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高井 静霞; 萩野 浩一*
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.3 - 11, 2015/00
高レベル放射性廃棄物に含まれる
Iなどの長半減期核種や
Csなどの発熱性核種を、短寿命または安定な核種へ核変換できれば、処分に際してのリスク低減が期待できる。従来考えられてきた熱中性子による核変換は、Csなどの熱中性子捕獲断面積が小さな核種には不向きである。近年、レーザー逆コンプトン法を用いて生成した高エネルギーのフォトンビームを原子核に当てて巨大双極子共鳴状態を励起し、中性子を放出させる核変換が提案されている。本研究では、Csを対象として、レーザー逆コンプトン法を用いた核変換の有効性について定量的に検討した。励起に有効なフォトンのエネルギーと反応断面積を計算し、核変換数とフォトンフラックス、照射時間との関係を調べた。仮に1gのCsへ24時間照射した場合、フォトンフラックスが
/sで10%、10
/sで70%、10
/sで99%以上が、理論的には核変換可能であることを示した。
山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.233 - 249, 2015/00
バックエンド分野において、放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるために、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことは重要である。このため、放射化生成物の主要な生成経路の定量的決定の優先度を評価するため、感度解析を実施した。本検討では、ORIGEN2.2コード及びJENDL-4.0に基づく1群断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、燃料集合体やチャンネルボックスの材料であるジルコニウム合金、SUS304ステンレス鋼及びニッケル-クロム合金を解析対象とした。感度解析の結果より、主要な生成経路を構成する初期組成元素及び核反応が定量的に明らかとなった。また、複雑な生成経路を有する核種に対しても、主要な生成経路が明らかとなった。本検討で得られた結果は、不純物測定の分野や核データ分野において利用されることが期待される。
I in the contaminated water and tree samples at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station島田 亜佐子; 小澤 麻由美; 亀尾 裕; 安松 拓洋*; 根橋 宏治*; 新山 拓也; 関 周平; 梶尾 政利; 高橋 邦明
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.311 - 317, 2015/00
汚染水中のI分析におけるIの化学形態と希釈剤の影響を調べるために、3M NaOH溶液とHCl溶液(pH=2)にI 
と
IO
を添加し、還元剤(NaHSO )の有無によるIのAnionSRへの吸着ついて調べた。その結果、3M NaOH溶液では還元剤の有無にかかわらずIは抽出されずIは抽出されたことから、3M NaOH溶液中ではIは抽出され、IOは抽出されないこと、還元剤が働かないことが示された。他方、HCl溶液では、IとIが同じ挙動を示し、還元剤なしでは抽出されず、還元剤ありでは抽出されたことから、このHCl溶液中でIは主にIOとして存在し、還元剤によりIに還元されたと考えられる。以上によりIとIOを分析するためにはHCl溶液条件が必要であることが分かった。次に、伐採木の分析のために燃焼試験を行った。その結果、100
Cから300Cの領域において、段階的にゆっくり昇温することで異常燃焼を避けられること、有機物は酸化剤により分解可能であること、IもIOも約90%がアルカリトラップに回収可能なことを明らかにした。
西原 健司; 辻本 和文; 大井川 宏之
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.207 - 231, 2015/00
日本における原子力発電撤退シナリオにおいて使用済燃料中のTRU核種核変換を想定し、Pu核変換用ADSの設計と核変換システム導入シナリオの解析を行った。ADS設計は既存のMA核変換用ADSの設計に基づいて行い、6バッチ炉心をシナリオ解析用参照設計として選定した。シナリオ解析においては、軽水炉MOX利用シナリオと共に、LWR使用済燃料ワンススルーシナリオを参照シナリオとした。核変換シナリオとして、FRのみ、ADSのみ、及び、FRとADSを核変換炉とした場合を解析した。解析の結果、必要な核変換炉は15から32基で、核変換に必要な期間は180から240年という結果が得られた。また、PuとMAの総量を核変換によって減らすことで、処分場に対する便益として、面積を五分の一にでき、放射性毒性の崩壊期間を一桁小さくできることがわかった。これらの結果から、FRとADSを用いた核変換シナリオが中庸な解決方法であり、一方、短期の核変換が必要な場合はADSを用いた核変換が望ましいことを示した。
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。
小泉 光生; 北谷 文人; 土屋 晴文; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 瀬谷 道夫; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.13 - 20, 2015/00
