TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)の整備(共同研究)

湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.

JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB

乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の/セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムのAmを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

https://doi.org/10.3327/jnst.42.378

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

NUCEF分析業務報告書; 平成15年度

清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

第7回NUCEFセミナー講演報文集; 2004年2月20日,東海研究所,東海村

第7回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2004-011, 166 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-011.pdf:30.39MB

第7回NUCEFセミナーは、2004年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催,サイクル機構共催で実施した。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、基調講演,長寿命核種分離研究に関する口頭発表,廃棄物処分安全規制支援研究に関する口頭発表とパネルディスカッション,燃料サイクルと廃棄物処分の安全性研究及び次世代燃料サイクル開発研究に関するポスター発表を行った。口頭発表は15件(提言1件,基調講演1件含む)、ポスター発表は47件であり、セミナー参加者は281名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、パネルディスカッションの議論の概要をまとめたものである。

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2003-019

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k, M, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

Extraction behavior of TRU elements in the nuclear fuel reprocessing

宝徳 忍; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.313 - 316, 2002/11

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2002.10875471

PUREXプロセスの抽出工程における放射性核種の閉じ込め性に関する研究を行い、工程内でのウラン,プルトニウム及びほかのTRU元素の移行挙動の調査を行った。使用済燃料試験をNUCEFの再処理プロセス試験設備を使用し、3台の抽出機によって、ウラン,プルトニウムなどの濃度分布データを取得した。その結果、ウラン,プルトニウム,アメリシウムについてはその99%以上が想定された製品溶液中に移行したが、ネプツニウムはそれぞれの製品溶液中に分散した。(抽出残液に11%,FP溶液に23%,Pu溶液に36%,U溶液に30%)、また、この結果を計算コードによってシミュレーションしたところ、概ね実験結果と一致したが、一部の工程で実験結果と若干の差が見られた。これらについては、さらに計算結果が一致するよう、今後考察を行う必要がある。

STACYにおけるPu臨界実験のためのビニルバッグの改良及びモックアップ試験(受託研究)

小野寺 清二; 菅原 進; 小林 丙午; 芳賀 浩一; 福島 奨*; 七字 勇*; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-070, 77 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-070.pdf:8.74MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、プルトニウムを用いた臨界実験に先立ち、運転時及び点検作業時の安全性を確保するための設備の整備を進めているところである。その整備計画の一環として、炉心タンクに接続されている安全棒駆動装置,給排液・ベント系ノズル等の連結部に用いられているビニルバッグについて、溶着シームの無い密封性に優れたシームレスビニルバッグを試作し、その閉じ込め性能,脱装着操作性等にかかわるモックアップ試験を実施した。その結果、閉じ込め機能を強化した密封性に優れた改良型ビニルバッグの実用化に見通しが得られた。本報告書は、平成13年度に実施したビニルバッグの改良及びモックアップ試験の結果についてまとめたものである。

Proceedings of the International Symposium NUCEF 2001; Scientific Bases for Criticality Safety, Separation Process and Waste Disposal

NUCEF2001ワーキンググループ

JAERI-Conf 2002-004, 714 Pages, 2002/03

JAERI-Conf-2002-004.pdf:69.13MB

本報文集は、2001年10月31日-11月2日に開催された第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」における基調講演論文,研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)及び1998年の第2回(報文集JAERI-Conf 99-004)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「臨界安全性、分離プロセス及び放射性廃棄物処分に関する科学的基盤」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全性,(2)分離プロセス,(3)放射性廃棄物処分,(4)TRU化学の各分野から計94件であった。

第5回NUCEFセミナー講演報文集; 2001年2月27日, 東海研究所, 東海村

第5回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12

JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB

第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。