Conceptual design of engineering-scale plant applied the simplified MA-bearing fuel fabrication process

山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。

Present status of PSA methodology development for MOX fuel fabrication facilities

玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under fire accident conditions

田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。

Proceedings of the Symposium on Nitride Fuel Cycle Technology; July 28, 2004, JAERI, Tokai, Japan

物質科学研究部

JAERI-Conf 2004-015, 143 Pages, 2004/12

JAERI-Conf-2004-015.pdf:17.09MB

この報告書は、2004年7月28日に日本原子力研究所東海研究所で開催された「窒化物燃料サイクル技術」シンポジウムの論文集である。このシンポジウムの目的は、国内外の専門家間で窒化物燃料サイクル技術に関する情報及び意見を交換し、この研究分野での現状,将来の研究について議論することにある。発表・討論されたトピックスは、国内外における技術開発の現状,調製技術,物性測定及び乾式再処理プロセスである。シンポジウムには53名の参加者があり、活発な討論が行われた。

Proceedings of the 11th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; December 15 - 17, 2003, Tokyo, Japan

榎枝 幹男

JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB

本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,LiTiO等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLiSiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。

高温ガス炉開発の現状と動向,燃料検査方法; 高温ガス炉の概要,HTTR計画,燃料の製造・検査方法

沢 和弘; 川崎 幸三

検査技術, 8(6), p.17 - 22, 2003/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/80015940216

本報では、高温ガス炉の概要,日本原子力研究所が進めている高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature Engineering Test Reactor)計画について述べるとともに、高温ガス炉の大きな特徴の一つである燃料の製造及び検査方法を紹介する。

Development of HIP technique for bonding of CuCrZr with stainless steel and beryllium for application to the ITER first wall

秦野 歳久; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-075, 59 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-075.pdf:17.38MB

ITER第一壁は、ベリリウムのアーマータイル,銅合金の熱シンク,ステンレス鋼の冷却管と後壁により構成され、それらを高温等方加圧(HIP)法を用いて接合する。本研究では、銅合金とステンレス鋼並びにベリリウムとの各接合に対するスクリーニング試験を実施して最適な接合条件を選定した。さらに第一壁の部分モデルを試作するとともにその熱負荷試験を行って、製作性を実証し、かつ熱機械特性を評価した。特に、ここでは低コストと高靭性の利点から、従来のアルミナ分散強化銅に代わるクロムジルコニウム銅の適用性について検討した。スクリーニング試験の結果、ステンレス鋼とクロムジルコニウム銅のHIP温度として1050を選定した。これにより接合体の破壊靭性値は~276kJ/mとアルミナ分散強化銅の接合体に比べて非常に高い値を示した。ベリリウムとの接合では温度を555として時効処理を兼ねたが、接合後のクロムジルコニウム銅は受け入れ材に比べてやや軟化する傾向を示した。これらによりHIP接合条件及び熱処理条件を絞り込むことができた。さらに第一壁の部分モデルを試作し、その高熱負荷試験を行い除熱性能及び熱疲労特性が良好であることを確認した。以上の結果からクロムジルコニウム銅の第一壁への適用に見通しを得ることができた。

Comparison of HTGR fuel design, manufacture and quality control methods between Japan and China

Fu, X.*; 高橋 昌史; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-049, 35 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-049.pdf:3.01MB

日本のHTTR用初装荷燃料は1995年より原子燃料工業(株)で製造を開始し、HTTRは1998年に臨界となった。一方、中国では清華大学のINET(Institute of Nuclear Energy Technology)にて10MWの高温ガス炉(HTR-10)建設と並行して、燃料製造が進められた。この結果、HTR-10は2000年12月に臨界に達した。日本のHTTRと中国のHTR-10では燃料型式がそれぞれピンインブロック型,ペブルベッド型と異なっているが、いずれもTRISO粒子である被覆燃料粒子のように似通った部分もある。本報は日本と中国における燃料設計の違い,製造方法の違い,品質保証方法の違いを比較検討し、まとめたものである。

Research on nitride fuel for transmutation of minor actinides

湊 和生; 荒井 康夫; 赤堀 光雄; 中島 邦久

Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00

原研では、加速器駆動炉を用いたマイナーアクチノイドの核変換処理概念を提案しており、そこでは窒化物燃料を候補としている。窒化物燃料は、アクチノイド相互の固溶性に優れ、熱伝導率が高いとともに、硬い中性子スペクトルを実現できる。炭素-14の生成を避けるために窒素-15を用いる必要があるが、燃料の再処理に高温化学法を適用することにより、窒素-15を再利用することができる。ここでは、原研で行ってきた、窒化物燃料の調製試験,特性評価試験、及び照射試験についてまとめた。

Safety criteria and quality control of HTTR fuel

沢 和弘; 鈴木 修一*; 塩沢 周策

Nuclear Engineering and Design, 208(3), p.305 - 313, 2001/09

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(01)00358-2

高温ガス炉では、高温の冷却材温度を達成するために、被覆燃料粒子を用いている。現在の高温ガス炉では、四重被覆粒子を燃料としている。高温ガス炉燃料の安全設計においては、1次冷却材中の放射能が許容範囲を超えないよう、核分裂生成物を被覆燃料粒子内に閉込めることが重要である。そこで、燃料の基本設計方針は、製造時の燃料破損率を最小化するとともに、運転中の著しい追加破損を防止することである。この基本方針に基づき、HTTR燃料の安全設計方針及び検査基準を定めた。本検査基準の検査項目,方法,抜取率によって、HTTR初装荷燃料の製作を行った。