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加藤 正人; 中道 晋哉; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 村上 龍敏; 石井 克典
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(2), p.51 - 58, 2023/04
高速炉燃料として使用されるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)ペレットは、ボールミル,造粒,プレス,焼結などのプロセスを経て、機械的混合法によって製造されている。重要な燃料仕様の一つであるペレット密度を制御することは不可欠だが、製造工程における多くのパラメーター間の関係を理解することは困難である。日本での生産実績からMOX製造データベースを作成し、18種類の入力データを選定してデータセットを作成した。MOXペレットの焼結密度を予測するための機械学習モデルは、勾配ブーストリグレッサーによって導出され、測定された焼結密度をR=0.996の決定係数で表すことができた。
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
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。
深谷 裕司; 後藤 実
Annals of Nuclear Energy, 164, p.108617_1 - 108617_6, 2021/12
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)溶液燃料体系を用いる燃料製造施設のための仮想臨界事故における合理的なソースタームを提案した。公衆被ばくは事故時において制限値の5mSvを超えてはならない。そこで、水の放射線分解による水素ガス発生により決定される第一バーストにおける合理的なソースタームを提案した。臨界警報装置と可溶性中性子吸収剤による臨界抑制により、その低減された核分裂数による安全性が保証される。この効果を茨城県東海村の燃料製造施設のサイト条件に基づき、臨界事故中の環境影響評価により確認した。その結果、現行規制ガイドライン下においても、公衆被ばくはサイト境界点において、68mSvから0.6mSvへ低減できることが分かった。
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。
荒井 康夫
分離変換技術総論, p.134 - 146, 2016/08
日本原子力学会の「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会の報告書「分離変換技術総論」の中で、窒化物燃料(ADS階層型概念)及びその他の燃料・ターゲットの製造技術、ならびに窒化物燃料(ADS階層型概念)及びその他の燃料・ターゲットのふるまい評価に関する研究開発状況について分担執筆するものである。
武井 正信; 片西 昌司; 中田 哲夫; 小田 耕史*; 泉谷 徹*; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-089, 44 Pages, 2002/11
高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の基本設計において、プラント全体の経済性向上を図るには、発電コストに大きな比重を占めている燃料費(燃料サイクルコスト)の削減が不可欠である。そこで、GTHTR300を対象に、燃料サイクルコストの評価を行った。高温ガス炉燃料製造について、商用規模での製造実績がないことから、GTHTR3004基の燃料製造を想定し、年間加工量約7.7ton-Uの燃料製造プラントの概略設計を行い、燃料製造コストを評価した。次に、GTHTR300の平衡サイクルを想定して、燃料サイクルコストの算出を行った。燃料サイクルのステージとしてウラン採鉱・製錬,転換,濃縮,再転換・成型加工,中間貯蔵,再処理,廃棄物処理・処分を考慮した。検討の結果、GTHTR300の燃料サイクルコストはウラン採鉱・製錬から中間貯蔵までを対象とすると約1.07円/kWh,バックエンドコストが軽水炉とほぼ同等と仮定し、再処理,廃棄物処理・処分まで含めると約1.31円/kWhとなる見通しが得られた。また、燃料の仕様が変更された場合として、濃縮度10~20wt%,被覆粒子の種類数1~4種類,被覆粒子第一層の厚さ60~90mの変動について検討したが、燃料製造コストへの影響は無視できるとの評価を得た。
