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廣岡 瞬; 中道 晋哉; 松本 卓; 土持 亮太; 村上 龍敏
Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 2, p.1119567_1 - 1119567_7, 2023/03
プルトニウム(Pu)を含む核燃料物質の保管は安全や計量管理等の観点から慎重な配慮が必要であるが、保管に関する技術的な情報に関しては、イギリスやアメリカからの報告例が僅かに存在するのみである。日本も多量のPuをウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料の形態で所有しており、その形状や性質、含まれる不純物等に応じて適切な保管管理を行うことが重要である。本報告では、日本原子力研究開発機構のプルトニウム燃料技術開発センターが所有する様々なMOX燃料とその保管方法、また、保管中に起こった問題や今後の長期保管における対策について報告する。
小室 迪泰; 金沢 浩之; 石仙 順也; 清水 修; 本田 順一; 原田 克也; 音部 治幹; 中田 正美; 伊奈川 潤
JAEA-Technology 2021-042, 197 Pages, 2022/03
プルトニウム研究1棟は、プルトニウム取扱技術の確立とその基礎物性を研究することを目的として、昭和35年に建設され、溶液及び固体状プルトニウム化合物に関して放射化学的研究、物理化学的研究及び分析化学的研究を行ってきた。昭和39年には研究建家の増築を行い、プルトニウム・ウラン混合燃料の研究、プルトニウム系燃料の再処理の研究を開始するなど、我が国のプルトニウム関連研究において先進的な役割を果たしてきた。その後研究対象を超プルトニウム元素にまで拡大し、アクチノイドの基礎研究施設として機能してきた。施設は、グローブボックス(以下「GB」とする。)15台、フード4台を備える、地上2階の鉄筋コンクリート構造である。プルトニウム研究1棟は平成26年度の機構改革により廃止措置対象施設の一つとして決定された。これまでに管理区域内の汚染状況調査、GB内部の除染、設備解体手順の検討を計画的に実施しており、施設で使用した放射性同位元素や核燃料物質の他施設への搬出も完了している。施設の廃止措置は令和8年度の管理区域解除による完了を目指して進められている。本報告書ではプルトニウム研究1棟の廃止に向けた措置に関する計画とこれまでの実績をデータと共に報告する。
邉見 光; Walker, A.*; 山口 徹治
Radiochimica Acta, 109(7), p.539 - 546, 2021/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)プルトニウム(IV)の収着挙動を非静電的モデル(NEM)を用いて解析するため、低酸素濃度条件下で炭酸塩溶液中の石英へのPu(IV)の収着を系統的に調べた。Pu(IV)の収着データは、pHと炭酸塩濃度の関数としてバッチ収着実験から得られたものである。Pu(IV)の石英への収着は、4価アクチノイドとして化学的に類似していると考えられるTh(IV)と同様の傾向を示した。石英へのPu(IV)の分配係数dは、pH8から11の条件では、全炭酸塩濃度の2乗に反比例することがわかった。しかし、モデル化研究の結果、
SOTh(OH)
及び
SOThOH(CO
)
のTh(IV)収着モデルは、石英へのPu(IV)収着のシミュレーションに適用できないことが明らかになった。イオン半径がTh(IV)よりも小さいPu(IV)では、負に帯電した配位子間の静電反発により、
SOM(OH)
及び
SOMOH(CO
)
の生成が制限されていることが推測された。
SOPu(OH)
及び
SOPu(OH)
としてPu(IV)収着モデルを開発した。また、石英のデータと比較するために、白雲母へのPu(IV)の収着データを取得した。
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06
被引用回数:2 パーセンタイル:31.22(Nuclear Science & Technology)PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。
植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02
被引用回数:1 パーセンタイル:16.13(Nuclear Science & Technology)固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数:6 パーセンタイル:56.26(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05
2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。
入澤 恵理子; 山本 正弘; 加藤 千明; 本岡 隆文; 伴 康俊
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.337 - 344, 2019/04
被引用回数:1 パーセンタイル:13.41(Nuclear Science & Technology)The boiling nitric acid solution containing highly oxidizing cations dissolved from the spent nuclear fuels corrodes stainless steels because of the nobler corrosion potential and their fast reduction rate. The cations themselves are re-oxidized to higher oxidizing states in a bulk solution after the corrosion reaction. In this paper, the re-oxidation rate constants of typical cations, such as Cr, V, Pu, and Np, were analyzed, and discussed about the effect on time dependencies of the corrosion rate. It was indicated that the cations with a large re-oxidation rate constant, such as Np, could keep the corrosion rate at high level continuously for the long immersion duration.
高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿
JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03
平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1mと5
mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.3
11
m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.6
14
m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0
m以上、酸化Puとした場合は3.9
m以上と評価された。
燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム
JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03
2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。
後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。
Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的なを測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、この
パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際
測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び
の計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。
後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
PuO-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600
C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO
燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。
向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。
小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。
田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 黒崎 健*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1285 - 1289, 2015/10
被引用回数:2 パーセンタイル:18.84(Nuclear Science & Technology)BaPuAm
)O
を調製し、ペロブスカイト型結晶構造を確認するとともに、音速測定により弾性率及びデバイ温度を求めた。また、熱伝導率を評価し、マトリクスと比較してきわめて小さい値を示すことがわかった。熱伝導率とデバイ温度の関係から、Ba系ペロブスカイト化合物の熱伝導率は原子間結合力の大きさで説明できることを明らかにした。
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO
-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
細馬 隆
JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08
プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。
瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/BO
セラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱
線(大強度単色
線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念される
Heに代わるZnS/B
O
セラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色
線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。