Difference in accumulation of plutonium and curium isotopes formed in americium targets irradiated in Joyo and JMTR

大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113755

The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.310Bq (原子炉停止直後)、2.710Bq (21年後)、1.010Bq (40年後)、2.410Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.30.4% (1013t)、L2が0.00.4% (014t)、L3が1.01.2% (3239t)、CLが98.098.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

JMTRにおけるEALの設定

川俣 貴則; 小沼 勇一; 花川 裕規

JAEA-Review 2018-031, 33 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-031.pdf:1.62MB

平成29年度に「原子力災害対策特別保護法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」の改正・施行に伴い、大洗研究所の原子力事業者防災業務計画の見直しが原子力規制庁から指示された。そのため、JMTRにおいても緊急時活動レベル(Emergency Action Level(以下、EALという。))の作成が新たに必要となった。JMTRのような試験研究炉は、その特性が多岐にわっている。そのため、JMTRの特性と発電用原子炉施設のEALを踏まえた上で、JMTRにおけるEALを設定する必要があった。本報告では、JMTRにおけるEAL設定の基本方針及び選定結果について報告する。

材料試験炉,運転と技術開発 No.18; 2003年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2004-029, 100 Pages, 2005/01

JAERI-Review-2004-029.pdf:19.03MB

2003年度(平成15年度)は、第148サイクルから第152サイクルまでの計5サイクルの利用運転を行った。この間、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験及び照射後試験を実施した。今年度、照射実験設備の故障,中性子検出器の故障によりそれぞれ原子炉の計画外停止があり、復旧及び再発防止のための対策等を講じた。照射技術の開発では、原研・原電の共同研究で進めているIASCC照射下試験(照射中にIASCCを再現)の実施に向け、炉外装置の設置及びモックアップキャプセルを使用した試験等を行うとともに、試験時の腐食電位測定のための水質評価モデルの検討等を行った。核融合炉ブランケットに関する研究では、高温で使用可能なトリチウム増殖材料,耐放射線性小型モータの開発等を行った。このほか、国際研究協力協定に基づき、照射試験,照射後試験技術の開発に関する韓国原子力研究所(KAERI)との研究協力,核融合炉ブランケット開発に関するIEA(国際エネルギー機関)国際協力等を実施した。また、所内にJMTR将来計画検討委員会を設置し、大学,産業界,研究機関からの有識者,専門家の参加を得て、JMTRの今後の計画について検討を行った。

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

材料試験炉,運転と技術開発 No.16; 2001年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2003-009, 96 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-009.pdf:10.93MB

大洗研究所のJMTRは、2001年度(平成13年度)は第139サイクルから第144サイクル(但し、第140サイクルは手動停止により運転中止、第142サイクルは自動停止のため途中で運転打切り)の利用運転を行い、延べ105本のキャプセルと59本の水力ラビットの照射試験、及び各種の照射後試験を実施した。照射試験の目的は、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,軽水炉圧力容器鋼材の照射脆化に関する研究,核融合炉材料の開発研究,RIの製造及び製造技術、等に関するものである。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、IASCC照射試験のための高度材料環境照射装置の設置と性能試験を行い、また、ホットラボにおいては、照射後試料のIASCC進展試験装置の開発、設置等を行った。また、核融合炉ブランケットに関する照射開発研究に関しては、Liのリサイクルに適したトリチウム増殖材微小球製造技術の開発,Be金属間化合物の特性評価、等を行った。本報告書は、これら2001年度のJMTRにおける研究・業務活動をまとめたものである。

JMTRを利用した研究成果

長尾 美春; 石井 忠彦; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Review 2002-007, 191 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-007.pdf:10.97MB

本報告書は、1971年の利用運転開始から現在までにJMTRを利用して行われた研究の成果発表について、原研内,大学,民間企業,研究機関の利用者を対象に調査を行った結果に基づき、公刊された研究成果報告のリストを作成し、分野別一覧としてまとめたものである。

材料試験炉-運転と技術開発No.14; 1999年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2001-009, 80 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-009.pdf:5.5MB

1999年(平成11年)度に、JMTRは、第128から第132サイクル計5サイクルの利用運転を行い、延べ138本・サイクルのキャプセルと80本の水カラビットの照射試験,照射後試験を実施した。照射利用の目的は、BWR高燃焼度燃料の出力急昇試験,軽水炉炉内構造材の照射誘起応力腐食割れ研究,アクチノイド水素化物燃料の開発研究,核融合炉材料の開発研究,RI製造及び製造技術開発等であった。また、技術開発として、IASCC照射試験のための高度材料環境照射装置の開発,遠隔操作型高温疲労試験装置の開発,トリチウム増殖材微小球充填体の照射下でのトリチウム生成・回収特性の測定試験等を実施した。本報告書は、これらの研究・業務活動をまとめたものである。

Neutronic design of pulse operation simulating device for in-pile functional test of fusion blanket by MCNP

長尾 美春; 中道 勝; 河村 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.423 - 426, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874920

核融合実験炉の運転形態の一つにパルス運転モードがある。この運転形態におけるトリチウム増殖ブランケットの工学的データ(熱特性、トリチウム放出特性等)は、ブランケットの設計に必要不可欠なことから、核分裂炉においてパルス運転を模擬した照射試験を行うための試験体の設計を行った。この試験体では、窓付のハフニウム製の中性子吸収体を回転させることにより、パルス運転を模擬する。核設計に際しては、モンテカルロコードMCNPを使用し、試験体が実際に炉内に装荷された場合を想定した解析を行った。パルス運転モードにおける工学的データを得るためには、運転状態相当での熱中性子束が停止状態模擬時の少なくとも10倍以上あることが望ましいとされている。本核設計の結果から、パルス運転模擬時における試料部の熱中性子束の変化を約12:1にできることが明らかとなり、JMTRを用いた照射試験の見通しが得られた。

材料試験炉-運転と技術開発,No.12; 1997年度

材料試験炉部

JAERI-Review 99-006, 79 Pages, 1999/03

JAERI-Review-99-006.pdf:3.72MB

1997年度は、軽水炉及び核融合炉の研究開発、燃料・材料の基礎研究及びRI生産等の照射利用のために120,121及び123サイクルの合計3サイクル運転を行った。照射利用の技術に関して、照射場評価として照射試料位置における中性子スペクトル評価精度を向上させるための開発を進めた。一方、照射技術に関しては照射試料の垂直移動、再照射、応力負荷が行える照射キャプセルの開発を行うとともに、要素技術としての燃料棒用酸素ポテンシャルセンサ等の開発を行った。照射後試験技術に関して、交流電位差法を用いたき裂長さ測定技術及び遠隔操作による微小試験片加工技術の開発を行った。核融合開発に関しては、ブランケット照射挙動及び関連材料に関する照射研究を進めた。本報告書は、1997年度中にJMTRにおける運転、照射試験、技術開発の概要をまとめたものである。