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論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(下); 今後の核不拡散・核セキュリティ技術と信頼性向上の課題

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07

我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。

論文

核燃料物質使用施設の高経年化対策に係わる安全評価手法の改善策の検討

坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴

保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(中); プルサーマルと高速炉研究開発の持続的推進の重要性

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06

わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。

論文

ウランの化学(I); 基礎と応用

佐藤 修彰*; 桐島 陽*; 渡邉 雅之

ウランの化学(I); 基礎と応用, 184 Pages, 2020/06

本書ではウランの化学に係る基礎的な内容が盛り込まれており、基礎編と応用編から構成されている。基礎編では無機化学と放射化学を、応用編では核燃料サイクルに係るプロセス化学や福島第一原子力発電所事故に関連する燃料デブリ、工業製品等についても触れられており、原子力分野に係る研究者,技術者,学生諸君はもとより、福島原発に係る次世代人材育成や基盤研究の展開に貢献できることを期待する内容である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(上); 原子力平和利用と核不拡散

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05

原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。

論文

Performance evaluation of differential die-away system in an integrated active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔

Proceedings of 2018 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (IEEE NSS/MIC 2018) (Internet), 4 Pages, 2019/10

A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (DT: 14 MeV) generator has been successfully developed for nuclear non-proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency. The DDA system employing the fast neutron direct interrogation method is designed to quantify fissile materials in samples which have different volume from a vial bottle (4 cc) to pail container (20 liter). It has been demonstrated experimentally that the DDA system is capable of quantifying a nuclear fissile material (Pu-239) less than 10 mg in a vial bottle. The performance of the DDA system with a large measurement sample such as a MOX can container (2 liter) was evaluated through the Monte Carlo simulation studies. The simulation results show that the Pu-239 mass of around 10 mg even in the MOX can container can be detected. The results of the simulation study are discussed and compared to those of the experimental test.

論文

Structure analysis of the defects generated by a thermal spike in single crystal CeO$$_{2}$$; A Molecular dynamics study

篠嶋 妥*; 安島 直紀*; 神長 龍一*; 石川 法人; 岩瀬 彰宏*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 440, p.118 - 125, 2019/02

高速重イオン照射した単結晶CeO$$_{2}$$において生成される欠陥の生成挙動について、分子動力学計算シミュレーションを利用して計算し、欠陥の構造解析を行った。計算の結果と透過型電子顕微鏡による観察結果と比較することによって、計算結果の妥当性を検証した。計算結果および実験との比較の結果、透過型電子顕微鏡で観察されていた酸素欠陥の空間分布を、計算シミュレーションの結果はよく再現できていることが分かった。さらに、照射によって生成される酸素欠陥の数は、熱スパイクの直後に急激に増加し、3ピコ秒以内にその数が減少するというプロセスをたどることが示唆された。

論文

Mechanism of flashing phenomena induced by microwave heating

藤田 峻也*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 湯浅 朋久*; 瀬川 智臣; 山田 美一; 加藤 良幸; 石井 克典

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

使用済燃料を再処理する工程において、マイクロ波加熱脱硝法により、硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から酸化ウラン・酸化プルトニウム混合酸化物粉末を製造している。将来に向けた量産規模の脱硝技術開発において、マイクロ波加熱時の沸騰中の突沸及び噴きこぼれを防止するため、十分に運転条件を把握することが求められる。本研究においては、高誘電損失の硝酸ウラニル水溶液の模擬物質として塩化カリウム水溶液において、KCl濃度の増加に伴う誘電損失の増加に伴い、溶液表面でマイクロ波が損失することを実験及び電磁場解析により確認し、加熱状態の変化が突沸の発生に影響を及ぼすことを明らかにした。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の開発,1; 次世代型DDA装置の性能評価

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 古高 和禎; 藤 暢輔

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

原子力機構では、欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。その技術開発において、核分裂性核物質の定量が可能な次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)部と元素分析が可能な即発$$gamma$$線分析(PGA)部を組み合わせた、小型DT中性子源を用いるアクティブ中性子統合非破壊測定試験装置"Active-N"を新たに設計、開発した。現在、製作したDDA部の基本性能を評価するために微量のPu酸化物試料を封入したバイアル瓶を用いて測定試験を実施している。本報では、その試験結果をモンテカルロシミュレーション(MCNP)結果と比較して報告する。

