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小澤 隆之; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2036 - 2044, 2009/09
マイナーアクチニドのひとつであるアメリシウムはMOX燃料中でプルトニウムとともに径方向に再分布することが、照射後MOX燃料の照射後試験で確認されている。このようなアメリシウムやプルトニウムの再分布挙動をモデル化することは、MOX燃料の熱伝導度や融点といった熱物性に影響を及ぼすことから燃料設計上重要である。そこで、ここでは、固相内の熱拡散と気泡内の蒸気輸送を考慮した再分布モデルを開発し、常陽で行った2%Np-2%Am-MOX燃料の照射試験結果を用いて検証した。その結果、ここで開発したアメリシウム及びプルトニウムの再分布モデルによる径方向分布の計算値は、照射後試験結果として得られている実測値とよく一致する結果が得られることを確認した。
矢野 公彦; 中原 将海; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 中村 和仁*; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.143 - 150, 2009/09
The behaviors of impurities and applicability of sweating and melting-filtration operations to the purification for UNH crystal were investigated experimentally on a beaker and an engineering scale. With regard to behaviors of impurities, the conditions of cesium and barium precipitation were surveyed and it was clarified that there were most impurities on the outside of UNH single crystal and that they make no eutectoid with UNH. On the other hand, it is confirmed that sweating and melting-filtration operations were effective in principle by the experiment with uranium and simulated FP system. After that, its effects verified by beaker scale experiments with the system including plutonium and irradiated fuel. Additionally, engineering scale tests were carried out with a Kureha Crystal Purifier (KCP) type testing device to evaluate that its performance was suitable for UNH purification. This work was supported by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan (MEXT).
柴田 淳広; 鍛治 直也; 中原 将海; 矢野 公彦; 田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.151 - 157, 2009/09
原子力機構では、FBRサイクル実用化研究開発の一部として、三菱マテリアルと協力し、ウラン晶析プロセスの開発を実施している。このプロセスは、Uと他の元素の溶解度の差を利用しており、温度や酸濃度により制御可能である。溶解液中のUの大半は、溶解液の温度を下げることにより硝酸ウラニル結晶として回収される。本報では、U晶析プロセスと機器に関する研究開発状況について報告する。実溶解液を用いたビーカ規模の試験をCPFにて実施した。U晶析工程におけるFPの挙動について議論する予定である。また、工学規模の晶析装置を用いた、非定常事象評価試験を実施した。スクリュー回転数低下,結晶排出口閉塞及び母液排出口閉塞の各事象について、事象の進展及び事象検知手段を確認した。
加藤 正人; 瀬川 智臣; 武内 健太郎; 鹿志村 元明; 木原 義之
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2051 - 2058, 2009/09
原子力機構では、高速炉リサイクル技術(FaCTプロジェクト)の開発のために、マイナーアクチニド含有MOXの開発を進めている。その燃料は、最大5%のマイナーアクチニドを含有する低O/Mの均質燃料である。この燃料の製造技術を確立するために、原料粉末の熱特性と、酸化原料を用いたペレット調製及びO/M調製に関する研究を実施した。
北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫; 小泉 務; 倉田 正輝*; 矢作 昇*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1269 - 1273, 2009/09
原子力機構は、電力中央研究所と共同で金属電解法乾式再処理開発を東海CPFにおいて実施している。U試験を2002年から開始し、2008年までにMOX試験までを終了した。U試験では、UO
ペレットの還元,還元物の電解,電解析出物に付着する塩化物の蒸留分離と析出物のインゴット化を行い、99%の回収率でUを金属として回収した。PuOを用いた試験でも同様にPu金属をUとともに回収した。MOX試験では、Puの物質収支が
100%で維持されることを確認した。現在U-Pu-Zr合金の調整中であり、2009年以降は合金を用いた試験を継続する。
中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1690 - 1693, 2009/09