野田 宏; 稲垣 達敏*
JNC TY1400 2000-004, 464 Pages, 2000/08
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電株式会社(原電)は、協力協定を締結してJNCと電気事業者の連携を強化するとともに関係機関の参画も得て、1999年7月から高速増殖炉サイクル(FBRサイクル)の実用化戦略調査研究の推進組織を発足させ、その後、原研の協力も得てオールジャパン体制で研究開発を進めている。本研究のフェーズI(1999年度、2000年度の2年間)においては、FBR、再処埋および燃料製造の各システム技術について、革新技術を採用した幅広い技術的選択肢の評価を行い、安全性の確保を前提とし、経済性、資源有効利用性、環境負荷低減性および核拡散抵抗性の5つの視点から、有望なFBRサイクルの実用化候補概念を抽出し、その研究開発計画を策定することとしている。本報告書は、本研究のフェーズIの初年度に得られた成果をもとに、中間報告書として取り纏めたものである。概要は以下のとおり。FBRは中性子経済が優れていることから、プルトニウムの増殖やTRUの燃焼、長半減期の核分裂生成物(FP)の核変換等を行える特長を有しており、これらの性能は炉心設計が決めることになる。そこで、燃料形態(酸化物、窒化物、金属)と冷却材(Na、重金属、ガスなど)を組合せて炉心性能を評価し、FBRの特長を最大限生かせるように、有望な燃料形態と冷却材の組合せを評価した。FBRプラントシステムの検討では、安全性の確保を前提として、将来の軽水炉と比肩し得る経済性を実現するための経済性向上方策の摘出を重視して、有望なFBRプラントシステム概念を抽出した。2000年度には抽出したこれらの候補概念について、詳細な検討を進めていくこととしている。燃料サイクルシステムの検討では、これまで開発を進めてきた湿式再処理法(PUREX法)、ペレット燃料製造法の合理化を図るとともに、新たに乾式再処理法、振動充填燃料製造法等を対象に、技術的成立性、経済性などを評価した。これまでの検討の結果、各候補概念に対する技術的成立性の見通しと間題解決の方向性が示されていることから、2000年度に継続して詳細検討を実施することとしている。2000年度には、これら各システムの整合性を考慮して、FBRサイクルとしての総合評価を行い、実用化候補概念の抽出を行う。
野田 宏; 稲垣 達敏*
JNC TY1400 2000-003, 92 Pages, 2000/08
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電株式会社(原電)は、協力協定を締結してJNCと電気事業者の連携を強化するとともに関係機関の参画も得て、1999年7月から高速増殖炉サイクル(FBRサイクル)の実用化戦略調査研究の推進組織を発足させ、その後、原研の協力も得てオールジャパン体制で研究開発を進めている。本研究のフェーズI(1999年度、2000年度の2年間)においては、FBR、再処埋および燃料製造の各システム技術について、革新技術を採用した幅広い技術的選択肢の評価を行い、安全性の確保を前提とし、経済性、資源有効利用性、環境負荷低減性および核拡散抵抗性の5つの視点から、有望なFBRサイクルの実用化候補概念を抽出し、その研究開発計画を策定することとしている。本報告書は、本研究のフェーズIの初年度に得られた成果をもとに、中間報告書として取り纏めたものである。概要は以下のとおり。FBRは中性子経済が優れていることから、プルトニウムの増殖やTRUの燃焼、長半減期の核分裂生成物(FP)の核変換等を行える特長を有しており、これらの性能は炉心設計が決めることになる。そこで、燃料形態(酸化物、窒化物、金属)と冷却材(Na、重金属、ガスなど)を組合せて炉心性能を評価し、FBRの特長を最大限生かせるように、有望な燃料形態と冷却材の組合せを評価した。FBRプラントシステムの検討では、安全性の確保を前提として、将来の軽水炉と比肩し得る経済性を実現するための経済性向上方策の摘出を重視して、有望なFBRプラントシステム概念を抽出した。