Chemical form consideration of released fission products from irradiated fast reactor fuels during overheating

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.033

高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, CsMoO, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。

An Analysis of -delayed neutron emission of even-even neutron-rich nuclei with proton-neutron QRPA

湊 太志; 岩本 修

Progress in Nuclear Energy, 82, p.112 - 117, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.021

自己無撞着QRPA法を用いて、球形を仮定した中性子過剰核の崩壊率と遅延中性子放出率を調べた。娘核(先行核)の高い励起状態からの粒子蒸発の計算には、Hauser-Feshbach統計モデルを用いた。この研究では特に、核構造に関連した2つの効果について議論をする。一つはテンソル力である。これは従来のQRPA法では考慮されていなかった力であり、閉殻構造を持った原子核の崩壊半減期を再現するために重要なファクターである。もう一つは、アイソスピンの有限レンジ力の対相関である。テンソル力もの対相関も、先行核の励起状態のエネルギーを下げるという重要な効果を持っている。さらに、それらの効果は、中性子しきい値以上の励起状態へ崩壊する分岐比を減らし、結果として、遅延中性子数の予測値は、テンソル力と有限レンジ力の対相関を考慮しなかった場合に比べて、小さくなるということがわかった。今回の研究内容は、将来的に核分裂生成物の遅延中性子量評価データへ応用する。

Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Progress in Nuclear Energy, 82, p.46 - 52, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.032

本報告では、熱化学法ISプロセスによる水素製造施設を高温ガス炉に接続する上での安全設計に対する考え方を具体化するとともに、安全設計方針及び適合のための設計方針、水素製造施設を非「原子炉施設」として扱うための条件とこれに応じた設計対応を示した。また、実用高温ガス炉水素製造システムGTHTR300Cを対象に、水素製造施設の非「原子炉施設」化のための設計対応及び安全設計方針適合のための設計方針が工学的に成立することを明らかにした。

Removal of zirconium from spent fuel solution by alginate gel polymer

大西 貴士; 小山 真一; 三村 均*

Progress in Nuclear Energy, 82, p.69 - 73, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.025

これまでの研究において、特定の元素のみと選択的に相互作用する抽出剤や無機イオン交換体をアルギネートゲルで賦形化し、発熱性元素や希少元素のみを選択的に分離するプロセスが提案されている。しかしながら、担体であるアルギネートゲルも陽イオン交換体としての特性を有するため、ジルコニウムやルテニウムを吸着し、選択的分離を阻害することが懸念されている。よって、本研究においては、選択的分離工程の前に、アルギネートゲルによるジルコニウムの除去工程を提案し、その可能性を検討した。その結果、ジルコニウムは酸性溶液中ではZrとなり、2価や3価の陽イオンよりもアルギネートゲルに強く吸着することを明らかにした。また、アルギネートゲル充填カラムを使用して、照射燃料溶解液中のジルコニウムを選択的に除去できることを見出した。

Sensitivity and uncertainty analysis of the VENUS-F critical core

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Uyttenhove, W.*

Energy Procedia, 71, p.33 - 41, 2015/05

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2014.11.852

A sensitivity and uncertainty analysis was performed for a critical configuration of the VENUS-F facility with three major nuclear data libraries (JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, and JEFF-3.1.2) and the JENDL-4.0 covariance data. Differences in between nuclear data libraries are smaller than those between geometric models/calculation methodologies. Both the deterministic and Monte-Carlo methodologies in criticality calculation provide similarity for differences in between the nuclear data libraries. Major contributors to these differences were identified with the sensitivity method. Among nuclear data parameters, it is found that of the VENUS-F core is sensitive to the fission cross section, fission neutron multiplicity, and capture cross section of uranium and the elastic scattering cross section and average cosine of the scattered neutron of lead and Fe. The analysis with the sensitivity coefficients shows that these parameters have considerable impact on the differences in . Based on the JENDL-4.0 covariance data, the total uncertainty induced by nuclear data is evaluated at 833 pcm (1), and this uncertainty in is largely dominated by lead, uranium, and Fe.

Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data

今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*

Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2014.11.872

複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全線束は300Kの時の全線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。

Research program for the evaluation of fission product and actinide release behaviour, focusing on their chemical forms

三輪 周平; 山下 真一郎; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 田中 康介; 永瀬 文久

Energy Procedia, 71, p.168 - 181, 2015/05

BB2013-2241.pdf:0.88MB

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2014.11.867

福島第一原子力発電所でのシビアアクシデントを経験した照射済み燃料材料の安全な取扱い技術の構築に向けて、原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用した幾つかの基礎研究を進めてきている。本論文では、基礎研究のうち、特に原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用することで効果的に研究を進めている3つの研究プログラムについて、全体概要の他、先行的に得られている試験結果や今後予定している計画を紹介する。

Theoretical study of beta decay for delayed neutron

小浦 寛之; 千葉 敏*

Energy Procedia, 71, p.228 - 236, 2015/05

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2014.11.874

遅発中性子のための崩壊の理論的研究を行う。崩壊は原子核崩壊の一つであるが、弱い相互作用で崩壊するという、原子核において特異なプロセスである。原子炉運転の安全性においてきわめて重要な役割を果たす平均遅発中性子放出数は総和計算という考えで理解することができ、それはが核分裂生成物の個々の核種の遅発中性子放出割合と累積核分裂収率との積の総和で与えることができるというものである。この内遅発中性子割合が崩壊の随伴現象であり、崩壊理論を用いて記述できる。本発表ではこの総和計算の考えの元、遅発中性子割合を崩壊の大局的理論を用いて扱い、崩壊確率および遅発中性子放出割合の現状について考察した。両者とも大局的理論計算における改善が矛盾なく有意になされることが可能であることを示し、その方策について述べる。

Test-fabrication of hydrogen iodide decomposer for IS process

岩月 仁; 野口 弘喜; 久保 真治; 笠原 清司; 田中 伸幸; 竹上 弘彰; 小貫 薫; 稲垣 嘉之

no journal, , 

熱化学水素製造法ISプロセスの主要課題の一つに、極めて腐食性の強いプロセス流体(ハロゲンなど)を取り扱うための反応機器開発が挙げられる。高温・強腐食環境における実用材料を用いた反応系機器の健全性試験に供するため、ニッケル基合金製(ハステロイC-276)ヨウ化水素分解反応器を試作した。本器の水素製造能力は150NL/h、設計圧力0.95MPa、設計温度500Cである。反応器を簡素化するため、従来の多管熱交換式・縦型固定層反応器に代え、断熱式・ラジアルフロー型固定層反応器を適用した。この利点は、断熱式にすることで、触媒層に伝熱管がなく構造が簡素化できること、および、ラジアルフロー型にすることで、原料ガスと触媒が均一に接触し、偏流による反応率低下が小さいことである。今後、ヨウ化水素分解試験(100時間)を実施し、供用後の腐食量評価から健全性を示す計画である。