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廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2020-030, 55 Pages, 2020/12
JAEA-Review-2020-030.pdf:2.76MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取り出しを容易にするゲル状充填材の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究ではデブリ取り出し時のダスト拡散抑制のため、チキソトロピーを示すゲル状物質をデブリ上に塗布することを提案する。粘度、透視度などの物性評価、照射試験の結果に基づき、ヘクトライト系粘土鉱物-ホウ砂複合ゲルを選定した。このゲルを用いた模擬切削試験において、切削紛の拡散抑制が確認された。本手法の適用により、切削時のダスト拡散を抑制できると考えられる。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。
山路 哲史*; 山崎 大輝*; 岡田 知也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
現行のBWR9
9型燃料においてジルカロイ被覆管をFeCrAl-ODS鋼被覆管(経済産業省の研究開発プロジェクトで開発中の一種の酸化物分散強化型鋼)に置き換えた時の事故耐性燃料性能の特徴について、燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を用いて評価した。特に、燃料温度、核分裂ガス放出、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に及ぼす、クリープひずみ速度やODS被覆管の肉厚の影響について調査した。
小林 卓也; Lee, S.; 茅野 政道
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.171 - 179, 2002/02
被引用回数：3 パーセンタイル：23.39(Nuclear Science & Technology)下北半島沖に放出される放射性核種の海洋中拡散を予測する3次元モデルシステムを開発した。本システムは海流を予測するPrinceton Ocean Model(POM)と海洋中における放射性物質の拡散を予測するランダムウォークモデルを結合して用いる。再処理プラントが建設中の下北沖における観測値(海流,水温,塩分濃度)を用いてモデルの妥当性検証を実施した。シミュレーション結果より以下のことがわかった。(1)風及び津軽海峡から対象海域に流入する津軽暖流は下北沖の流動構造に大きな影響を及ぼす。(2)POMは仮想的な海洋学データを用いることにより津軽暖流の季節変動を再現することが可能である。計算により沿岸モード(冬~春)、渦モード(夏~秋)の再現計算に成功した。
大道 敏彦
JAERI-Review 96-008, 13 Pages, 1996/07
JAERI-Review-96-008.pdf:0.92MB
岩石型燃料を構成している安定化ZrO
、AlO
及びMgAlO
の燃料の炉内寿命中における中性子及び核分裂片による損傷を過去の文献を基に評価した。中性子照射ではAlOは若干のスエリングを起すが、耐損傷性に優れたZrO並びにMgAlOと同様に結晶の安定性は保たれる。核分裂片による損傷では、AlOは燃料の低い温度領域で非晶質化し、大きなスエリングが起こり、MgAlOでも非晶質化によるかなりのスエリングの可能性がある。これに対してZrOは構造安定性が維持される。燃料ふるまいに負の影響をもつ可能性がある非晶質部分の体積を少なくするためには、プルトニウムを含むZrOの大きな径の粒子をマトリックスであるAlOとMgAlO中に分散することが効果的であることを示し、このような燃料ペレットのスエリングと熱伝導度を定性的に評価した。
更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10
JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB
燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・USiで、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではUSi燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・USi以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・USiで、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。
V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; S.H.Kim*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見
ORNL/TM-12956, 0, 117 Pages, 1995/06
アルミニウムを被覆材及び燃料ミート部の母材として使用しているシリサイド燃料をはじめとするウラン・アルミニウム板状燃料の、出力暴走条件下における微粒子化について、燃料板の歪み速度並びにウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応のモデル化を行い、機械的エネルギーの発生を伴う微粒子化に至る発熱量しきい値に関する解析を行うとともに、NSRR実験及びTREAT実験の結果との比較を通じて、解析モデルの検証を行った。解析結果は、歪み速度の急昇に伴って微粒子化の発生に至ること、並びに微粒子化の開始がアルミニウムの蒸発開始に一致することを示している。更に、ウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応による発熱の寄与が微粒子化の発生に至る発熱量しきい値に著しい影響を与えることが明らかとなった。
二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也
Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600
C~1100Cまで100C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。
黒沢 正義; 鳥居 義也
JAERI-M 86-052, 56 Pages, 1986/03
JRR-2は熱出力10MWの重水減速・重水冷却の研究用原子炉である。燃料は93%濃縮ウラン・アルミニウム合金を用いている。JRR-2では、濃縮度低減化計画に基づき、燃料の濃縮度を93%から45%に変更する計画を進めている。この計画遂行の基本方針は、大幅な計画変更なしに原子炉の従来の性能を維持する事である.今回、この45%濃縮ウラン・アルミニウム分散型合金燃料を用いた炉心の核設計計算を行った。その結果、反応度、中性子束及び燃焼特性等の炉心特性の大幅な低下を引き起こさずに濃縮度の低減が達成できる事が示された。本報告はこれらの結果を纏めたものである。
金子 義彦; 秋濃 藤義
日本原子力学会誌, 21(11), p.876 - 890, 1979/00
被引用回数：1SHEにおいては、種々の格子形状および燃料濃度を有する20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心を構成して臨界実験を進めて来た。この論文では、実験炉をはじめとする黒鉛減速高温ガス炉の炉心核設計の精度評価に有用な炉物理実験データを系統的にまとめた。炉物理実験データは臨界質量、動特性パラメータ、実験用制御棒の反応度価値ならびに実験用制御棒が中途挿入された炉心の中性子束分布よりなっている。また、格子を均質化して中性子の挙動を記述する均質化円柱モデルにより核データファイルENDF/B-111を使って実験解析を行った。このモデルに基づく群定数及び計算手法は均質装荷炉心に対してはかなり良い精度で実験値を予測しうるが、非均質炉心及び実験炉の模擬炉心の一部の炉物理量に対しては予測精度が若干低下することが認められた。この結果、分散型燃料を使用する黒鉛減速格子体系では、均質性が高いが、同時に半均質特性の評価が不可欠であることが指摘された。
泉 幸男; 松井 智明; 池沢 芳夫; 田辺 勇美*
保健物理, 13(4), p.295 - 299, 1978/00
原子炉燃料の照射後試験、特に燃料切断におけるFPの飛散度と各捕集機の捕集効率は、作業環境の安全解析に必要である。天然金属ウラン燃料体4本、のべ8回の切断試験において調査を行なった。飛散度は、揮発性の挙動を示した
Sbは410
、粒子状の
Csは410、
Ce-Prは310でそれぞれ約1桁の差があった。一方、Cs,Ce-Prに対するHE-40の捕集効率は100%であったが、Sbに対してはHE-40はわずか数%、CP-20に85~88%を示した。以上のように燃料試験施設においては、活性炭捕集材の必要性と揮発性Sbの飛散に対しより注目すべきことがわかった。
