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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
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
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。
三島 毅; 郡司 保利; 菊野 浩; 岡本 成利; 村上 隆; 佐藤 俊一
JNC TN8410 98-007, 201 Pages, 1998/11
プルトニウム燃料加工施設(以下「Pu-3ATRライン」と言う。)については、平成2年度までに実施してきた設計及びプルトニウム燃料第三開発室FBRラインの運転経験に基づく知見を踏まえて、平成4年度Kら5年度にかけて調整設計を実施し、設備製作発注に備えることとしていた。この調整設計においては、ペレット製造工程設備の処理能力及び性能の向上を図るため、これまでに動燃事業団として実績のない(1)ロータリープレス機、(2)大型バッチ式焼結炉、(3)大型乾式研削設備に着いて試作機による確認試験を実施し、Pu-3ATRライン設備の製作設計に反映する予定としていた。これらの設備については、燃料製造機器試験室に据え付け、平成7年4月のプルトニウム燃料工場技術評価検討会にて承認された「燃料製造機器試験室における試作機による試験計画書」(焼結設備の試験は除く)を基本として、模擬原料及びウラン原料粉末を用いて性能、メンテナンス性及びホールドアップ対策確認等の観点から試験を実施した。なお、焼結設備については、運転上の安全性及びメンテナンス性の観点から試験の中止を技術評価検討会の了承を得たものの、プルトニウム燃料工場燃料製造施設建設室の判断にて可能な範囲で試験を実施した。本報告書は、コールド試験結果と一部実施したウラン試験の結果についてまとめたものであり、大型バッチ式焼結炉については導入が不可能であるものの、ロータリープレス機及び研削設備については、課題は残っているもののMOXを使用した試験により性能を確認した上で導入を図るべきとの結論に至った。
棚瀬 正和
プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.666 - 670, 1997/07
平成4年7月に6か年計画で開始された国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)は順調に推移している。この計画が発展しわが国でITERを建設する必要が生じた場合、その燃料である重水素とトリチウムの確保は必要不可欠となる。この内、重水素は比較的容易に得られるが年間に数kgが必要とされるトリチウムを確保することは輸入などの措置を含めて非常に重要となる。ここでは、トリチウムの大量確保を念頭に置きつつトリチウムの生成法について日本の現状を中心に簡単に述べた後、年間500g規模のトリチウム製造施設の予備的検討について紹介した。
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。
三菱商事*
PNC TJ4217 90-001, 267 Pages, 1990/07
本調査の目的は、米国に於ける放射性廃棄物政策の動静を注視し、貴事業団が現在進めている高レベル放射性廃棄物処分の研究開発計画について、指針を与えるための基礎データを収集することにある。また、本作業は、放射性廃棄物処分推進の中核的機関である貴事業団の役割の一つである情報の整備の一環でもある。本調査はネバダ州ユッカ・マウンテン・サイトに於けるサイト特性評価計画、1989年秋にMRS委員会により提起された監視付回収可能貯蔵システム及び米国エネルギー省により組織された民間放射性廃棄物処理新計画に焦点をあてている。さらに、本調査は、将来の米国の放射性関連事業の発展の重要な課題となる核兵器製造サイトの汚染についても言及する。
加藤 久; 木暮 広人; 鈴木 恭平
JAERI-M 8810, 37 Pages, 1980/04
日本原子力研究所におけるガンマ放射線源(工業用
Ir、
Co、
Tm線源および医療用
Au、Ir線源)の製造の概要を報告する。本論分では照射および製造用施設、放射能の生成量計算、各線源の特質、ターゲットの仕様、非密封および密封線源の製造法等について述べる。
Co線源の試験製造立川 克浩; 加藤 久; 源河 次雄; 伊藤 太郎
JAERI-M 5568, 58 Pages, 1974/02
Co大量線源の製造技術の確立を目的として、ウェーファ形コバルトターゲット(8.3mm
2.3mm、1.1g)をJRR-3のVC照射孔において約3年間照射した。10
ncm・secの熱中性子束領域で約7300時間照射した後Coの全放射能は約2.2KCiであり、比放射能は3.3~4.2Ci/gになった。試料の開封から測定、密封などに至る試料の処理は、ラジオアイソトープ製造棟にある汎用ケーブ(01ケープ、遮蔽厚:重コンクリー卜65cm厚)において3バッチに分割して実施された。試験製造による全製品は高崎研究所照射施設課に1973年2月から4月の間にわたり出荷した。これらの試験製造により照射技術、大量放射能試料の取り扱い、線源の組み立て、廃棄物処理、除染、遠隔操作による溶接密封技術および1基の汎用型ケーブの有効利用などCo線源の製造に関する多様な知見を得ることができた。