2000年度には抽出したこれらの候補概念について、詳細な検討を進めていくこととしている。燃料サイクルシステムの検討では、これまで開発を進めてきた湿式再処理法(PUREX法)、ペレット燃料製造法の合理化を図るとともに、新たに乾式再処理法、振動充填燃料製造法等を対象に、技術的成立性、経済性などを評価した。これまでの検討の結果、各候補概念に対する技術的成立性の見通しと間題解決の方向性が示されていることから、2000年度に継続して詳細検討を実施することとしている。2000年度には、これら各システムの整合性を考慮して、FBRサイクルとしての総合評価を行い、実用化候補概念の抽出を行う。
菊池 圭一; 白井 隆夫*; 中沢 博明; 安部 智之
JNC TN8410 2000-012, 239 Pages, 2000/04
核燃料サイクル開発機構は、新型転換炉燃料及び軽水炉用のMOX燃料の開発を目的とした照射試験を数多く実施してきた。こうして得られた貴重なデータを統一的に整理・管理し、有効に活用するため、平成10年度に水炉用MOX燃料データベースの構築を開始した。これまでに照射試験データ及びそれに関連する燃料製造データの収集・整理、データベースシステムの設計、支援プログラムの作成を完了し、現在は優先度順にデータの入力作業を実施している。本データベースシステムは、パソコンのメニュー画面での操作を行うことが可能である。現在まで、11体の燃料集合体に関する約94,000件のデータの入力が終了している。今後、残りのデータの入力を行い、必要に応じてシステムに修正を加えることにより、本データベースの構築を平成12年度中に完了する予定である。本データベースの完成後には、関係部署でも活用できるようCD-Rでの配布を行う予定である。本報告書は、平成10、11年度作業をまとめた中間報告書であり、これまでに作成したデータベースシステムの構造を説明するとともに利用方法を解説した。
早田 邦久; 加藤 正平; 石井 保*
日本原子力学会誌, 41(12), p.1234 - 1235, 1999/12
JCO臨界事故は米国内においても多大な関心を集め、大統領から支援の申し入れがあるなど、情報の不足もありマスコミも大きく取り上げた。米国原子力学会は、JCO事故について、正確な情報に基づいて、事故を把握するとともに、今後の安全性確保のための教訓を得るため、冬の大会において特別セッションを開催することとし、日本原子力学会を通じて、専門家の派遣を要請してきた。そこで、著者等は、当該事故について報告するとともに、意見交換を行った。
not registered
PNC TN1410 98-018, 69 Pages, 1998/09
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鈴木 康文; 荒井 康夫
プルトニウム燃料工学;日本原子力学会「次世代燃料」研究専門委員会, p.260 - 291, 1998/00
高速炉用新型燃料あるいはマイナーアクチニド消滅用ターゲットとして期待される窒化物燃料及び炭化物燃料について、その熱伝導性、蒸発、拡散、機械的性質などの燃料物性、燃料製造技術、照射挙動を概説する。また、これらの燃料の研究開発の動向及び方向性についても述べる。
紙谷 正仁; 小島 久雄
PNC TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12
動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。
加藤 正人; 豊島 光男; 飯村 直人; 上村 勝一郎
PNC TN8410 97-065, 147 Pages, 1997/03
水炉用MOX燃料の高燃焼度化を達成する方策として有効な,ガドリニア添加MOX燃料の照射挙動及び健全性評価を目的に、ノルウェーのハルデン炉で行う照射試験用燃料として中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuprexタイプ燃料を含む24本の燃料要素を製造した。本報告書では、照射試験燃料製造の過程で得られた種々の知見について、ガドリニア棒の開発、燃料ペレットの製造及び燃料要素の加工の各段階に分けてまとめた。1. ガドリニア棒の開発バーナブルポイズン量を同一に保ちながら、セラミック棒の強度を保持するためGd2O3棒以外に、希釈材を添加した太径の棒も開発することにした。