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倉田 正輝; 逢坂 正彦; Jacquemain, D.*; Barrachin, M.*; Haste, T.*
Advances in Nuclear Fuel Chemistry, p.555 - 625, 2020/00
福島第一原子力発電所(FDNPS)事故後、燃料化学の重要性が再認識された。運転員による最大限の事故防止・拡大防止の試みもあり、3つのユニットの事故進展の間に大きな違いがあることが福島第一原子力発電所の調査及び解析により明らかになった。燃料デブリの特性はこの事故進展の違いに大きく影響されると考えられ、TMI-2事故の解析と模擬実験に基づく典型的事故シナリオから予想されるものとは異なる。非典型的条件含め、シビアアクシデント(SA)に対する知見を適切に改良するため、燃料・炉心溶融崩落と核分裂生成物(FP)挙動の現象論の改良が必須であり、燃料化学の進展は最も根源的なアプローチとなる。本レビューはFDNPS事故後の最近のアップデートと残された課題に焦点を当てた。
内堀 昭寛; 大島 宏之
Advances in Nuclear Fuel, p.53 - 72, 2012/02
核燃料サイクルに現れる燃料や廃棄物の融解・凝固プロセスに対する評価ツールとして、拡張有限要素法(eXtended Finite Element Method: X-FEM)を用いた融解・凝固現象数値解析手法を開発した。移動境界問題の解析に用いられてきたX-FEMは、界面の移動を固定メッシュ上で精度よく再現できるという極めて有力な手法であるが、融解・凝固現象に対する適用については報告例が少なく、多次元問題への適用方法又は液相流動の現れる問題に対する適用方法について不明な部分が残されている。本研究ではこれらの課題について検討し、新たに定式化を行った。熱移動のみが発生する1次元Stefan問題及び2次元矩形領域コーナー部凝固問題、さらに、自然対流の発生する2次元ガリウム融解問題を解析することで、新たに構築した解析手法の妥当性を確認した。
山根 祐一
Advances in Nuclear Fuel, p.159 - 174, 2012/02
本章の目的は、臨界事故における総核分裂数を評価するために開発中の新しい手法のコンセプトを紹介することである。新しい手法では、非常に大きな過大評価ではなく、ほぼ同じオーダーであるような合理的な評価値を得ることが期待されている。第1節では、日本原子力研究開発機構が実施しているTRACY実験に基づいて硝酸ウラニル水溶液の臨界事故の現象について紹介する。第2節では、温度や反応度温度係数,水,冷却、等々の臨界事故を特徴づける条件について考える。第3節では、総核分裂数を評価するための新しい手法について記述する。第4節では、開発中の新しい手法を幾つかのケースに当てはめ、その適用性を検討する。
朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06
原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。
鈴木 伸一; 佐々木 祐二; 矢板 毅; 木村 貴海
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 4 Pages, 2004/06
われわれは、使用済核燃料(SF)の簡素化次世代型再処理プロセス:ARTISTプロセスを提案している。ARTISTプロセスの主要工程の一つは、「Uの選択的抽出工程」である。「Uの選択的抽出工程」では、選択的にU(VI)のみの分離回収を目的としている。使用する試薬としては、焼却処分が可能であり固体廃棄物の低減が期待され、環境負荷低減が見込めるN,N-ジアルキルアミドを用いる。特に、嵩高いN,N-ジアルキルアミドは、金属との錯形成において枝分かれ効果を示すため、この枝分かれ効果を用いてAn(VI)とAn(IV)の分離が可能となる。本研究では、D2EHDMPAを用いプロセス内でのPu(IV)のリサイクル蓄積を起こすことなくU(VI)の単離ができることを確認した。さらに、Npの抽出においても、Np(VI)からNp(V)あるいはNp(IV)への還元処理を行わずにNp(VI)とU(VI)の分離の可能性を見いだした。
佐々木 祐二; 須郷 由美; 鈴木 英哉*; 木村 貴海
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 4 Pages, 2004/06
