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横山 佳祐; 上羽 智之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(10), p.1219 - 1227, 2023/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高速炉で中燃焼度まで照射された中実・中空MOX燃料ピンの照射挙動解析を行った。照射後試験において、中空燃料ピンでは、Cs濃度の局所的な増加がMOX燃料カラムと上下ブランケットペレットの境界部近傍において確認された。一方、中実燃料ピンでは、被覆管外径の増加がMOX燃料カラム全域にかけて大きくなっていること、中空燃料ピンではこの外径増加が抑制されていることが確認された。計算コードによる解析の結果、Cs濃度の局所的な増加は、中空MOX燃料の外表面温度が中実燃料の外表面温度よりも高く、MOX燃料カラムからブランケット部へのCs軸方向移動が促進されたため生じたと評価された。また、中空MOX燃料における外径増加の抑制は、照射初期に燃料中心部への照射クリープ変形が生じることによると評価された。以上より、中空MOX燃料ピンは燃料被覆管の外径増加を抑制する効果があるが、Csの軸方向移動を促進することがわかった。
生澤 佳久; 長山 政博*
JAEA-Data/Code 2023-006, 24 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-006.pdf:1.42MB
超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR)や、低減速炉(Reduced Moderation Water Reactor、RMWR)において、水冷却環境下でステンレス鋼製被覆管や高Pu含有混合酸化物(Mixed Oxide、MOX)燃料を採用した炉心燃料の検討がなされている。このような炉心燃料概念の研究開発に資するため、高速実験炉「常陽」で照射された高速炉MOX燃料の照射後試験結果に基づき、挙動解析コードFEMAXI-8の解析機能について検証を行った。FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた挙動解析コードで、最新バージョンのものである。この最新バージョンでは、事故耐性燃料等の改良型燃料についても取り扱うことが出来るようステンレス製被覆管の物性モデルも選択できるように改良・開発されている。本報告書の目的は、軽水炉よりも高出力、高燃焼度で照射され且つ高Pu含有MOX燃料、ステンレス鋼製被覆管を採用した高速炉MOX燃料を検証データとして加え解析機能を確認することで、現在研究開発が進められている新型の炉心燃料の照射挙動に対するFEMAXI-8の予測精度を確認することである。検証の結果、軽水炉のPu含有率、照射条件を超え、ステンレス鋼製被覆管を採用したナトリウム冷却型高速炉MOX燃料の照射挙動に対しても、顕著な組織変化が生じない範囲であればFEMAXI-8は十分な解析精度を有していることを確認した。今後、MOX燃料熱伝導度のO/M比依存性や、高温時の照射挙動評価モデルを採用することで、FEMAXI-8の解析精度の向上を図ることが出来ると考えられる。
川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.
JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。
, ThO, UO, PuO, and (U, Pu)O加藤 正人; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.
Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 1, p.1081473_1 - 1081473_10, 2023/01
This study evaluates oxygen self-diffusion and chemical diffusion coefficients of fluorite-type oxides CeO, ThO, UO, PuO, and (U, Pu) O using point defect concentration, oxygen vacancies, and interstitial oxygen. The self-diffusion coefficient changed in proportion to the 1/n power of oxygen partial pressure, which is similar to the oxygen partial pressure dependence of the defect concentration. All parameters used to represent the diffusion coefficients were determined, and the experimental data were accurately stated. The chemical diffusion coefficient was much higher at O/M = 2.00 than in low O/M oxides. In the reduction process, the chemical diffusion control rate was dominant, and a new phase with O/M = 2.00 was formed, and it expanded from the surface in the oxidation process from a low O/M ratio to O/M = 2.00.
加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.
Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10
プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。
小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Novascone, S.*; Medvedev, P.*
Journal of Nuclear Materials, 553, p.153038_1 - 153038_16, 2021/09
被引用回数：4 パーセンタイル：56.94(Materials Science, Multidisciplinary)MA含有MOX燃料の照射挙動は燃料組成に依存し、照射初期における燃料組織変化挙動に係るポア移動に及ぼすO/M依存性を評価するため、米国INLと共同でBISONコードをMOX燃料挙動解析に適用するよう、燃料組成に応じた蒸気種毎の蒸気圧やMOX燃料熱伝導度を考慮するポア移動モデルの開発・整備を行った。本コードを用い、常陽でのMA含有MOX燃料の照射試験で観察された燃料組織変化のO/M依存性について2次元解析を行った。常陽での照射試験では、それぞれ異なるO/M比とペレット/被覆管ギャップ幅を有する4本の燃料ピンを照射した。これらのうちO/M=2.00のMA含有MOX燃料で顕著な燃料組織変化がPIEで観察され、この挙動は蒸気圧に及ぼすO/M比の影響を考慮することで評価することができた。また、ペレットが偏心した場合に中心空孔形成の偏りが発生することが考えられるが、PIEで観察された中心空孔の形成はペレット偏心方向と矛盾していることがペレット横断面の2次元解析で明らかとなった。
辻村 憲雄; 山崎 巧; 高田 千恵
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.40 - 44, 2021/01
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)At JAEA MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the ICRP-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers' records analyzed, two workers' annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.
