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田崎 雄大
核燃料, (56), P. 5, 2021/05
混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO
粉末とPuO粉末を混合して製造されるため、ペレットの微細組織は主にPu含有率について大なり小なり非均質になる。原子力機構が開発している燃料挙動解析コードFEMAXI-8の従来の(核分裂生成物)FPガス放出モデルでは、ある位置の燃料ペレットを1種類の結晶粒とその粒界で代表させているため、そのままではPu含有率等が一様でないMOX燃料ペレットの微細組織を均質と仮定しなければならず、非均質性が及ぼす粒内FPガスの拡散と粒界への移行、また粒界FPガスの自由空間への移行の効果を弁別することができなかった。そこで、MOX燃料ペレットの微細組織のうち、塊状の高Pu富化度領域(いわゆるPuスポット)とそれ以外の中間的なPu富化度を有する領域について、独立に結晶粒と粒界を模擬することで、それぞれのFPガス移行挙動を陽に評価可能なモデルを開発した。このモデルを備えたFEMAXI-8コードを用いて、ノルウェーのハルデン炉で行われたMOX燃料の照射試験(IFA-626)を解析したところ、同照射試験では、燃料微細組織の非均質性に違いのある2種のMOX燃料の内、非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が大きいという実験結果が得られていたが、今回のモデルはこのような傾向を再現しており、MOX燃料のFPガス放出挙動予測に対する有効性を確認することができた。
垣内 一雄
核燃料, (55-1), p.25 - 30, 2019/12
本報は、2019年7月10
12日に宮城県松島町で開催した、第31回核燃料部会夏期セミナーの概要について述べたものである。
垣内 一雄
核燃料, (55-1), p.21 - 24, 2019/12
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2019年10月28-29日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2019の概要について述べたものである。
成川 隆文
核燃料, (54-2), P. 3, 2019/07
「ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界に関する不確かさ定量化及び低減手法の開発」が評価され、日本原子力学会の第7回核燃料部会賞(奨励賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。
谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹
核燃料, (54-1), p.16 - 19, 2019/03
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2018年10月30-31日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2018の概要について述べたものである。
高野 公秀
我が国将来世代のエネルギーを担う核燃料サイクル; 脱炭素社会のエネルギー安全保障; NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.163 - 167, 2019/03
本解説記事は、「我が国の核燃料サイクル現状と将来展望」の大テーマのもと、マイナーアクチノイド(MA)核変換のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発の現状と今後の方向性について解説したものである。原子力機構におけるMA含有窒化物燃料の製造、物性データ取得・ふるまい解析、乾式再処理の研究成果概要と、窒素15同位体濃縮技術の検討状況についてとりまとめた。
森下 喜嗣; 柳澤 務*
我が国将来世代のエネルギーを担う核燃料サイクル; 脱炭素社会のエネルギー安全保障; NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.119 - 126, 2019/03
新型転換炉原型炉ふげんの開発が始まった経緯や、自主技術としての新型転換炉の開発への取組みやその成果、また核燃料サイクル確立に向けたふげんの役割や貢献などについて述べる。
成川 隆文
核燃料, (53-2), P. 5, 2018/08
日本原子力学会2017年秋の大会における発表「非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価」が評価され、同学会の平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。
三輪 周平
核燃料, (50-2), p.19 - 20, 2015/06
2014年10月からの1年間、仏国CEAカダラッシュ研究所に駐在した。この駐在では、シビアアクシデント時における破損燃料からの核分裂生成物放出挙動に関するCEAとの研究協力を通じて、有意義で充実した研究活動を送ることができ、海外専門家との人的ネットワークを広げることができた。
玉置 等史
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 3 Pages, 2014/12
改正原子炉等規制法では、設計基準事故より厳しい条件で発生する事故を「重大事故」と定義し、重大事故への対策は、発電用原子炉施設のみを対象とするのではなく、再処理施設や加工施設等にも適用される。本報は、テキスト「核燃料サイクル」の「1-5 重大事故への対策」として、再処理施設及び加工施設での新規制体系における重大事故への対策の考え方等について概説する。
畑中 耕一郎; 柴田 雅博
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 6 Pages, 2014/06
直接処分の対象となる使用済燃料の特徴を整理するとともに、直接処分に関する諸外国の状況を概観し、全体計画を踏まえたわが国での直接処分に関する研究開発の取り組みの現状について解説する。
武内 健太郎
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 4 Pages, 2013/02
高速炉用燃料及びガス炉用燃料について、燃料の特徴、製造・加工方法及び技術開発の今後の方向性についてテキストとしてまとめた。
湊 和生
核燃料, (48-1), p.27 - 30, 2012/12