超臨界圧軽水炉の燃料集合体内の熱流動特性を把握するため、原子力機構では三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの機能の拡張を行っている。この一環として、本研究では、超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体について熱流動特性の解析を行った。解析対象は、燃料集合体を簡略模擬した19本バンドル集合体であり、(1)チャンネルボックスに接するサブチャンネル,(2) (1)に接するサブチャンネル,(3) (1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。チャンネルボックスの影響と、燃料棒表面温度の周方向依存性について得られた結果を示す。
近藤 賀計; 内田 直樹; 照沼 宏隆; 田中 康介; 大山 孝一; 桂井 清道; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.277 - 280, 2009/09
東海再処理工場(TRP)で、PWRとATRの使用済燃料を溶解後に溶解槽で採取されたスラッジのXRDによる組成分析を行った。分析結果からモリブデン酸ジルコニウムの生成が確認された。この結果は溶解工程において、MoとZrの化合物が沈殿することを示唆する。一方、モリブデン酸ジルコニウムの生成挙動を評価するため、MoとZrを含む模擬の化合物を使用したコールドビーカ試験により、MoとZr濃度変化の酸濃度依存性を確認した。低硝酸濃度の条件では生成する沈殿生成物の量は低下することが確認され、生成した沈殿生成物はモリブデン酸ジルコニウムと同定された。金属表面への付着量を検討するために、ステンレス鋼並びにチタンへのモリブデン酸ジルコニウムの付着量の温度依存性を調べた。付着量の材質による顕著な相違はみられず、いずれも約70
C付近に付着量のピークがあることを確認した。またモリブデン酸ジルコニウムの洗浄性を確認するために、NaOH, CHO
-HNO
並びにHO-HNOを洗浄試薬とした洗浄試験を実施した。いずれの試薬でも洗浄は可能であることが確認できた。
菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 大井川 宏之
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1782 - 1790, 2009/09
原子力機構では、商用原子炉から排出される使用済燃料に含まれるマイナーアクチノイド(MA)を核変換するため、熱出力800MW,鉛ビスマス(LBE)冷却型の加速器駆動未臨界システム(ADS)を検討している。本研究では、ADSの成立性に大きく影響を及ぼすMA核データの信頼性向上方策と、ビーム窓の構造成立性について検討を行った。ADSはMAを大量に装荷することから、通常の原子炉炉心に比べて、核設計時における核データ起因誤差が大きいと考えられる。本研究では、核データ起因誤差を定量的に示し、併せてMA装荷臨界実験を行った場合にこの誤差がどの程度改善するかを、炉定数調整法により示した。ビーム窓は非常に厳しい環境での使用が想定されていることから、ADSの成立性にかかわる重要な構成要素である。本検討では、陽子ビームによる発熱とLBEによる外圧を考慮した解析を行い、成立性の高い概念の検討を行った。併せて、LBEによる静的腐食試験の結果をもとに、ビーム窓の成立性について議論を行った。
棚井 憲治; 内藤 守正
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.796 - 805, 2009/09
The basic design flow for the Japanese reference Engineered Barrier System (EBS) and the associated disposal facility for high-level radioactive waste (HLW) was presented in the H12 report. This approach was appropriate to the boundary conditions at that time - defining a repository system that would allow feasibility of post-closure safety to be demonstrated for generic Japanese sites. Over the last decade such boundary conditions have changed dramatically as siting has now been initiated by an open call for volunteer communities to host this facility. The design process must now develop realistic and practical repository systems that can be tailored to specific locations and are described in sufficient detail that they can aid in the site selection process. Although it is clear that post-closure safety is a pre-requisite, for a real project this needs to be considered alongside other top level requirements - in particular the need to assure safety during construction and operation, to minimize environmental impact and to encourage public acceptance. Such concerns may lead to significant modifications of the repository appearance but, to the extent possible, emphasis should be placed on the well-established and demonstrably robust EBS components from H12. The most important of these is the buffer, which is considered in some detail in this paper.