使用済み燃料の革新的な再処理法の開発は原子力分野において重要な研究テーマである。われわれはこれまでにARTISTプロセスを開発してきた。ARTISTプロセスはモノアミドを用いるマトリックスウランの抽出分離とTODGAを用いる全TRU抽出分離を主工程としている。TODGAは3, 4価のアクチノイドイオンに対して高い抽出性能を示すが、Np(V)のような5価のアクチノイドイオンの分配比は低い。したがって、ARTISTで対象となるNpは4価に還元して抽出する必要がある。核分裂生成元素では、TODGAにより、ランタノイド(III), Sr(II), Zr(IV)がよく抽出される。本発表では、3, 4, 5, 6価のアクチノイドイオン, Sr(II), Zr(IV)、及びランタノイド(III)の抽出挙動についての詳細と抽出容量,相互分離などについて紹介する。
荒井 康夫; Pillon, S.*
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 9 Pages, 2004/06
日本及びフランスにおけるこれまでのMA核変換用燃料に関する研究をレビューして、今後の研究課題について議論した論文である。ADSに代表される専用システムに用いる燃料,FBRの炉心燃料に少量のMAを混入させた燃料,FBRの炉心燃料とは別に高濃度のMAを含むターゲットとして用いる燃料それぞれについて、両国で実施してきた製造,物性,照射及び再処理研究から導かれた結果と国際協力を含めて進行中,計画中の試験について幅広く紹介する。
小澤 正基; なし*
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 69 Pages, 2004/06
使用済み燃料中の希少元素FPの電解採取法による分離と、電解析出した電極のアルカリ水及び人工海水の電解における水素製造活性を論ずる。電解析出ではPd2+の添加により他元素イオンの析出が促進されること、新たにTcO4-の析出が促進されることを見出した。4元系元素(Pd, Ru, Rh, Re)を析出させたRMFP析出電極の触媒活性は増大し、RMFP-Ti電極はPt電極に代替できること、RMFP-Pt電極はPt電極の触媒活性を大幅に改善する。
難波 隆司; 船坂 英之; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
FBR実用化戦略調査研究フェーズIIの燃料サイクルシステム部分の中間取りまとめの概要を報告する。
山口 隆司; 周治 愛之; 植松 真一
Proceedings of ANS Topical Meeting on Advances in Nuclear Fuel Management II, 0 Pages, 1997/00
原子力発電の経済性を向上させるためには、高燃焼度化の達成が不可欠である。このためには、燃料中の核分裂性物質濃度を高める必要があるが、これにより燃焼却期の燃焼反応度が上昇してしまう。この対応策として、燃料中にカドリニウム(Gd)を添加することが有効な方策であり、既にウラン燃料では実用化されている。一方、プルトニウムを軽水炉で使用する計画が進められており、ここでも高燃焼度化の要求、プルトニウムの有効利用の観点から、MOX燃料中にGdを添加することが予想される。事業団では、デュプレックスタイプのMOX-Gd燃料を開発している。デュプレックスMOX-Gd燃料は、燃焼初期の燃焼反応を抑制するだけでなく、局所出力ピーチング係数とGdで添加しないMOX燃料とほぼ同等となるような設計も可能である。本発表では、「ふげん」にデュープレックスMOX-Gd燃料を用いた場合の核特性解析結果について報告する。
片野 好章; 西村 弘; 飯島 隆
Advances in Nuclear Fuel Management, 2, (2), 12-39 Pages,
「ふげん」は、MOX燃料の良好な利用実績・経験を有している。特にこれまでの「ふげん」一基でのMOX燃料の利用実績は、世界各国毎のプルサーマルにおけるMOX燃料の利用実績を上回っている。「ふげん」は,MOX燃料利用に係わる多くの経験と実績を積み重ねることにより、MOX燃料装荷に関する炉心管理手法、炉心管理コードの整備及び精度向上、MOX燃料の取扱い技術等ATRにおけるプルトニウム利用技術を確立し実証してきた。ATRでは、炉心管理上MOX燃料とウラン燃料を区別して使用する必要がなく、炉心への装荷割合についても柔軟性に富むというプルトニウムの利用上極めて有利な特徴を運転により確認してきた。また使用済MOX燃料については、サイト内での燃料検査及び照射後試験により燃料の健全性を確認するとともに、回収プルトニウム、回収ウラン等の燃料の多様化による有効利用や核燃料サイクルの完結を実証する場としての役割