田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。
生澤 佳久; 廣岡 瞬; 宇埜 正美*
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.321 - 327, 2020/05
放射性廃棄物削減の観点からMA-MOX燃料の研究開発が進められている。MA-MOX燃料の開発には、MA添加が照射挙動に及ぼす影響を明らかにすることが不可欠である。AmのMOXへの添加は、燃料温度を評価する上で重要な物性である蒸気圧および熱伝導率に影響を与える。これは、蒸気圧が燃料の再構成に影響を与え、熱伝導率が燃料温度分布に影響を与えるためである。本研究では、これらの物性に着目し、照射挙動解析コードを用いてAmによる照射中の燃料温度への影響を評価した。Am含量率の増加は、熱伝導率を低下させ、酸化物燃料の酸素ポテンシャルを増加させる。Am含量率の増加により、蒸気圧が増加するため、ポア移動速度が速まり、中心空孔径が拡大する。その結果、中心空孔の形成後においては、Am含有が燃料中心温度に及ぼす影響は軽度であった。また、アルファ崩壊による自己照射は、熱伝導率に影響を与えることが知られている。Amは典型的なアルファ放射性核であるため、Am-MOXの燃料温度を評価するためには、自己照射が熱伝導率に及ぼす影響を考慮する必要があり、その影響を評価した。自己照射によって熱伝導率が低下し、Am含有量が増加すると熱伝導率の低下率が加速されるが、温度上昇に伴って回復する。そのため、自己照射による熱伝導率の低下が燃料中心温度に与える影響はわずかであることが分かった。これらの結果は、従来のMOX燃料と同じ条件下でAm-MOX燃料を照射できることを示唆している。
石井 克典; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 鈴木 政浩
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 5 Pages, 2019/05
原子力機構は簡素化ペレット法MOX燃料製造プロセスの開発を実施している。簡素化法では、マイクロ波加熱脱硝法で製造したMOX粉末を焙焼・還元した後、湿式造粒法により流動性の改良を行っている。前報では、成型に適した造粒粉を効率的に製造するため、湿式造粒機と整粒機から構成される造粒システムが提案された。本研究では、湿式造粒機の改良を行うとともに、補助機器を追加することにより造粒システム試験装置を完成させ、WO
粉を用いて装置の性能確認試験を実施し、原料粉が成型に適した粒径で流動性が良い造粒粉に転換できることを確認した。また5kgの粉末の処理に要した時間は約70分で、目標時間をほぼ満足することができた。
生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*
Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Nuclear Science & Technology)混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。
木原 義之; 田中 康介; 小山 真一; 吉持 宏; 関 崇行; 勝山 幸三
NEA/NSC/R(2017)3, p.341 - 350, 2017/11
MOX燃料の照射挙動におよぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験とその照射後試験は終了している。本報告では、照射燃料試験施設(AGF)で実施したAm-1用のAm-MOX燃料における遠隔製造の詳細な条件を述べるとともに、10分間及び24時間照射Am-MOX燃料の非破壊及び破壊照射後試験結果について紹介する。
生澤 佳久; 前田 宏治; 加藤 正人; 宇埜 正美*
Nuclear Technology, 199(1), p.83 - 95, 2017/07
被引用回数：4 パーセンタイル：37.06(Nuclear Science & Technology)照射挙動解析コードの計算結果に基づき、高速実験炉常陽で照射されたB14照射試験燃料のPIE結果から得られた組織変化のO/M比依存性について評価した。解析の結果、定比組成の酸化物燃料の組織変化は、低O/M比の酸化物燃料と比べ燃料温度が低いにもかかわらず、組織変化が進展していた。これは、以下のように考えられる。第一に、定比組成の燃料は熱伝導が高いため、燃料温度が低下する。第二に高い酸素ポテシャルによりUOの蒸気圧が高くなり、ポア移動速度が速くなったものと考えられる。加えて、本解析結果は、中心空孔径は燃料温度だけでなく蒸気圧にも強く依存すること示した。
藤田 峻也*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 長南 史記*; 湯浅 朋久*; 八巻 辰徳*; 瀬川 智臣; 山田 美一
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
