX燃料の熱物性として重要となる熱伝導率に関して、これまでにAmの含有による影響について評価を行ってきた。一方でNpの含有による影響についての評価は行われていない。本報告では、Pu含有率:約30%,Np含有率(Np/Metal):約6及び12%のMOX試料について900から1770Kの熱拡散率測定を行い、熱伝導率のNp含有率依存性について評価した。
米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*
no journal, ,
高速炉用MOX燃料は自己照射の影響により格子欠陥とHeが蓄積され、長期保管したMOXペレットを燃料として用いる場合、結晶内に蓄積した格子欠陥の回復とHeの放出による照射挙動へ影響することが懸念される。本研究では製造後15年から32年間保管したMOX燃料について、熱処理を行い、熱処理前後の密度及び組織について調査した。
米野 憲
no journal, ,
長期保管されたMOX燃料ペレットは自己照射により格子欠陥が蓄積し、熱伝導率が低下することが報告されている。また、格子欠陥の蓄積した高速炉用MOX燃料が1473k以上の熱処理を行うことにより欠陥が回復し、熱伝導率が回復することが報告されている。本試験では、照射用に製造された後、約15年間保管した、Pu含有率が約28%の高速炉用MOX燃料ペレットを用い、熱処理温度と熱伝導率の熱回復挙動の関係について評価した。
の酸素ポテンシャル測定米野 憲; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
no journal, ,
MOX燃料の物性評価には、基礎となるウラン及びプルトニウム酸化物の物性データが必要である。プルトニウム酸化物に関しては、おもに1970年代のデータが多く、データ数や信頼性の観点から、さらなるデータの拡充が不可欠と考える。そこで、PuOの酸素ポテンシャルの測定を行った。測定結果と文献値の比較から、O/M=1.990及び1.995においてAtlasのデータと近い傾向を示すことが確認された。
, MOX, PuOの機械特性と熱特性加藤 正人; 松本 卓; 宇野 弘樹*; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 米野 憲
no journal, ,
UO, MOX及びPuOについて、超音波法による弾性率測定を実施した。弾性定数と熱膨張率の測定結果をもとに、デバイ温度,グリューナイゼン定数を求めた。さらに、比熱及び熱伝導率などの熱特性を評価し、各特性に及ぼすPu含有率の影響について評価した。熱伝導率は、UOと比べMOXはわずかに低く、PuOは高いことが報告されている。Slackの式を用いて、フォノン伝導による熱伝導率を評価した。計算結果は実験結果と同様に、PuOの熱伝導率が高いことを示した。UO-PuO系において、機械物性と熱物性の関係を評価することができた。
岡田 豊史; 柴沼 智博; 本田 文弥; 米野 憲; 菊野 浩
no journal, ,
MOX中のプルトニウムは、分離精製からの時間経過に伴い
Puの
崩壊によりAmが生成するため、その取扱いにおいてはAmが放出する約60keVの低エネルギーのガンマ線に対する遮蔽対策が重要となる。また、Amを含むMOXの線量率の測定データは貴重なデータとなる。本研究ではAmを含有するMOXを線源とし、遮蔽材の厚さと測定距離を変化させてガンマ線の線量率を測定した。また解析コードを用いて解析・検証を行い、遮蔽材の遮蔽性能を解析コードで評価できることを確認した。
