中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発; 適用可能性の調査・検討

安田 良; 西 雅裕; 仲田 祐仁; 松林 政仁

JAERI-Tech 2000-030, p.20 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-030.pdf:2.2MB

本稿では、中性子ラジオグラフィによる照射済燃料の健全性評価を行うために、国内外における中性子ラジオグラフィ試験の現状及び使用を検討しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の撮影機器などを文献などにより調査し、試験実施の可能性を検討した。照射済燃料の中性子ラジオグラフィ試験は、国外、国内ともに減少傾向にあることを確認した。撮影機器に関しては、高放射性物質が使用可能な第一撮影室(TNRF1)においては、新規に設置して以来使用実績がないこと、中性子TVカメラや断層撮影などの高度撮影システムが設置されていないことを確認した。また、試験条件などの基準データを収集するコールド予備試験を行うことを確認した。

照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)計画について

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保

原子力eye, 46(3), p.79 - 83, 2000/03

http://ci.nii.ac.jp/naid/40005192047

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースタームの予測精度向上のため、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画を開始した。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000及び10気圧下における中・難揮発性FPやアクチニドの放出挙動をおもに調べる予定である。また、事前に試験燃料を再照射して短半減期FPを再生させてその放出挙動を調べたり、燃焼度や酸化・還元雰囲気の影響及びMOX燃料からの放射性物質の放出挙動についても調べる。VEGA実験装置は燃料試験施設内に設置され、平成11年2月に完成した。同年9月には、最高温度2500、不活性雰囲気、大気圧下における照射済PWR燃料からの放射性物質の放出挙動を調べる第1回目のVEGA-1実験が成功裡に終了した。本解説では、VEGA計画の概要及びVEGA-1実験結果の速報値について述べる。

高燃焼度PWR燃料の照射後試験データ; 燃料棒:B15(燃料集合体:NO1G13)

土内 義浩*; 石島 清見; 山原 武

JAERI-Data/Code 98-002, 24 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-002.pdf:1.02MB

本報告書は、NSRRでのパルス照射実験の供試燃料棒として、関西電力株式会社より日本原子力研究所に譲渡された照射済燃料棒B15(燃料集合体:NO1G13)に関するもので、大飯1号機における照射試験の後に実施された燃料検査の結果についてとりまとめたものである。当該燃料棒は、軽水炉燃料挙動に対する高燃料度化の影響を評価するため、関西電力株式会社をはじめとするPWR5電力と原子燃料工業株式会社の共同研究として大飯1号機48MWd/kgU先行照射試験において照射された。電力共同研究の一環として、照射試験に引き続き、B15燃料棒に対しては、非破壊試験((1)燃料棒外観検査、(2)燃料棒寸法測定、(3)渦電流探傷試験、(4)酸化膜厚さ測定試験)及び破壊検査((5)パンクチャーテスト)が実施された。高燃焼度燃料の燃料挙動は設計において認められている範囲内であった。

照射済燃料の乾式分離、抽出技術に関する調査・検討

湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*

PNC TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03

PNC-TJ9409-96-002.pdf:2.64MB

照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。

出力過渡条件下におけるステンレス鋼被覆燃料の挙動; NSRR SC-1実験結果

片西 昌司; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 落合 政昭

JAERI-Research 94-039, 54 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-039.pdf:5.2MB

本報告書は、JMTRにおいて前照射されたステンレス鋼被覆燃料(燃焼度4.0GWd/t)をNSRRにおいて過渡出力照射し、健全性を調べた結果についてまとめたものである。実験では、舶用炉の定格13%から130%出力まで5秒間で出力を上昇させた。この実験により、舶用炉の運転条件を大きく上回る急激な出力上昇を与えたときの燃料挙動を調べた。NSRRにおける過渡照射時のデータ及び照射後検査の結果から、このような急激な出力上昇によっても、DNBの発生や被覆管とペレットとの化学的あるいは機械的相互作用は起きず、燃料の健全性は十分保たれることが明らかになった。

Determination of Pu Accumulated in Irradiated Fuels by Non-Destructive Isotopic Correlation Technique

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11

JAERI-M-8599.pdf:0.55MB

平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、Cs/Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。

Adsorption behavior of nuclear rare metals on hybrid microcapsules in spent fuel solution

大西 貴士; 小山 真一; 三村 均*

no journal, , 

高レベル放射性廃液中に含まれる有用元素を回収するために、セシウムまたはモリブデンを強く吸着する複数種類のハイブリッドマイクロカプセルが開発されている。マイナーアクチニドや核分裂生成物共存下におけるセシウムまたはモリブデンの吸着挙動を評価するために、照射済燃料溶解液に由来する溶液を使用して吸着試験を実施した。マイナーアクチニドや核分裂生成物が共存した場合、放射線による吸着剤の分解や液性変化、化学形の変化等の影響により吸着特性が変化するおそれがあったが、本実験条件下ではこれらの影響をうけず、セシウムやモリブデンを強く吸着することが明らかとなった。