論文

核拡散リスクの最小化に関する動向の分析

須田 一則; 清水 亮; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 北出 雄大

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

1974年に実施されたインドの核実験以降、世界的に核不拡散に関する議論が実施されている。まず国際的な核燃料サイクル評価(INFCE)では、核拡散防止の観点から、濃縮能力、長期供給保証、再処理、プルトニウムの取扱い、高速増殖炉、使用済燃料の管理、新型燃料サイクル等、といった広範にわたる議論が行われた。その後、イラクや北朝鮮の核問題から、IAEA保障措置協定追加議定書が起草されるなど、制度的な強化が行われた。近年においては、IAEAの革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクトや第4世代原子力システムに関する国際フォーラムにおいて、核拡散抵抗性に係る評価手法の検討、また核物質が有する内在的な抵抗性に係る研究が各国の専門家の間で進められている。本報告では、INFCE-WG4(再処理、プルトニウムの取扱いとリサイクル)の代替技術(コ・コンバージョン、コプロセス等)の議論を基に、核拡散リスクの最小化に関する動向と今後の展開について検討する。

報告書

燃料研究棟汚染事故における樹脂製の袋の破裂原因調査報告; 有機物の放射線分解によるガス発生と内圧上昇について

燃料研究棟汚染事故に関する原因究明チーム

JAEA-Review 2017-038, 83 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-038.pdf:11.37MB

2017年6月に燃料研究棟で発生したプルトニウムによる汚染・内部被ばく事故では、核燃料物質を収納した貯蔵容器の蓋をフード内で開封した際に内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部が実験室内に飛散するとともに作業員の内部被ばくに至った。事故発生後に組織された原因究明チームは、貯蔵容器内部のPVCバッグ内圧が上昇して破裂に至った原因を明らかにするため、当該貯蔵容器内容物に関する情報を、帳票類及び聞き取りによる調査、内容物の観察・分析によって収集した。さらに、有機物の放射線分解によるガス発生やPVCバッグの放射線劣化と破裂現象に関する検証試験を行い、必要なデータを取得した。これらをもとにフォルトツリー解析を行い、各種要因を定量的に評価した結果、内圧上昇の主原因がエポキシ樹脂の$$alpha$$線分解によるガス発生であることを特定した。本調査報告で述べるガス発生量や内圧上昇推移の評価手法は、他施設での核燃料物質の貯蔵に際しても大いに参考となるものであり、活用されることを期待する。

論文

再処理構造材料の腐食挙動に及ぼすRu化学形態の影響に関する研究

佐野 雄一; 安倍 弘; 高畠 容子

あいちシンクロトロン光センター2017年度公共等利用成果報告書(インターネット), 1 Pages, 2018/00

再処理工程での腐食機構の解明及び腐食抑制方法の提案を目的として、海水成分を含む硝酸溶液中におけるRuの存在形態に共存物質が及ぼす影響について評価を行った。Ruを対象としたXAFS測定の結果、塩化物イオンとの相互作用に起因すると推定されるRu近傍の構造変化が観測され、硝酸溶液中におけるRuの腐食促進作用に何らかの影響を及ぼすことが示唆された。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.33

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

Flushing phenomena and flow structure by microwave heating

藤田 峻也*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 長南 史記*; 湯浅 朋久*; 八巻 辰徳*; 瀬川 智臣; 山田 美一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

核燃料サイクルにおける使用済み燃料の再処理の転換工程においてマイクロ波加熱脱硝法が使用されている。マイクロ波加熱では沸騰現象を伴うことから、突沸及び噴き零れを避ける運転条件を十分に把握する必要がある。マイクロ波加熱時の突沸現象を明らかにするため、突沸の発生について高速度カメラによる詳細な観察を実施した結果、マイクロ波照射により加熱が進行し単一気泡による突沸に至るケース、気泡の生成と停止が間欠的に起こり、最終的に単一気泡による突沸に至るケース、気泡生成を伴わず蒸発が進行するケースの3種類に分類できることを明らかにした。また、突沸を引き起こす単一気泡周辺の流れ構造の可視化に成功した。さらに、液体表面の微小気泡を観察し、その生成と成長に対する必要熱量とマイクロ波加熱に伴う放出熱量との比較評価を行い、突沸と微小気泡との関係性を明らかにした。

論文

Prospective features for integration of nuclear forensics capability in national framework

