Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
野村 茂雄; 河田 東海夫; 田中 和彦; 小島 久雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/10
CO2放出による環境問題及びエネルギー需要の問題を解決できるFBRに関し,PNCでは,先進的核燃料リサイクル技術開発として取り組んでいる。このシステムは,経済性等に優れた革新的MOX燃料製造とPurex法をベ-スとした湿式再処理から構成されている。本報告では,その開発の概要及び計画について述べる。本報告の中では,MAリサイクルを含んだR&Dについても述べるとともに,再処理と燃料製造を統合した先進施設の予備的検討結果及びそのコスト評価について示す。
掛樋 勲; 白井 信行; 波多野 守; 梶谷 幹男; 米澤 重晃; 高橋 克郎
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/10
将来のあるべき核燃料リサイクルの姿を研究するため、炉(FBR)と核燃料リサイクルを一体として、日本のPUREX再処理システムおよびペレット加工システムを脱却した先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究を行っている。この設計研究では、酸化物燃料を含めて、窒素物燃料、金属システムの構築と特徴を追求している。これらの研究成果について発表する。
小山 真一; 大塚 優子; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 梶谷 幹男; 三頭 聡明
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (Global'97), Vol.2, 0 Pages, 1997/10
動燃では、照射済MOX燃料中のAmとCmの化学分離を行うため、(v)価のビスマスによるAm(III)のAm(VI)への酸化と、リン酸ビスマスによるCm(III)の共沈による迅速な分離法を研究した。そして、酸化及び共沈の最適条件を用いることによって、高速実験炉「常陽」で照射したMOX燃料に含まれるAm分離のための新しいフローを策定した。開発した手法は、Pu及びCmが混入しないAmを得ると同時に燃焼によるAmの同位体変化を分析するため役立つものである。
小島 久雄; 遠藤 秀男; 篠田 佳彦; 紙谷 正仁
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/06
None
松村 達郎; 臼田 重和; 峯尾 英章; 西沢 市王; 竹下 功
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.835 - 839, 1997/00
NUCEFでは核燃料サイクルバックエンドに関する実験研究が行われ、TRUを含む廃棄物が発生する。この処理の過程で生じる二次廃棄物を低減化することは施設の管理上重要な課題である。不溶性タンニン吸着剤はC,H,Oしか含まないため容易に焼却でき、吸着した元素の酸化物しか残さないという優れた特徴を持つが、TRUの吸着データはほとんど存在しなかった。そこでトレーサ量のAm-241を含む硝酸溶液を用いてバッチ実験を行い分配係数K
[ml/g]を求めた結果、室温では硝酸濃度0.02MにおいてKが約4000であり、0.02-0.10Mではイオン交換的な挙動を示すことがわかった。また、平衡には3時間で到達した。この結果はAmを含む廃液の処理への適用の可能性を示しており、今後実験を継続してNUCEFにおける廃液処理に用いる計画である。本発表ではNUCEFのTRU廃棄物処理の特徴と本吸着剤の適用について述べる。
荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 鈴木 康文
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.664 - 669, 1997/00
一昨年ベルサイユで開催されたGlobal'97以降、原研で進められてきたアクチニド窒化物燃料の実験研究の成果を紹介するものである。燃料特性評価においては、U及びPu以外にNpを含む窒化物固溶体に着目し、それらの熱伝導度の温度依存性及び組成依存性を明らかにするとともに、高温質量分析法を用いて蒸発挙動を測定した。照射挙動解析では、JMTRにおいて燃焼度5.5%FIMAまで照射した燃料ピンの照射後試験結果から、その健全性を明らかにするとともに、FPガス放出やスエリング等について新たな情報を得た。また、乾式再処理への適用の分野では、新規に設置したグローブボックス内の溶融塩電解試験装置を用いて、今後の試験を進める上での基本となる、LiCl-KCl共晶塩中でのPu及びNpの電析挙動を調べた。
鈴木 康文; 荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.522 - 527, 1997/00
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を調べた。SUS316被覆の9本の燃料ピンをJRR-2及びJMTRでキャプセル照射し、線出力42-64kW/mで最高燃焼度は4.7%FIMAに達した。燃料ピンの破損は認められなかった。試験結果からFPガス放出は、燃焼度の他に開気孔率に依存することが確認されたほか、組織再編、FP及びアクチノイドの分布、機械的及び化学的相互作用について知見を得た。
秋江 拓志; 高野 秀機; 安濃田 良成; 室村 忠純
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1136 - 1141, 1997/00
余剰のプルトニウムの処分のために、ジルコニア(ZrO
