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論文

Reprocessing of spent nitride fuel by chemical dissolution in molten salt; Preliminary results on rare-earth mononitride

佐藤 匠; 西原 健司; 高野 公秀

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/09

高濃度の不活性母材が共存したADS用窒化物燃料の再処理に対応した、溶融塩中での窒化物の化学溶解を主工程とした革新的な乾式再処理プロセスを開発することを目的に、アクチノイド窒化物の模擬物質として希土類窒化物を用いて溶融塩中でのCdCl$$_{2}$$との反応による化学溶解挙動を調べた。不活性母材としてZrN及びTiNを含んだDyNは、いずれの場合も550$$^{circ}$$Cで約12時間加熱した結果、大部分のDyがCdCl$$_{2}$$との反応により溶融塩中に溶解した。一方、Zrは試験後に試料中の約0.1%に相当する微量の溶融塩中濃度の増加が見られたが、Tiの濃度は検出限界以下でありTiNはほとんど溶解しない結果であった。

論文

Stepwise evolution of fuel assembly design toward a sustainable fuel cycle with hard neutron spectrum light water reactors

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

水冷却高速炉FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚したBWRタイプの原子炉であり、今後の核燃料サイクル技術の進歩やインフラ整備の進展に対応して、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を段階的に進化させることにより柔軟かつ高度なプルトニウム利用を目指している。本研究では、MOX燃料棒と濃縮UO$$_{2}$$燃料棒を集合体内で非均質(アイランド型)に配置してボイド反応度特性を制御する燃料集合体として提案したFLWR/MIX設計概念に基づき、軽水炉サイクル時代から将来の高速炉サイクル時代への進展に対応したFLWRの炉心燃料設計概念を3つのフェーズに分けて構築し、その炉心性能と技術的成立性を評価した。

論文

Development of PRW welding technology for 9Cr-ODS cladding tube

関 正之; 木原 義之; 皆藤 威二; 塚田 竜也*; 本木 和彦*; 平子 一仁*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

原子力機構では、高速炉における集合体平均150GWd/tの燃焼度を達成するために、耐スエリング性と高温強度に優れた酸化物分散強化型被覆材(ODS鋼)の開発を進めている。ODS鋼の端栓溶接に際しては、従来のTIG溶接のような融接法では溶融部にポロシティーが生じて必要な溶接強度が得られないことから、固相溶接法の一つである加圧抵抗溶接法の開発を行っている。また、溶接部における残留応力の緩和のために溶接部熱処理装置及び溶接部の健全性確認のために超音波探傷装置の開発も合わせて実施している。本報告は、これら装置の特徴と溶接強度及び原子炉を用いた照射試験結果についてまとめて報告するものである。

論文

Economics for managing nuclear energy in Japan

柳澤 和章

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

原子力エネルギーの経済規模を電気売上で評価した。その額は43,018百万ドルであり、燃料サイクルの経済規模は10,860百万ドルであった。幾つかの突発的な事故、例えば、2007年における柏崎・刈羽原発を襲った地震によって原子力エネルギーの経済規模は減少しつつある。グリーン技術とリンクした原子力エネルギーの間接効果は地球温暖化防止に効果的である。二酸化炭素排出にかかわる仮想取引では4,000百万ドルが節約できると考えるが、これは電力経常利益の10%に相当する。

論文

Thermodynamic interpretation on solubility of neptunium, technetium, selenium and palladium in nitrate and ammonium solutions

北村 暁; 佐々木 隆之*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

硝酸及びアンモニア水溶液中におけるネプツニウム,テクネチウム,セレン及びパラジウムの溶解度に対する熱力学的考察を、日本原子力研究開発機構が整備した熱力学データベース(JAEA-TDB)を用いて実施した。熱力学計算においては窒素の酸化還元に特に注意する必要があることがわかった。本研究で用いた実測データはJAEA-TDBを用いた熱力学計算である程度説明できることがわかったものの、硝酸が溶液系の酸化還元状態に影響を与えること、及び窒素の挙動に注目した実験研究が必要であることがわかった。

論文

Storage and disposal of high-level radioactive waste from advanced FBR fuel cycle