佐本 寛孝; 木村 典道; 大谷 武久; 須貝 英司; 林 晋一郎
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.458 - 463, 2009/09
原子力機構は、再処理施設から回収される放射性クリプトンガスの安定貯蔵技術として、イオン注入法によりクリプトンガスを金属合金中へ固定化する技術を開発している。クリプトンガスの注入特性及び固定化した金属合金の特性については、これまでに実施したコールド試験により確認した。今回の報告では、東海再処理施設(TRP)に付属して設置されているクリプトン回収技術開発施設(KRF)において、再処理オフガスより液化蒸留法により回収した放射性クリプトンガスを固定化した実績及び固定化した金属合金のガス保持特性について報告する。
林 博和; 柴田 裕樹; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1166 - 1173, 2009/09
原子力機構は窒化物燃料を用いた加速器駆動システムによる長寿命のマイナーアクチノイドの核変換に関する研究開発を行っている。使用済燃料の再処理では、崩壊熱及び高速中性子放出が大きな使用済燃料を取扱い、高濃縮の
Nを回収する必要があるため、乾式再処理法が適していると考えられている。乾式再処理プロセスでは、溶融塩電解によって、プルトニウムとMAはLiCl-KCl共晶溶融塩中に溶解し、カドミウム陰極に選択的に回収される。われわれは溶融塩電解における電気化学的挙動や液体カドミウム陰極に回収されたアクチノイドの再窒化挙動を研究している。ここでは、窒化物燃料の乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究に関する最近の成果を報告する。内容はAmを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩試料における液体Cd電極又は固体金属電極反応測定から得られたAmの電気化学的挙動,窒化アメリシウム(AmN)の溶融塩電解挙動,液体Cd電極に回収したAmの再窒化挙動についてである。
田中 健哉; 石井 徹哉; 吉持 宏; 浅賀 健男
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2045 - 2050, 2009/09
高濃度Am含有MOX燃料をベースとするMAリサイクルのシステム評価の一部として、MAリサイクルに伴う高レベル廃棄物発生量の低減に基づき、処理・処分に対する経済的な効果を評価した。また、このMAリサイクルシステムの中核技術となる燃料製造プロセスの成立性評価のため、転造造粒及び押出し造粒の比較検討を行い、両者の高濃度Am燃料製造への適用可能性を示した。さらに、Amを高濃度含有することによる熱伝道度等の物性劣化を補償するためのUメタル粒子及びMo粉末の添加酸化物燃料評価としてUOを用いた先行焼結試験を行い、製造条件を把握するとともに、熱伝導度測定を行い、添加剤添加による熱伝導度の改善効果を確認した。
佐藤 匠; 岩井 孝; 荒井 康夫
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1278 - 1286, 2009/09
本研究では、窒化物燃料の乾式再処理技術開発に資するため、(U,Pu)Nの電解精製によって得られたU-Pu-Cd合金の再窒化試験を実施し、回収粉を原料として(U,Pu)Nペレットを調製した。Ag/AgCl参照電極に対して-0.60V-0.55Vの陽極電位で定電流電解を行った結果、U及びPuは液体Cd陰極中に回収された。得られたU-Pu-Cd合金を窒素気流中、700Cで10時間加熱することで、(U,Pu)Nに転換した。さらに、この(U,Pu)N粉末を原料として理論密度に対して約84%の(U,Pu)Nペレットを調製することに成功した。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 加藤 徹也*; 中島 邦久; 荒井 康夫
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1487 - 1495, 2009/09
「常陽」での照射試験を行うため、U-Pu-Zr合金燃料スラグを実験室規模の射出鋳造装置を用いて製造した。原料として用いたU-Pu合金は、U-Pu酸化物を電解還元することにより調製した。製品のU-Pu-Zrスラグは、先行試験結果及び米国EBR-IIでのドライバー燃料の仕様から定めたスペックをすべてクリアした。燃料スラグ中のアメリシウムとプルトニウムの比率は射出鋳造前の値に比較するとやや減少した。
栗田 勉; 加藤 良幸; 吉元 勝起; 鈴木 政浩; 木原 義之; 藤井 寛一
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.94 - 102, 2009/09
高度な混合酸化物燃料に関して、革新的なMOX粉末製造のために、マイクロ波脱硝に合うように特に設計された容器を、破砕、及び造粒に利用し、有機系潤滑剤や、工程間の粉末移送を使用しない新しい概念の製法を導入した。この概念を実現化させるために、2つの試みが試験された。(1)特別設計された3翼羽根は補助羽根と結合された。(2)ユニークな形状をした混合羽根は補助羽根と結合され、自動軌道の複合回転をする。造粒処理において、撹拌羽根は造粒の成長を促進させるが、補助羽根は過大な粒子を切ることで過度の成長を抑制させる。これらの造粒器は、添加剤として少量の水を使用する。その結果、純粋なWOモデル粉で顆粒の主な直径は、4001000ミクロン、流動性は8285が得られた。したがって、望ましい粉体物性と簡素な核物質製造の両方を満たし、運転効率改良とコスト低減の見通しが得られた。