)あるいはトリア(ThO)をベースとする岩石型酸化物燃料(ROX燃料)の研究を進めている。安全解析の結果からジルコニア型ROX(Zr-ROX)燃料炉心のドップラー反応度係数と出力ピーキングを改善する必要があることがわかったので、Zr-ROX燃料にUOとErO
を添加し、さらにGdOの添加割合を減らした。その結果プルトニウム燃焼性能は多少落ちるものの、MOX燃料炉心よりははるかに良い。このようなROX燃料炉心の制御は、
B濃縮B
C制御棒によって十分行えることもわかった。
藤本 望; 山下 清信
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.957 - 962, 1997/00
ペブルベッド型高温ガス炉を用いた原子炉級プルトニウムの燃焼の可能性について検討した。解析はVSOPコードで行い、燃料球に装荷するPu量を変化させその特性を評価した。その結果、燃料球あたり0.08gから1.5gのPuを装荷できることがわかった。温度係数については、温度が高いほど、またPu装荷量が多いほど温度係数が負になること、燃焼が進むほど温度係数が正になることがわかった。これは、主に熱中性子スペクトルが変化し、
Xeの中性子吸収が変化することが原因である。燃焼期間中の温度係数が負であるよう燃料の燃焼度を定めると400GWd/t程度となり、年あたり30%程度、サイクルあたり40%程度のPu消滅率となることがわかった。また、MOX燃料のLWRと比較すると、単位出力・年あたりの消滅量では非常に優位であり、高温ガス炉による原子炉級Pu消滅の有効性が明らかとなった。
羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫; 滝塚 貴和; 向山 武彦; 小川 徹
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1291 - 1294, 1997/00
ヘリウム冷却型消滅処理専焼炉の燃料要素は直径約1.5mmのTRU燃料粒子を充填したラジアルフロー型充填層構造である。充填層内の局部的な温度上昇を防ぎ燃料粒子の健全性を確保するためには、燃料要素内の冷却材流量配分を均一化する必要がある。そこで、模擬燃料粒子としてアルミナ粒子を充填した模擬燃料要素を用いて、常温の空気を0.02m
/s(燃料要素入口での流速は140m/s)で流入させたときの燃料要素からの吹き出し流速分布をピトー管を用いて測定した。その結果、燃料要素上部と下部で流出速度が大きく、中間部からの流出速度は非常に小さいことがわかった。このような燃料要素内の流量配分を多数のT型枝管が連結された配管群でモデル化し解析した結果、実験データとほぼ同じ傾向の流量配分が得られた。このことにより、T型枝管モデルを用いて燃料要素内の流量配分をシミュレートできる見通しを得、今後、改良を加えて最適な燃料要素構造を決定することとした。
辻本 和文; 滝塚 貴和; 佐々 敏信
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.435 - 439, 1997/00
日本原子力研究所では、加速器駆動型消滅処理システムの概念設計を進めており、炉心は大強度の陽子加速器から供給される高エネルギー陽子により駆動される。炉心の核特性解析を行うには、GeVオーダーの荷電粒子の輸送が必要であり、従来の核設計コードだけでは不十分となる。加速器駆動型炉の核特性解析のために、炉心設計コードATRAS(Accelerator-driven Transmutation Reactor Analysis Code System)を開発した。ATRASでは、解析的な輸送計算コードの採用、非等方中性子源を用いた炉心燃焼解析など、より炉心特性解析に重点を置いて開発を行った。ATRASを用いることで、陽子ビームにより生成される非等方中性子源を用いた、総合的な炉心解析を行うことができる。また、概念設計では、タングステンディスクターゲットとTRU窒化物燃料を用いたシステム及び鉛塩化物溶融塩燃料を用いたシステムについて、ATRASコードシステムを用いた炉心解析結果を紹介する。
滝塚 貴和; 佐々 敏信; 辻本 和文; 水本 元治
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.422 - 427, 1997/00
中性子科学研究計画のもとで、大強度陽子加速器を利用した消滅処理実験施設及び基礎科学研究施設の構想を検討している。加速器駆動消滅処理実験システムは、多層板型のタングステンターゲット及び酸化ウラン未臨界炉心から成り、2.3MW出力のビームで30MWの熱出力を発生する。この実験により、加速器駆動システムの技術的成立性とMA消滅処理性能を実証する。また、ターゲット及びビーム入射窓の技術実証のため出力ターゲット実験を行う。
佐藤 治; 下田 誠*; 立松 研二
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.963 - 968, 1997/00
MARKALモデルを用いて、日本の2050年までの長期エネルギー需給分析を行い、原子力利用による二酸化炭素の排出削減ポテンシャルを検討した。分析においては、エネルギー需要と燃料価格の長期動向、一次エネルギー源の利用可能量、及び今後の技術進歩による各種新エネルギー技術の導入を想定した。分析の結果、(1)2000年以降原子力投資を行わない場合には、自然エネルギーを最大限導入しても化石燃料消費が増加すること、(2)原子力発電の拡大によって化石燃料消費を抑制し、二酸化炭素の排出量を大幅に制限できること、(3)さらに原子力熱利用を行うことによって、排出量を1990年水準以下に削減できること、(4)原子力利用の拡大で、二酸化炭素の排出削減費用を半分以下に低減できることなどが明らかになった。