西原 健司; 大井川 宏之; 中山 真一; 小野 清; 塩谷 洋樹

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

高速増殖炉(FBR)燃料サイクルに分離変換(PT)技術を導入した場合の廃棄物管理を、貯蔵施設及び処分場の熱制限に着目して検討した。その結果、マイナーアクチノイド(MA)の核変換は、処分場の廃棄物定置面積を縮小させるのに効果的であることが示された。また、発熱性FPの分離とMA核変換を組合せることで、処分場を従来よりも二桁小さくできた。コスト評価によって、従来軽水炉,PTなしのFBR、及びMA核変換のみを行ったFBRでは、貯蔵と処分のコストが同程度であることが示された。また、PTを導入したFBRでは処分コストが一桁小さくなり、貯蔵コストは増加しないことが示された。

論文

Development of pressing machine with a die wall lubrication system for the simplified MOX pellet fabrication method in the FaCT project

須藤 勝夫; 高野 龍雄; 武内 健太郎; 木原 義之; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

原子力機構では、高速増殖炉サイクルの実用化研究開発において、MOX燃料製造プロセスの合理化を目的に、簡素化ペレット法に関する技術開発を行っている。簡素化ペレット法については、実験室規模の試験によりその技術的成立性を確認している。簡素化ペレット法の枢要技術の1つにダイ潤滑成型技術があり、ここでは、実験室規模の試験の次のステップとして、kgスケールでの簡素化ペレット法によるMOXペレット製造試験を行う目的で、ダイ潤滑機構を組み込んだ成型機を開発したので、その概要を報告する。

論文

Development of oxygen-to-metal ratio of MOX pellet adjustment technology for the simplified MOX pellet fabrication method in the FaCT project

高野 龍雄; 須藤 勝夫; 武内 健太郎; 木原 義之; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

高速増殖炉サイクルの経済性を向上させるための重要な要求事項の一つに、MOX燃料の高燃焼度化が挙げられている。MOX燃料の高燃焼度化は燃料-被覆管の化学的相互作用(PCCI)を増大させるため、高燃焼度化を達成するにはPCCIの要因となる燃料ピン内の余剰酸素を抑制する必要がある。燃料ピン内の余剰酸素を抑制する方法として、MOXペレットの初期O/M比を下げる方法があり、O/M比1.97以下のMOXペレットの製造技術開発を進めている。MOXペレットのO/M比の調整技術は、FaCTプロジェクトにおいて実施している簡素化ペレット法の技術開発において、枢要技術の1つである。これまでのMOXペレットのO/M比の調整技術開発において、酸素ポテンシャル及び酸素相互拡散係数のデータを用いて理論的に熱処理中のO/M比の変化を推定する手法を開発した。これにより、目標とするO/M比のMOXペレットを得るための理論的な熱処理条件を設定することが可能となり、実験室規模($$sim$$数百g)のMOXペレットO/M比調整試験を実施した結果、本手法による熱処理後のO/M比の推定値とほぼ一致することを確認している。ここでは、実験室規模の次のステップとして、小規模(数kg)で目標とするO/M比のMOXペレットを得ることを目的に実施した技術開発の結果について報告する。

論文

Simple cation-exchange separation for ICP-MS measurement of $$^{79}$$Se in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 木村 貴海; 伊奈川 潤; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

Inventory estimation of $$^{79}$$Se in HLW is important for long-term safety assessment of a geological repository. In this study, a simple separation method using a single cation-exchange column has been investigated. An irradiated UO$$_{2}$$ pellet was dissolved and diluted with 1M nitric acid. A known amount of $$^{82}$$Se was added to the sample for isotope dilution mass spectrometry. The $$^{82}$$Se -spiked and non-spiked samples were fed to each cation-exchange resin-packed column, followed by washing with 1M nitric acid. The first 3 mL of the effluent was directly injected to the ICP-MS. The recovery of Se was 92%, while no leakage of Gd$$^{3+}$$, which causes major isobaric interference on $$^{79}$$Se detection, was observed. The coexisting components with high activity were retained on the column, leading to decrease in the surface dose rate to a background level. The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{82}$$Se in the sample solution were 2.4 $$pm$$ 0.7 and 13.3 $$pm$$ 4.6 ng, respectively.

