IAEA低濃縮ウランバンク; 国際管理構想の実現に向けて

玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則

日本原子力学会誌ATOMO, 60(1), p.25 - 29, 2018/01

IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。

CANDLE燃焼方式の種々の原子炉への適応に関する研究,原子力基礎研究H13-002(委託研究)

関本 博*

JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB

CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

高濃度溶解時におけるUOの溶解挙動評価試験

佐野 雄一; 新井 健太郎*; 桜井 孝二*; 柴田 淳広; 野村 和則; 青嶋 厚*

JNC TN8400 2000-032, 98 Pages, 2000/12

JNC-TN8400-2000-032.pdf:1.94MB

再処理プロセスへの晶析工程の導入時に必要となる高濃度U溶液の調製、さらにはその際の有効な手法の一つである粉体化燃料を対称とした溶解に関連し、U濃度が最大800g/Lまでの領域におけるUO2粉末の溶解挙動を明らかとすることを目的として、溶解挙動に及ぼす最終U濃度、溶解温度、初期硝酸濃度、粉末粒径及び燃料形態の影響について評価を行った。また、得られた結果をもとに高濃度溶解時における照射済MOX燃料の溶解挙動について評価を行い、晶析工程への高HM濃度溶液供給の可能性について検討を行った。試験の結果、最終U濃度、粉末粒径の増大及び溶解温度、初期硝酸濃度の減少に伴う溶解性の低下が認められた。さらに、UO粉末及びUOペレットの高濃度溶解時においても、最終U濃度が溶解度に対して十分低い(U濃度/溶解度 約0.8)溶解条件下では、fragmentationモデルに基づいた既報の評価式によりその溶解挙動の予測が可能であることを確認した。晶析工程への高HM濃度溶液(500g/L)供給の可能性については、従来の燃料剪断片を用いた溶解では、高HM濃度の溶液を得ることが困難(溶解時間が大幅に増加する)であるが、燃料を粉体化することにより速やかに高HM濃度溶液を得ることができるとの見通しを得た。粉体化した燃料の溶解時に懸念される溶解初期のオフガスの急激な発生は溶解条件を考慮することによりある程度回避できるものと考えられ、今後オスガス処理工程の最大処理能力を踏まえた上で溶解条件の最適化を進めることが重要となる。

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

Application of a Phoswich detector for simultaneous counting of - and ()-rays in a rotating drum-cell type monitor

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*; P.Howarth*

INMM 39th Annual Meeting Proceedings (CD-ROM), 27, 6 Pages, 1998/00

回転ドラムセル型モニターに、従来使用されていた線計測用のSi検出器などの代わりに、著者らが開発した及び()線同時計測用ZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器を応用し、その性能を調べた。同モニターは、放射体のプロセス濃度モニタリング用として原研NUCEFに設置されているもので、装置の一部を改造し、濃縮ウラン溶液を利用して性能試験を行った。発表では、ホスウィッチ検出器、同モニターの改造、及び()線強度とウラン溶液濃度との関係、濃度モニタリング結果、装置の課題、Si検出器で得られた性能との比較などについて述べる。

回転ドラム式アルファモニターの改良とその性能試験

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*

第18回核物質管理学会(INMM)日本支部年次大会論文集, p.142 - 148, 1997/11

原研NUCEFに設置されている回転ドラム式モニターを一部改良して、濃縮ウラン溶液を利用してSi検出器とZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器による性能試験を行った。線のみを測定対象としたSi検出器による試験では、4桁にわたる濃度範囲において、優れた相関関係が得られた。感度が高く、低レベル放射能溶液の濃度モニタリングに適していることがわかった。一方、ホスウィッチは発表者らが開発中の検出器であり、線と()線双方の同時計測が可能である。この検出器による試験では、線の測定についてはSi検出器とほぼ同等の性能が得られたばかりでなく、()線強度の監視によりFP等の混入の程度も推定できることを確認した。

平成7年における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 600円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液

曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.

JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-005.pdf:3.26MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。