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 田崎 真樹子; 清水 亮; 須田 一則; 富川 裕文

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

核鑑識は、不法に使用された核物質等の試料を分析・照合し、その起源、経路等を解明して犯罪者等の摘発に資する技術的手段であり、警察・司法組織との緊密な連携が必須である。このための国内体制の整備がIAEAをはじめ国際的な協力のもとで進められており、各国の実情に応じた技術的な対応能力の強化・推進の方策に関する考察及び地域協力の在り方に関する検討結果を報告する。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system

加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。

論文

複雑な実環境をシミュレートしたデータ取得にもとづく腐食要因の解明; 海洋環境と原子力施設を例として

山本 正弘

材料と環境, 66(1), p.3 - 12, 2017/01

腐食現象の発生メカニズムを明らかにするために、実験室的に実環境での腐食を再現するシミュレーション試験法を検討してきた。本稿では、海洋環境と原子力施設を例にこの手法に関して紹介する。海洋での腐食については、干満帯直下で見られる腐食極大に着目した。実環境を再現する試験を実施した結果、この領域では干潮時には、干満帯部をカソードとして腐食が進行し、満潮時には海中部深くをカソードとした腐食が進行し、長期間アノードが固定する現象が観察された。これは、アノード溶解が継続することで環境が変化して、腐食し続ける、いわゆる、「とけぐせ」と呼ばれる腐食現象と考えられる。原子力施設については、高い放射線環境での腐食解析や電気化学測定が可能な装置を駆使してきた。一例は、核燃料再処理施設でのNpの混入による腐食加速現象が、Np$$^{6+}$$がステンレス鋼表面で還元され腐食が進行し、還元されたNp$$^{5+}$$がバルク溶液中に再酸化されるため、微量のNp混入でも腐食が加速されることを示した。また、軽水炉内での放射線環境で生成する過酸化水素の影響についても評価する手法に関しても紹介した。

論文

シンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学; その研究教育の在り方」と故安俊弘教授の足跡

中山 真一; 奥村 雅彦*; 長崎 晋也*; 榎田 洋一*; 梅木 博之*; 高瀬 博康*; 川崎 大介*; 長谷川 秀一*; 古田 一雄*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.131 - 148, 2016/12

平成28年6月25日に東京大学にて、核燃料サイクル・バックエンドに関する研究を支えるためのシンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学 -その研究教育の在り方-」が開催された。限られた参加者による限られた時間内のシンポジウムであったが、この分野に身を置いてきた参加者による闊達な意見交換がなされ、今後の議論につながる意見を共有できた。このシンポジウムの内容を報告するとともに、本シンポジウムの企画者のひとりであり、シンポジウム直前に亡くなられたカリフォルニア大学バークレー校の安俊弘(Joonhong Ahn)教授に対する追悼の意を表し、本紙面を借りてその功績を紹介する。

論文

Influence of the heating method on the particle characteristics of copper oxide powders synthesized from copper nitrate aqueous solutions

瀬川 智臣; 深澤 智典*; Huang, A.-N.*; 山田 美一; 鈴木 政浩; 福井 国博*

Chemical Engineering Science, 153, p.108 - 116, 2016/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:78.64(Engineering, Chemical)

使用済み燃料の再処理工程において、マイクロ波加熱直接脱硝法による硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から混合酸化物粉末(MOX原料粉末)への転換が行われている。金属硝酸塩水溶液の脱硝により生成される酸化物粉末の形態に対する加熱法の影響を明らかにするため、脱硝によりCu(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$・3H$$_{2}$$O水溶液から生成された酸化銅粉末の形態に対する加熱法の影響について研究を行った。得られた粉末の中位径は加熱法に関らず、加熱速度が増加するにつれて減少することが明らかとなった。マイクロ波加熱法は顕著に粒子径が減少し、粒子の形状及び表面の不規則性が増大した。一方、マイクロ波と電気ヒータのハイブリッド加熱法では、最も表面が滑らかで球形の粒子が得られた。また、ハイブリッド加熱法では、マイクロ波加熱よりもシャープな粒子径分布を得られることが明らかとなった。数値シミュレーションにより、ハイブリッド加熱法では、より低いマイクロ波出力で全体を均一に加熱できることが明らかとなった。さらに、加熱法に起因する粉末の形態特性に対し、シミュレーションによるバルクの温度分布とマイクロ波照射により誘起されるCuO粒子で局所的に発生するホットスポットの相違に基づく考察を行った。

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