論文

Oxide fuel fabrication technology development of the FaCT project, 4; Feasibility study of oxygen getter options for pellet type MOX fuel

森平 正之; 水迫 文樹*; 坪井 靖*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

被覆管内面腐食は高速炉MOX燃料の寿命制限因子の一つであり、燃料中の酸素ポテンシャルに依存する。この酸素ポテンシャルは照射中に生じる余剰酸素の蓄積により燃焼度とともに増加することから、高燃焼度化に向けて余剰酸素の吸収除去が必要になる。このため原子力機構では、従来、低O/M比ペレットの開発を進めてきたが、量産化の問題から代替案が必要となった。酸素ゲッター法は、燃料要素内に余剰酸素の吸収材としての金属片を装荷する方法であり、それによって1.98, 1.98といった通常のO/M比のペレットを利用することが可能になる。しかし、酸素ゲッター法をペレット型燃料に応用した例は限られていることから、本研究ではペレット型燃料用の酸素ゲッター概念の検討を行い、低スミア密度のペレットを燃料要素の上部軸方向ブランケット中に装荷する方式が最も推奨されることを示した。

論文

Different loading materials analysis in FBR blanket for evaluating recycling options of plutonium proliferation resistance

Permana, S.; 鈴木 美寿; Suud, Z.*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

軽水炉の使用済燃料成分は、増殖性能及び核拡散抵抗性の内在的特性を強化するために用いられる。本研究では、高速増殖炉のブランケット領域に添加した種々の核燃料成分が、炉特性及びPuの核拡散抵抗性レベルに及ぼす効果について評価する。基本的な炉の運転条件は、日本のナトリウム冷却高速炉の800日運転で燃料交換4バッチとした。軽水炉のPu同位体比は、$$^{241}$$Puと$$^{238}$$Puの短半減期のために、取り出し後の冷却時間に対して敏感で、冷却時間の関数としてMA及びPuの同位体成分比が変わる。

論文

New ORIGEN2 libraries based on JENDL-4.0 and their validation for long-lived fission products by post irradiation examination analyses of LWR spent fuels

小嶋 健介; 奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

高レベル放射性廃棄物の品質管理及び長期安全性評価において、使用済燃料中の長寿命核分裂生成物(LLFP)の正確なインベントリ評価が重要である。日本では、実用軽水炉の使用済燃料の組成を評価する際に燃焼計算コードORGEN2が広く使われているが、同コードに組み込まれているライブラリは古く、また、分析が困難なために測定データが不足している$$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn及び$$^{135}$$Cs等のLLFPに対する評価が不十分である。使用済燃料組成等のインベントリ評価の精度向上を図るため、最新核データライブラリであるJENDL-4.0の中性子断面積や核分裂収率等を用いて、新たなORIGEN2用ライブラリを作成した。Cooper, Calvert-Cliffs-1, H. B. Robinson-2, 大飯原発1号機の実機使用済燃料サンプルに対する照射後試験解析に新ライブラリを用いた結果、新ライブラリは、LLFPのインベントリ評価に対し、良い適用性を示すことがわかった。

論文

Simplified risk assessment based on accident categories at Tokai Reprocessing Plant

長岡 真一; 石田 倫彦; 金森 定; 林 晋一郎

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設においても、各事象について概略リスク評価を実施し、評価結果を事故カテゴリー別に比較した。

論文

Characterization of the dissolver sludge of MOX spent fuel at the Tokai Reprocessing Plant

鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO$$_{2}$$燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO$$_{2}$$燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。

論文

Perspectives of partitioning and transmutation technology

大井川 宏之

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

原子力の持続的利用を追求するには、合理的で環境親和性の高い廃棄物管理が不可欠である。分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の処分にかかわる負担の軽減を目的に、多くの国において研究されてきている。使用済燃料の分離技術については、アクチノイドとランタノイドを他の核分裂生成物から分離したり、マイナーアクチノイド(MA)をランタノイドから分離したりするための革新的抽出剤の研究や方法の提案が行われている。長寿命核種の核変換技術については、均質あるいは非均質にMAを装荷した高速炉や核変換専用の加速器駆動システム(ADS)といった多様なシステム並びにMA含有燃料の研究が行われている。分離変換技術の研究を進めるに際しての問題の一つとして、多量のMAを用意して取り扱うことが困難であることが挙げられる。この困難さを克服するために、施設やMA資源を有効に使うための国際協力が求められる。

論文

Corrosion evaluation of uranyl nitrate solution evaporator and denitrator in Tokai Reprocessing Plant