水本 元治; 草野 譲一; 長谷川 和男; 大内 伸夫; 小栗 英知; 金正 倫計; 戸内 豊*; 本田 陽一郎*; 椋木 健*; 伊野 浩史*; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1402 - 1407, 1997/00
原研では核破砕中性子源を用いた消滅処理の工学的研究や、基礎科学の推進を目的として中性子科学研究計画を提案している。この計画では、加速エネルギー1.5GeV、加速電流値最大5.33mAの大強度陽子加速器の開発が必要とされる。現在、加速器の入射部を構成する、高輝度負イオン源、高周波四重極リニアック(RFQ)、ドリフトチューブリニアック(DTL)、高周波源等の要素技術開発を実施すると共に、高エネルギー加速部を構成する超伝導加速空胴についての単セル空胴の試作試験を進めている。超伝導空胴試験では陽子用の超伝導空胴としては世界的にも優れた性能を達成した。本発表ではこれらの技術開発の成果と加速器の基本構成、システム検討等の結果を報告する。
杉野 和輝; 大木 繁夫; Jacqmin, R.*; Soule, R.*; Bosq, J. C.*
GLOBAL'97, 0 Pages, 1997/00
CIRANOプログラムの研究成果は、Puバーナーに関する炉物理研究のデータベース構築に非常に有益であり、CAPRA炉設計の詳細化、特に安全設計の高度化に資することが出来る。そして、CIRANOプログラムにおいて本発 表対象であるMASURCA臨界実験装置を用いた実験は、ブランケット燃料を反射体で置換した効果や様々な組成のPuの炉心装荷に対する影響の調査を目的としており、解析対象として非常に有益なものである。本発表では、CIRANOプログラムにおけるMASURCA臨界実験装置を用いて行われた各炉物理実験について、CEAの各特性解析システムであるJEF2/ECCO/ERANOS、及びPNCの解析システムJENDL-3.2/TRITACを用いて解析を行うことにより、それぞれの解析のシステムの検証、相互比較を行った結果について報告する。
河田 東海夫; 小島 久雄; 田中 和彦; 野村 茂雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
CO2問題や今後のエネルギ-重要増大への解決策として、動燃はFBRを中心としたリサイクルシステムを確立すべく、現行MOX技術を基盤とした「先進的核燃料リサイクル」計画を提案してきている。この提案に基づき、現行技術の高度化、革新技術の導入、さらにはMAリサイクルの可能性も考慮しつつ、L資源の最大利用、廃棄物の最少廃棄を目指した技術開発に着手した。また、新型燃料や乾式再処理等の技術についてもその可能性を追求する計画である。本技術開発は、国内外の研究機関と協力しつつ進めていく計画である。
J.H.Bottch*; M.Inoue*; J.D.B.Lamb*; L.A.Neimar*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 1086- Pages, 1997/00
PNC/DOE共同研究としてEBR:IIにおいて実施してきた高速炉MOX燃料の運転信頼性試験の成果を中心に,MOX燃料のすぐれた炉心特性について紹介する。窒化物燃料,金属燃料と比較した性能評価がGLOBAL97では予定されているので本論文はMOX燃料について15年間に至る過渡時および破損時挙動をトピックス的に示す。(尚,本アブストラクトは,エントク用であり採用後論文提出)
佐々木 聡; 和田 幸男; 冨安 博*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), p.1484 - 1489, 1997/00
本報告は、硝酸溶液中でのアクチニド元素の光溶液化学に関する基礎研究の成果から、硝酸溶液中のプルトニウムとネプツニウムの光化学的原子価調整とそれに引き続く溶媒抽出分離、共抽出及び溶媒からの逆抽出分離について、アクチニドの分離技術の観点からとりまとめたものである。さらにその反応メカニズムの解析から得た、光励起硝酸イオン性の効果及び溶液中での光原子価調整の原理について述べている。
小田 好博; 船坂 英之
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
相対論的CV-X
分子軌道法を用いて、[UO2(NO3)2(TBPO)2],[UO2(NO3)2(TBP)2],[UO2(NO3)2(TEP)2,[UO2(NO3)2(TMP)2]及び[UO2(NO3)2(II2O2)]の電子状態を計算した。その結果、計算による各配位子の配座側の酸素原子の有効電荷の大きさが、実験的は配位子の置換能力の大きさに一致することを明らかにした。また、各配位子と中心のウラン原子との間の結合の強さも同様な大きさを示すことが分かった。これらの違いは、配座側の酸素原子が集める電荷の量に依存しており、集められる電荷の量はアルキル基の大きさと、アルキル基とリン原子を繁いでいる酸素原子の有無によって変化することも明らかにした。
青嶋 厚; 山内 孝道; 市村 敏夫*; 鹿倉 栄; 河田 東海夫; 田中 和彦*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃事業団では、平成7年1月より東海事業所においてRETF(Recycle Equipment Test Facility)の建設工事を進めている。RETFは、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」の使用済燃料を用いて工学規模で高速炉燃料再処理用の新型機器やプロセスの試験を行うことを目的とした試験施設である。なお、RETFで試験を行う新型機器としては解体試験機・せん断試験機、溶解試験機、清澄試験機、抽出試験機等がある。本報告においては、RETF計画についてその概要を述べる。