Absolute quantification of Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.615 - 623, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2130462

使用済燃料中のCs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。Cs放射能は、Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中のCs, Cs, Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中のCs放射能を定量した。定量されたCs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定されたCs放射能とよく一致した。

Oxide dispersion strengthened steels

鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11718-7

Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。

Proliferation resistance and safeguardability of very high temperature reactor

芝 知宙; 富川 裕文; 堀 雅人

Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 6 Pages, 2018/11

In this study, we evaluate the proliferation resistance (PR) of VHTR in order to analyse diversion/acquisition paths and we reflect the outcome in the design of a safeguards approach, using an estimation method recently developed in JAEA for the -rays emitted from spent fuel. For this purpose, we firstly evaluated the intrinsic PR of plutonium (Pu) material against various burnups using some PR evaluation methods. In addition, we assessed the safeguardability of the pebble bed type VHTR (PBR). The PBR loads new fuel online, in the form of spheres, at the top of the reactor and discharges spent fuel spheres with high burnup from the base of the reactor. Given such an online refueling, it is not possible to implement item-based safeguards. As the safeguardability was assessed, we revealed the necessity for a new type of burnup monitoring technology, to measure the burnup level of fuel spheres just after discharge, taking into consideration the threat of diversion/weaponization scenarios particularly with spent fuel at lower burnup. Therefore, we developed an advanced burnup monitoring method.

Reduction on high level radioactive waste volume and geological repository footprint with high burn-up and high thermal efficiency of HTGR

深谷 裕司; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 307, p.188 - 196, 2016/10

AA2015-0894.pdf:0.58MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.07.009

高温ガス炉の高燃焼度、熱効率による高レベル放射性廃棄物の減容及び処分場専有面積の低減効果の研究を行った。ヘリウム冷却黒鉛減速商用高温ガス炉はGTHTR300として設計され、その特徴には、120GWd/t程度の非常に高い燃焼度、50%程度の高い熱効率、およびピンインブロック型燃料があげられる。このピンインブロック型燃料は再処理時の黒鉛処理量低減のために導入された経緯があり、本研究では、この特徴を直接処分に利用した効率の高い廃棄物装荷法を提案する。結果として、直接処分に対し、高温ガス炉の発電量当たりのキャニスター発生体数とその処分場専有面積は、軽水炉の代表ケースに対し60%減となることが分かった。これは、高い燃焼度、発電効率、少ないTRU発生量と提案した効果的な廃棄物装荷法によるものである。一方で、再処理時の高レベル廃棄物のキャニスター発生体数とその処分場専有面積に関しては、発電効率の30%程度高い高温ガス炉のものが軽水炉に比較し30%低減することが確認できた。

Behavior of high burnup advanced fuels for LWR during design-basis accidents

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09

http://www.euronuclear.org/events/topfuel/topfuel2015/transactions/topfuel2015-transactions-oral-2.pdf#page=10

高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。

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。

使用済燃料の燃焼度分布を考慮した臨界安全評価; 各種燃焼度設定方法の検討,1(受託研究)

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB

はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。

PWR型低減速軽水炉心の設計研究; シード・ブランケット燃料集合体採用炉心の検討

嶋田 昭一郎*; 久語 輝彦; 大久保 努; 岩村 公道

JAERI-Research 2003-003, 72 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-003.pdf:3.82MB

PWR型低減速スペクトル炉心設計研究の一環として、軽水冷却のシード・ブランケット燃料集合体採用炉心の検討を行った。最適化検討の結果、シード13層・ブランケット5層の集合体を採用し、この集合体を163体配列した炉心についてMVP-BURNによる計算を行い、次の炉心性能が得られた。3バッチ取替え方式で、各サイクルの運転期間15ヶ月とすると、取り出し燃料燃焼度は集合体平均(内部ブランケットを含む)約25GWd/tである。転換比は約1.0で、ボイド反応度係数はBOCで約-26.1pcm/%void,EOCで-21.7pcm/%voidである。Pu中に約10%のMAを混入させると、同じ燃焼度を得るためには転換比が約0.05減小する。ボイド反応度係数は大幅に増加するので、対策が必要である。また、全Pu重量の約2%のFPが同伴すると、反応度が約0.5%k/kだけ減少し、ボイド反応度係数は多少正側に移行するが、いずれも設計余裕の範囲である。プルトニウムマルチリサイクルの検討として、サイクル末期に取り出された燃料を再処理して得られるプルトニウムをリサイクルする計算を第4サイクルまで行った。MA,FPのリサイクルは考慮していない。Pu富化度15.5wt%でマルチサイクルが可能である。

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究

國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; 中田 哲夫; Yan, X.; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策

日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.352 - 360, 2002/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.352

原研では、独自の高温ガス炉ガスタービン発電システム(GHTHR300)の設計研究を実施してきた。GTHTR300は、その早期導入のために、技術的・経済的な課題を低減すべくできるだけ簡素化した設計としている。GTHTR300では、新たに提案した設計上の工夫、すなわち、2バッチ燃料交換を採用した炉心,既存の鋼製原子炉圧力容器,革新的なプラント構成及び横置きのガスタービンユニットの導入により、2010年代において経済的に競争力があると期待される。本論文は、原子炉, 燃料, 炉内構造物及び圧力容器設計に関する独自の特徴、及びGTHTR300の資本費が目標値である200,000/kWeを満足できる予備評価について述べる。本研究は、文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。

Study on high burnup fuel behaviour under a LOCA conditions at JAERI

永瀬 文久; 谷本 政隆*; 上塚 寛

IAEA-TECDOC-1320, p.270 - 278, 2002/11

http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1320_web/attention.pdf

高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを取得することを目的に、原研は体系的な研究計画を進めている。これまでに、非照射被覆管を用いた高温酸化試験を実施し、酸化速度に対する予備酸化と予備水素吸収の影響を分離的に調べた。また、被覆管の急冷時耐破断特性に及ぼす予備水素吸収の影響を調べるためにLOCA条件を模擬した「総合的な熱衝撃試験」を行った。試験の結果、軸方向拘束のない条件下では、破断限界となる酸化量に、予備水素吸収の影響が見られないことが示された。一方、拘束される条件では、予備水素吸収により破損限界酸化量が低下することが判明した。