山中 淳至; 橋本 孝和; 内田 豊実; 白土 陽治; 磯崎 敏彦; 中村 芳信

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

東海再処理工場(TRP)はPUREX法を採用し、1977年以降、1140tHMの使用済燃料を処理してきた。再処理プロセスでは、溶液中の硝酸濃度,U, Pu,核分裂生成物等のイオン濃度及び温度が異なることから、さまざまな腐食環境の中にあり、耐食性を考慮のうえ各機器の材料にステンレス鋼やチタン鋼を選定している。材料の腐食環境の厳しさは溶液の硝酸濃度と温度に依存し、溶液中のUは、ステンレス鋼の腐食に与える影響は小さく、チタン鋼の腐食速度を抑制するとされている。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器は硝酸濃度も低く、これまで腐食故障を経験していない。しかしながら、U濃度の上昇に伴い、ステンレス鋼の腐食速度が若干増加する報告もある。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器として、U濃度を最大約1000gU/lまで高める蒸発缶や約320$$^{circ}$$Cの高温でUO$$_{3}$$粉末に転換する脱硝塔は、高濃度かつ高温のUを取扱うため、腐食の進行の程度を把握しておくべきであると考える。これらの機器について厚さ測定により評価を行った結果、その腐食速度はわずかであり、今後も健全に使用できることを確認した。

論文

Proliferation risk assessment for large reprocessing facilities with simulation and modeling

鈴木 美寿; Demuth, S.*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

将来の再処理施設の概念設計において外在的及び内在的対策を策定するために、核物質計量管理の不確実性と同様に拡散行為の起因確率を考慮したパフォーマンスベースの核拡散リスク評価を行った。シミュレーションとモデリングのアプローチを用いて、施設レベルの保障措置性能及び転用経路解析を行った。本方法によって、一般的には傾向分析で調べられる少量分割転用を効率よく検知することができる。

論文

Fundamental research on behavior of helium in MA-bearing oxide fuel

荒井 康夫; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 高野 公秀; 佐藤 勇; 勝山 幸三; 秋江 拓志; 鈴木 元衛; 白数 訓子; 芳賀 芳範; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

U燃料やU-Pu燃料に比較して照射中や保管中に多量のHeが生成する点は、MA含有燃料の特徴の一つである。本研究ではMA含有酸化物燃料中のHe挙動を理解するために、実験室規模の炉外試験,照射後試験並びにモデリング計算を実施した。炉外試験では、単結晶二酸化ウランを用いたHeの拡散係数の導出やキュリウム244のアルファ崩壊を利用した酸化物中へのHe蓄積の影響把握を行い、照射後試験では高速実験炉JOYOで照射した約0.5%のアメリシウムを含むMOX燃料中のHe挙動を調べた。モデリング計算では、燃料中でのHe生成,拡散,気相との平衡及び気相への放出などの素過程に基づくHe挙動モデルを作成し、これを既存の燃料挙動解析コードのサブルーチンに組込み、高速炉用MA含有MOX燃料中のHe挙動をシミュレートした。

論文

Actinide-handling experience for training and education of future expert under J-ACTINET

逢坂 正彦; 小無 健司*; 林 博和; Li, D.*; 本間 佳哉*; 山村 朝雄*; 佐藤 勇; 三輪 周平; 関本 俊*; 窪田 卓見*; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

将来アクチノイド研究・技術に従事することが期待される若手に向けたJ-ACTINET主催のサマースクールが成功裏に開催された。第1回のサマースクールは2009年8月茨城地区で開催され、2010年8月関西地区での開催が続いた。アクチノイド研究の入門コースとして、大学・大学院学生並びに若手研究者・エンジニアを対象として、実際のアクチノイド体験を主眼とした。3$$sim$$4日の短期間のスクールでアクチノイドの体験を行い、アクチノイドへの興味を引き出すために多くの努力が払われた。茨城地区でのサマースクールにおいてはアクチノイド取扱いの模擬体験が、また、関西地区でのサマースクールにおいては実際のアクチノイドを用いた実験が好評を博した。今後J-ACTINETサマースクールを毎年開催していく予定である。

論文

Thermal conductivities of (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

加速器駆動変換システム(ADS)用燃料として、Zr含有マイナーアクチノイド(MA)窒化物固溶体はMA含有燃料の有力な候補と考えられている。しかし、Zr含有MA窒化物固溶体の熱伝導率は重要であるにもかかわらず、ほとんど存在しないのが現状である。本研究では、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N(x=0.0, 0.58, 0.80)固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定し、473から1473Kの温度領域における熱伝導率を算出した。さらに、ADS用燃料設計の一助になることを目的として、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N固溶体の熱伝導率の予測式についても提案した。

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