原子力機構は、平成24年4月1日から、原子力科学研究所(原科研),核燃料サイクル工学研究所(核サ研)、及び大洗研究開発センター(大洗研)に、それぞれ福島技術開発特別チームを設置し、福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発・技術開発を福島技術開発特別チームの下で一体的に実施している。原科研福島技術開発特別チームでは、使用済燃料プール燃料取り出しにかかわる研究開発、燃料デブリ取り出し準備にかかわる研究開発、及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる研究開発において、個別プロジェクトにかかわる研究開発・技術開発に取り組んでいる。核燃料関連の研究開発、技術開発は、おもに事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握、模擬デブリを用いた特性の把握において実施している。
天本 一平
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 10 Pages, 2012/12
核燃料サイクルのうち、「世界のウラン資源とわが国のウラン調達」、及び「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」についての解説を行っている。すなわち、「世界のウラン資源と我が国のウラン調達」は、まず、資源としてのウラン、及びその開発の進め方について説明し、次にウラン資源を供給源別に分類する方法を記している。さらに、世界のウラン分布状態、各国のウラン鉱床、各国のウラン生産状況、及びウラン価格を示し、最後に今後の展開について述べている。「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」については、ウラン探鉱の技術的な流れ、ウラン採鉱の技術的分類と採掘法、及びウラン製錬について、ウラン鉱石の処理から中間製品である四フッ化ウラン製造に至るまでのプロセスについて、概説している。
勝山 幸三
核燃料, (43-1), p.7 - 13, 2007/10
平成18年11月27日平成18年12月1日にかけてIAEAが主催するTechnical Meeting on Hot Cell Post-Irradiation Examination Techniques and Poolside Inspection of Water Reactor Fuel Assemblies(水炉燃料にかかわるホットセルPIEとプールサイト検査技術)がアルゼンチンの首都ブエノスアイレスで開催された。本報では、本会議の概要や各国の報告から得られた知見、さらにはアルゼンチンにおける原子力事情等について報告する。
梅田 幹
日本原子力学会核燃料部会ホームページ(インターネット), 2 Pages, 2007/06
日本原子力研究開発機構は、5月16日,17日の両日、原子力科学研究所内先端基礎研究交流棟において、「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2007」を開催した。本会議には、日本国内及び欧米,韓国などの海外(13か国)の電力,燃料メーカー,研究機関から約100名の専門家が参加した。米国原子力規制委員会(USNRC)からは反応度事故(RIA)基準に関する見解について、経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)からはハルデン・プロジェクトにおける冷却材喪失事故(LOCA)実験について発表が行われた。原子力機構からは、欧州で照射した高燃焼度燃料を用いたRIA模擬実験の最近の結果と研究成果について発表するとともに、事故時燃料挙動解析コードRANNSを用いた解析結果などを示した。また、改良被覆管を備えた高燃焼度燃料を対象としたLOCA模擬実験の結果を発表した。このほか、照射による結晶格子歪み(新クロスオーバー研究の成果),シビアアクシデント時の燃料からの放射性核種放出挙動(VEGA計画の成果),JMTRにおける燃料照射試験計画と装置開発についての発表を行った。
佐藤 勇
核燃料, (42-2), p.42_2_13 - 42_2_16, 2007/02
原子炉事故時において破損炉心から環境への放出される放射性核種の種類と量(ソースタームと称する)を評価することは安全研究の中でのシビアアクシデントに関する研究として非常に重要である。融点を超えるような高温における高速炉燃料に関するソースタームの実験的データは非常に乏しい。そこで高速実験炉「常陽」で照射された燃料に対して加熱試験及びFP放出挙動分析・評価を実施した。酸化物燃料に関しては、揮発性FPであるCs放出速度の時間変化結果から、拡散と蒸発の律則寄与の考慮のうえに放出速度を評価すべきであることを提唱した。窒化物燃料における試験では酸化物燃料の場合とソースタームが異なる点を熱化学的考察により解釈し、試験雰囲気の酸素分圧が両者において差があったことを指摘している。したがって、実際の高速炉の炉心破損を伴うような事故時には冷却材であるNaの還元効果を考慮したうえで評価すべきであることを提唱している。
佐藤 勇
日本原子力学会核燃料部会第21回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 20 Pages, 2006/07
原子炉事故時に環境へ放出される放射性物質のソースタームの評価は、安全研究として非常に重要であり、精度良い評価が必要である。特に高速炉における安全性評価に必要な融点を超える高温及び高速昇温を行った実験データはなく、軽水炉の知見をもとに保守的な仮定を用いた評価を行ってきた。しかし、高速炉安全性評価の精度向上,合理的なプラント設計の観点からFPの放出移行挙動を照射済燃料中のFP挙動に基づいて評価することが必要であり、特にFP放出移行プロセスの初期事象である燃料からのFP放出挙動を評価することが重要な課題である。高速炉燃料からのFP放出現象の実験データを取得するためFP放出挙動試験装置を開発し混合酸化物燃料(MOX)及び混合窒化物燃料に関する独創的な実験的研究を行い、モデル開発を含めた顕著な成果を挙げている。また、高いFP閉じ込め性能及び高熱伝導度等の良好な熱物性を有する窒化物燃料に対するFP放出挙動に関して、分子軌道法による基礎的な物性評価とともに照射済混合窒化物燃料における同様の試験を行い、ソースターム評価のほか、再臨界事象時のシナリオに影響を与えるスエリング挙動に関する知見を得ている。
中園 祥央
核燃料, (41-2), p.41_2_60 - 41_2_61, 2006/01
日本原子力研究開発機構においてプルトニウムを使用した実験を行っている職場環境について、日本原子力学会核燃料部会報の「会員の声」に紹介する
沢 和弘
日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 18 Pages, 2005/07
原研がHTTRプロジェクトとして進めてきた高温ガス炉燃料開発の成果と、今後の研究計画について紹介する。