そのため、希釈材としてZrO2を採用した。Gd0.405Zr0.595Oy、Gd0.5Zr0.5Oyの試料を製作し、融点、熱安定性等の測定を行った。融点はそれぞれ、2510及び2360を得、Gd0.405Zr0.595Oyは蛍石型構造が安定で、1700まで形状変化がなく、Gd0.5Zr0.5Oyはパイロクロア構造が現れることを確認した。また、照射材料としてGd0.405Zr0.595Oy及びGd2O3の細径長尺棒を押し出し成形で製作し、1700まで形状が変化しないことを確認し、照射材料として十分に供与できることを確認した。2. 燃料ペレットの製造(1) 使用する原料粉末の焼結特性を把握し、対策を施す(本試験においては、使用するPuO2粉末を粉砕することにより焼結性を向上させ、一方の天然UO2粉末は、800で熱処理することにより焼結性を抑制し両者の焼結時の収縮特性を合わせた。)ことによりペレット密度約95%TDを得ることが出来た。(2) ウイズドロアル式プレス機での成形時の上下圧バランスの状態を、上パンチ停止後にダイ停止させることにより、焼結後のペレット形状が台形になるのを防ぐのに適切な条件であることを見い出した。3. 燃料要素の加工ガドリニア棒入り燃料要素の製造は、半自動で行ったことから特に問題は発生しなかった。しかし、今後、大量生産を可能にするためには、自動化は不可欠である。そのため、設計段階での工夫が必要である。特に、ガドリニア棒径と中空ペレットの内径の差は、自動化レベルとの兼ね合いで最適化を図る必要がある。
鈴木 康文; 小川 徹; 大杉 俊隆; 荒井 康夫; 向山 武彦
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.178 - 188, 1997/00
専焼炉等における超ウラン元素の消滅のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発状況を紹介する。紹介内容としては、燃料製造技術、特性測定、照射試験、溶融塩電解及び乾式再処理でのマス・バランス評価が含まれる。
赤津 康夫; 渡辺 均; 森田 重光; 中野 政尚; 片桐 裕実; 森澤 正人; 吉田 美香
PNC TN8440 97-001, 39 Pages, 1996/11
平成6年5月にプルトニウム燃料第三開発室のプルトニウム工程内滞留量が約70kgに達していることが新聞紙上に大きく報じられた。プルトニウム燃料工場では国/IAEAと協議して、工程内滞留を技術的に可能な限り低減する計画を策定した。この低減化計画は、設備の清掃・分解・解体による工程内滞留量の低減、新型燃料製造設備の開発による工程内滞留量の抑制、改良型非破壊測定装置の開発による工程内滞留量の測定精度向上等を柱としており、これらの実施により平成8年10月末の実在庫検認(以下「PIV」)で、目標とした当初滞留量の約15%以下(約10kgPu)の達成が確認された。本書は、プルトニウム燃料第三開発室における工程内滞留問題の発生から、この問題への取り組み状況およびその成果、今後の課題等について平成8年11月15日に開催された「工程内滞留抑制技術開発報告会」において発表した概要をまとめたものである。報告は、以下の4つの項目から構成されており、問題発生の経緯、低減化計画の策定、低減化作業の実施およびその結果、滞留低減化および滞留量測定のための技術開発等について述べたものである。
野上 嘉能; 飯村 直人; 宮本 寛; 小幡 真一; 上村 勝一郎
PNC TN8410 96-214, 36 Pages, 1996/07
FBR用中空ペレットは、FBRの炉心性能の高度化を目指して開発されている。動燃では、照射試験燃料としての中空ペレット製造経験を有しているものの、ドライバー燃料規模の量産経験が無い。中実ペレット製造法と異なるのは、成形時に中空コアロッドが必要となる点であり、この点を中心とした製造技術開発が求められている。プル開室においては、関係各部との調整の上、全体計画に沿った基礎技術開発基本計画(平成5年10月PNCZN841093-216)を策定し、今日までこれに沿った中空ペレット製造基礎技術開発を推進してきた。平成7年10月の「報告と講演の会」で燃料の太径化及び高線出力化による原子炉の「経済性と信頼性」向上を図る旨の報告がなされたことを契機として、MOX燃料高度化計画全体の中での中空ペレット製造技術開発計画の策定の動きが活発になってきている。