駒 義和; 佐野 雄一; 森田 泰治; 朝倉 俊英
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1056 - 1060, 2009/09
使用済高速増殖炉燃料の再処理システムの一部として高酸性溶液からのアクチニド(III) (An(III))のクロマトグラフィー技術を研究している。クロマトグラフィー吸着材は多孔質シリカ支持体に溶媒抽出で用いる抽出剤を保持したものである。幾つかの抽出剤(CMPO, TODGA, HDEHP及びBTP)を2段階のフローシート(An(III)/ランタニド(Ln) (III)回収とAn(III)/Ln(III)分離)に用いることについて調べた。CMPOとTODGA吸着材は、Am, Cm及び核分裂生成物元素のクロマトグラムからAn(III)-Ln(III)回収の潜在的な候補であり、HDEHP及びBTP吸着材はAn(III)/Ln(III)分離のそれである。抽出剤を除去し再び保持した再生吸着材は元と同じ吸着特性を示した。
-dodecane for U(VI) separation伴 康俊; Burdet, F.*; Cames, B.*; Caniffi, B.*; Hill, C.*; 森田 泰治
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.266 - 271, 2009/09
ノルマルドデカンで約2mol/dm
(M)に希釈し、5M硝酸にて予備酸平衡を行ったN,N-di(2-ethylhexyl)butanamide, N,N-di(2-ethylhexyl)isobutanamide、及びN,N-di(2-ethylhexyl)dimethylpropanamideに対して、1040kGyを最大照射線量として
線照射を行った。放射線劣化生成物の同定、及び放射線劣化させた3種類のモノアミドによる模擬核分裂生成物(Sr, Ba, Mo, Zr, Ru, Rh, Pd、及びNd)並びにU(VI)の抽出試験をそれぞれ実施した。本研究で用いた3種類のモノアミドは線照射に対して実質的に安定であり、これらのモノアミド及びそれらの劣化生成物はPd以外の模擬核分裂生成物とU(VI)との抽出分離に悪影響を及ぼさなかった。Pdに対する分配比は照射線量の増加とともに上昇したが、照射線量が300kGy未満の条件ではPdの分配比は1未満であった。一段階抽出によるモノアミドのU(VI)に対する抽出容量は約0.5Mであり、この抽出容量は照射線量が増加してもほとんど減少しなかった。
森田 泰治; Kim, S.-Y.; 川田 善尚; 池田 泰久*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1081 - 1085, 2009/09
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。本システムは、Uを選択的に沈殿させる第1沈殿工程,濃縮工程,残りのU及びPuを共沈させる第2沈殿工程から成る。本研究では、高配位性・高疎水性沈殿剤であるN-1,2-ジメチルプロピル-2-ピロリドン(NDMProP), N-ネオペンチル-2-ピロリドン(NNpP)及びN-シクロヘキシル-2-ピロリドン(NCP)の第2沈殿工程への適用性検討のため、U(VI)-Pu(IV)混合溶液を用いて、Pu沈殿挙動を調べた。試験の結果、Pu沈殿率と生成した沈殿の物理的性状の点からNNpPが第2沈殿工程で用いる沈殿剤として最も適当であることがわかった。NNpPによるNp(IV, V, VI)の沈殿挙動の試験では、Np(VI)はU(VI)及びPu(IV)とともに定量的に共沈することが示された。U-Pu-模擬核分裂生成物の溶液による一連の工程の試験では、第1沈殿工程の後の濃縮工程が第2沈殿工程におけるPuの沈殿挙動に影響を与えていることが示唆された。
手塚 将志; 水井 宏之; 松嶌 聡; 中村 保之; 林 宏一; 佐野 一哉; 南光 隆; 森下 喜嗣
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2815 - 2821, 2009/09
「ふげん」は電気出力165MWの重水減速・沸騰軽水冷却・圧力管型原型炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区分して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに放射線遮蔽や粉じん抑制のために水中で行う原子炉本体の解体方法の検討状況を紹介する。
内山 軍蔵; 阿部 仁
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.304 - 308, 2009/09
原子力機構では再処理施設の抽出工程において想定される異常な過渡変化事象の安全解析コードとしてSAFEコードを開発している。本報では、抽出工程、特にPu精製サイクルについてPu濃度異常上昇事象の発生とさまざまな運転操作条件変動との関係をSAFEコードを用いて検討した結果について報告する。