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核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05
JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB
2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。
館盛 勝一
JAERI-Research 2001-048, 23 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-048.pdf:1.88MB
使用済み核燃料 (SF)の新しい化学処理プロセス:ARTISTプロセス、を提案した。ARTISTプロセスの主要概念は、SF中のアクチノイドをすべて回収し、それらをウラン(U)と超ウラン元素(TRU)混合物の二つのグループに分けて暫定貯蔵し、その資源価値を維持することである。そして地層処分をするのは核分裂生成物 (FP)のみである。この簡素な化学処理プロセスの主要ステップは二つ;Uの選択的回収工程とTRUの総合抽出工程(これは核不拡散の要請と整合する)、であり、将来的に運転するプルトニウム分離工程とソフトな窒素ドナーによるランタノイド除去工程、そしてオプションとしての長寿命FP分離工程なども含む。分離したU製品とTRU製品はそれぞれ仮焼・固化し将来の利用まで貯蔵する。抽出工程のほとんどで、CHON原則に合うアミド系抽出剤を用いる。本稿では、立体障害によりUのみを選択的に抽出する枝分かれモノアミドや、三座配位特性によりすべてのTRUを強力に抽出するジグリコールアミド抽出剤などの利用効果を説明して、ARTISTプロセスの技術的実現性を示した。
奥野 浩; 酒井 友宏*
Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.150 - 155, 1997/00
燃料棒配列の不均一性を考慮した上での最大中性子増倍率を求める計算方式を開発した。用いた原理は、燃料セル面積の重要度関数を一定にする配列を求めるものである。この計算方式を、まず水に漬かった二酸化ウラン燃料棒の1次元配列に適用した。水反射体側の数ピッチを狭めた燃料棒配列において、中性子増倍率は相対的に約1%
k/k増加した。次に、単純化したBWR燃料集合体、即ち8
8燃料棒配列で中心に太い水の棒を配置した体系に適用した。薄い水反射体の外側に課した境界条件に依存して、1から3%k/kの中性子増倍率の増加が得られた。この計算方式は近似を含むが、最適燃料棒配列を計算する最初の試みで、燃料貯蔵及び輸送の臨界安全評価に適用可能である。
大内 全*; 内藤 俶孝
JAERI-M 85-137, 24 Pages, 1985/09
軽水型発電用原子炉で使用する、又は使用した燃料を貯蔵する施設の臨界安全性について検討した。貯蔵する燃料集合体の間隔を大きくすることにより臨界安全性を確保しようと云う考えがある。この方法の有効性を検証するために、集合体間隔と減速材密度をパラメータとして貯蔵施設の中性子実効増倍率を計算した。計算には、臨界安全解析のために原研で開発した計算コードシステムJACSを用いた。軸方向の中性子漏洩を無視した場合には燃料集合体間隔に無関係に最適な減速材とウランの比があり、しかも、その場合の中性子実効増倍率ははとんど同じ値を示すことが分った。この理由について炉物理的観点から検討を加えた。