溶融燃料中の核物質の計量管理するための技術として、中性子共鳴濃度分析法(Neutron Resonance Densitometry (NRD))を提案している。この手法は、Neutron Resonance Transmission Analysis(NRTA)とNeutron Resonance Capture Analysis (NRCA)もしくはPrompt Gamma ray Analysis (PGA)の2つの手法を組み合わせたもので、パルス中性子源を装備した飛行時間(TOF)測定装置を用いる。この測定法を確立するために、検出器の開発を進めるとともに、EC-JRC-IRMMのGELINA TOF実験施設で、共同研究を進めている。研究進捗について、総括的に報告する。
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。
佐々 敏信
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.73 - 79, 2015/00
加速器駆動システムの検討に必要なデータ取得のため、原子力機構ではJ-PARC計画の下で核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、250kWのPb-Biターゲットを有するADSターゲット試験施設(TEF-T)ならびに高速臨界・未臨界集合体を有する核変換物理実験施設(TEF-P)より構成される。TEF-Tの主な研究項目としてADS構造候補材の照射試験があり、実際のADSの運転条件を考慮したリファレンスの設計パラメータを熱流動及び構造解析をもとに設定した。ターゲットが定格出力で運転される際には、多目的利用に応用することも可能である。報告では、ADS実現までのロードマップとTEF建設に関する設計研究も紹介する。
菅原 隆徳; 西原 健司; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大林 寛生; 倉田 有司; 大井川 宏之
no journal, ,
原子力機構では、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイド(MA)を核変換するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは大強度陽子加速器,未臨界炉心,核破砕ターゲットから構成されることから、従来型の臨界炉にはない固有の課題が存在する。本検討では代表的なADS固有の課題として、ビーム窓検討と安全性検討を紹介し、原子力機構における最新の研究成果を報告する。ビーム窓は加速器と未臨界炉心の境界をなすことから、照射,温度,圧力の点で非常に厳しい条件下での使用が想定される。これについては、粒子輸送計算,熱流動計算,構造解析を実施し、先端厚さを2mmとする長円型モデルで非照射環境での成立性が見込めることを確認した。安全性検討については、ADS固有の事故事象として考えられるビーム窓破損や、過酷事故の一つと考えられる除熱源喪失事象(PLOHS)を対象とした過渡解析を実施した。解析の結果、崩壊熱除去系が作動しない保守的な条件下ではPLOHS時に被覆管温度が融点に達し、炉心損傷にいたる可能性があることが示された。今後は、事故発生の頻度低減を図ると共に、事故事象を緩和するシステム・機器設計を行う必要がある。
西 剛史; 荒井 康夫; 高野 公秀; 林 博和; 倉田 正輝
no journal, ,
原子力発電所から発生する使用済燃料は長寿命放射性核種であるマイナーアクチノイド(MA)が含まれており、MAの適切な管理が持続可能な原子力利用の重要な問題の1つとされている。加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた核変換技術は将来の核燃料サイクルの問題解決のための有望な選択肢として注目されている。超ウラン(TRU)窒化物はADS燃料の候補材として提案されているため、ADS燃料設計のためのTRU窒化物データベースを開発することは必要不可欠である。本研究では、TRU窒化物の広範囲な物性の実験データを可能な限り誤差評価とともに評価してきたので、その現状について報告する。
北村 暁; 舘 幸男
no journal, ,
わが国の高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価において、多くの放射性核種が重要核種として選定されている。これらの核種に対する信頼性の高い移行パラメータが評価される必要があり、その設定手法の例を提示する。多大な労力が信頼性の高い核種移行評価に費やされており、また対象元素数が多くなるほど一般的にその労力が増加することから、性能評価対象核種の減少は労力削減につながることが期待される。
石寺 孝充; 黒澤 精一*; 林 雅則*; 鈴木 康之*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、圧縮ベントナイトより生成するベントナイトコロイドが、岩盤中の放射性核種の移行挙動に及ぼす影響を評価することが必要である。日本原子力研究開発機構では、ベントナイトコロイドに対する核種の収着挙動に関する研究を実施し、核種のベントナイトコロイドへの収着挙動を評価するモデルの構築を行っている。本発表では、評価モデルの紹介と、ベントナイトコロイドに対するNp収着試験への評価モデル適用結果を提示する。
大井川 宏之
no journal, ,
原子力機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を進めている。熱出力800MWのADSは、1基あたり年間250kgのマイナーアクチノイド(MA)を核変換できる。原子力機構では、ADSの成立性を確証するため、超伝導陽子加速器,鉛ビスマス核破砕ターゲット,未臨界炉といった多様な技術分野の研究を進めている。それに加えて、J-PARCの第2期計画として、核変換技術の基礎的な実験を行う核変換実験施設を整備する計画である。
毛利 哲也; 羽様 平; 西 裕士
no journal, ,