核燃料サイクルにおける使用済み燃料の再処理の転換工程においてマイクロ波加熱脱硝法が使用されている。マイクロ波加熱では沸騰現象を伴うことから、突沸及び噴き零れを避ける運転条件を十分に把握する必要がある。マイクロ波加熱時の突沸現象を明らかにするため、突沸の発生について高速度カメラによる詳細な観察を実施した結果、マイクロ波照射により加熱が進行し単一気泡による突沸に至るケース、気泡の生成と停止が間欠的に起こり、最終的に単一気泡による突沸に至るケース、気泡生成を伴わず蒸発が進行するケースの3種類に分類できることを明らかにした。また、突沸を引き起こす単一気泡周辺の流れ構造の可視化に成功した。さらに、液体表面の微小気泡を観察し、その生成と成長に対する必要熱量とマイクロ波加熱に伴う放出熱量との比較評価を行い、突沸と微小気泡との関係性を明らかにした。
渡部 雅; 砂押 剛雄*; 加藤 正人
Defect and Diffusion Forum, 375, p.84 - 90, 2017/05
(U, Pu)Oの酸素化学拡散係数を熱重量測定法を用いて決定した。また、酸素化学拡散係数の算出においては試料の表面反応も考慮した。その結果、酸素化学拡散係数の活性化エネルギーは、(U
Pu
)O及び(U
Pu
)Oについてそれぞれ60kJ/mol, 65kJ/molとなった。
加藤 正人; 渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊
Journal of Nuclear Materials, 487, p.424 - 432, 2017/04
被引用回数：12 パーセンタイル：75.51(Materials Science, Multidisciplinary)(U,Pu)Oの酸素ポテンシャルについて、最新の実験データベースを用い、欠陥化学に基づいて評価した。酸素分圧と定比組成からのずれxを解析し、点欠陥の生成エネルギを評価した。得られた欠陥反応の平衡定数を用いて、欠陥濃度、酸素ポテンシャル及び拡散係数の間の関係を記述した。
加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.987 - 988, 2016/06
日本ではナトリウム冷却高速炉のためにMOX燃料の開発を進めてきた。開発を進めているMOX燃料は、O/M, Pu含有率, MA含有率,密度において様々な仕様がある。我々は、そのような様々な燃料の燃料製造過程や照射における燃料挙動を評価するために科学に立脚した燃料技術の開発を進めてきた。この燃料技術の開発では、燃料の基礎特性の測定、データベース化、機構論的なモデルの開発を通して進めている。
再処理技術開発センター
JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12
JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22
26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。
木村 泰久; 平野 宏志; 綿引 政俊; 久芳 明慈; 石川 進一郎
デコミッショニング技報, (52), p.45 - 54, 2015/09
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターのプルトニウム燃料第二開発室は、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料の製造技術開発及びその実証施設として建設・運転されたが、現在廃止措置段階にあり、施設内のグローブボックスの解体撤去を進めている。グローブボックスの解体撤去は、汚染拡大防止用のグリーンハウスを解体撤去対象のグローブボックスの周囲に設置し、空気供給式呼吸保護具であるエアラインスーツを着用した作業員がグローブボックス本体や内装機器を切断する方法で進めている。この方法は多くの実績がありその手順は確立しているものの、作業員の精神的、肉体的負荷は高い。そのため、解体撤去作業の安全性、経済性の向上を目的に、グリーンハウス内で小型重機を活用する新たな解体撤去技術の開発に着手した。本報告では、プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置、グローブボックス解体撤去技術開発の現状について報告する。
八巻 辰徳*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 山田 美一
Proceedings of the 22nd International Conference on Nuclear Engineering 2014 (ICONE-22), Vol.2A, p.V02AT09A011_1 - V02AT09A011_10, 2014/07
核燃料サイクルにおける転換工程では、マイクロ波加熱直接脱硝法により使用済み燃料の硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液をMOX粉末に転換している。従来の平皿容器に比べて高速・大容量が期待された円筒容器では、マイクロ波加熱時に突沸による吹き零れ現象が発生し、装置設計の最適化や運転条件の安全性が求められることから、マイクロ波加熱時の突沸及び噴き零れのメカニズム解明を行った。水のマイクロ波加熱試験結果により、突沸の条件と蒸発により放出されるエネルギーと吸収電力量の関係を明らかにした。また、硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液の模擬溶液としてKCl水溶液及びKCl寒天を用いたマイクロ波加熱試験により、KClの濃度が増加するに従い、外表面が加熱され、流動構造が変化することがわかった。