プル開室においてもPu規格外品の再確定作業以降の計画立案上、現在の到達点を明らかにしておく必要があると判断した。これらの理由から、これまでプル開室で実施してきた中空ペレット製造技術開発の経過、実績及び得られた知見について整理し報告するものである。現在のところ、成形設備に用いられる中空コアロッドの開発はほぼ終了し実規模量産試験に供するところまで来たが、製造技術及び物性評価についてはUO2での造粒試験を実施した所までである。中空ペレット量産化のために、今後プル工場において実規模UO2、MOX中空ペレット量産試験を実施していくが、これと残された基礎試験(中空ペレットを製造する上で最適な造粒、成形、焼結条件の把握及び、粉末流動性評価手法の最適化など)を実施していく必要がある。
not registered
PNC TJ1545 96-001, 137 Pages, 1996/03
本報告書は、核燃料サイクルにおける安全技術に関する現状と今後の動向について、平成7年度の調査結果をまとめたものである。調査にあたっては核燃料サイクルに関する種々の分野において活躍している有職者で構成した委員会を設置して審議した。安全技術に関する現状調査として、動燃事業団の安全研究基本計画及び核燃料サイクルにおける安全研究課題の構成要素の体系(WBS)を調査・検討すると共に再処理施設における新抽出剤(TRUEX溶媒)と硝酸との発熱反応試験並びにプルトニウム閉じ込め機能に関してグローブボックス内火災挙動の試験結果について分析評価した。また、安全研究計画として、MOX燃料製造施設関連のMOX粉末の安全取扱技術の研究計画等について調査した。今後の動向調査として、一部の委員より最近の状況を踏まえた安全研究の推進に資する提言を得て、本報告書にまとめた。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 96-036, 20 Pages, 1996/02
平成6年4月平成7年3月までにプルトニウム燃料工場で放射線作業に従事した作業者が着用したTLDバッジと固体飛跡検出器の相互関係を、作業者別に解析し、とりまとめた。その結果、個人別のTLDバッジと固体飛跡検出器の応答比の月別の推移は、統計変動などに伴う誤差の範囲内で一定比であること、一年間に亘って積分した両線量計の応答の関係も所属部課室や放射線作業を行う施設に関係なくほぼ一定の値であることが分かった。
not registered
PNC TJ8409 95-005, 215 Pages, 1995/05
動燃事業団において、先進的核燃料リサイクルの研究開発が既存の施設を利用しながら進められている。これらの研究開発を拡大発展させて、高速増殖炉とその燃料サイクルの実用化に繋げるために、新たな研究開発の場として「アクチニドリサイクル研究開発施設(仮称)」を建設する構想がある。ここでは、この研究施設の設計に先立ち施設に必要とされる技術的な用件の具体化や施設の概念を構築するための概念検討を行うものである。概念検討は、事業団から研究施設に関する研究分野及びその試験項目などの情報を提供して頂き、それらに基づき施設概念の検討を行った。この施設は分離、燃料製造、燃料物性、廃棄物の各リサイクル分野の研究開発機能を集中させた研究施設である。湿式分離に関しては基礎研究及びHAWから、Am、Cmの単独分離と硝酸溶液からのNp単独分離を目的とした技術開発施設(MAファクトリー)、分離されたMAを使用した各種燃料製造試験を行うための技術開発施設、燃料の物性データを取得するための物性研究施設、将来技術としての乾式リサイクルに関する試験研究を行う施設などの概念について検討した。発生する放射性廃棄物は本施設がTRU回収を目的との一つとする施設であることから、本施設内で完結的に処理することを目標に処理技術の開発を行う施設として検討した。また、各研究施設の基礎となる分析施設についても検討した。試験研究に必要なユーティリティ、放射線管理を主として行う安全管理施設、一般管理施設の設置等、全体施設の配置についても検討した。これらの概念検討で得られた研究施設の全体構想配置のイメージ鳥瞰図及びその模型写真を次ページに示す。さらに、事業団外の有識者の見解を広く求め、これらの研究施設の構想をより充実させる目的で、外部委員会方式による調査を行い、その意見をとりまとめた。