もんじゅは1995年に中断していた性能試験を2010年に再開した。2010年時の炉心はMAの一種であるAm-241を多く含んでおり、そういった炉心の基本的な核特性として、臨界性、制御棒価値、等温温度係数、反応度フィードバック特性等の測定が行われ、さらに試験後は、1995年時の測定結果も含める形で、測定結果の詳細評価と解析評価が行われた。結果として、最新の核データであるJENDL-4.0にて更新されたAm-241の核データは、中断前後の両炉心間で整合した結果を与えることが確認された。これはAm-241の核データ更新の妥当性を示すとともに、MA燃焼率の予測精度向上に寄与する結果と言える。高レベル放射性廃棄物の低減技術の開発は、国のもんじゅ研究計画作業部会において、もんじゅにおける重要なミッションのひとつであることが確認されており、今後はGACID計画を中心として、フランスや米国と協力して、もんじゅにてMA含有燃料の照射を行っていく。
向井田 恭子; 安松 直人*; 辺田 正則*; 大滝 明; 塩谷 洋樹; 小野 清; 平田 勝
no journal, ,
Nuclear energy is expected to continue playing an important role in solution for covering the increasing demand for energy mainly in developing countries, while curbing greenhouse gas emissions. To achieve global sustainable energy future, deployment of fast reactor (FR) and its fuel cycle system and transition from thermal reactors will be significant. This paper introduces the results of evaluation carried out to explore the effects obtained by FR deployment in the world through several assumptions and scenarios using the comprehensive nuclear system evaluation method named nuclear supply chain model (SCM) developed by Japan Atomic Energy Agency (JAEA).
大木 繁夫; 大久保 努; 安部 智之
no journal, ,
After the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, re-examination of national energy strategy including nuclear energy has proceeded in Japan. Additionally, there are much more interests about the management of radioactive waste from the nuclear power generation. Regarding this situation, "the study for reducing the quantity and toxicity of radioactive waste" has recently been discussed in relation to the experimental planning of the prototype FBR, Monju. Based on the accumulated knowledge of the conventional FBR research and development, the study on actinide burning FR has been performed in JAEA. The basic characteristics in reactor physics are compared between FBR and FR. Based on the result of parametric survey calculations on FR core specifications, the relationships between core performances and Pu/MA transmutation characteristics are discussed. The foreseen experimental program using Monju etc. in support of the actinide burning FR core design is also explained briefly.
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; et al.
no journal, ,
ADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP)が進行中である。STIPではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼について、引張り試験、曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が100-430C、はじき出し損傷量が7.0-19.5dpaであった。引張り試験の結果、19dpa照射後も延性を保ち、破面も延性破面であることがわかった。曲げ疲労試験の結果、照射前後で疲労寿命の変化はほとんどなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面にも粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
