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大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則
JNC TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04
JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB
核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。
西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
我が国の将来の原子力発電ならびに地層処分を含む核燃料サイクルを検討するために、様々な物量の時間変化を計算する諸量評価コードが用いられている。東京工業大学と原子力機構によって公開されているNMBコードを用いて伊方発電所を例に諸量評価を行い、コードの検証を行うとともに、簡単な将来予測を行った。
西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 中瀬 正彦*
no journal, ,
諸量評価コードは原子力利用戦略・研究開発目標を立案することを目的とし、将来原子力シナリオを定量化ためのもので、国内外で多くのコードが開発されている。しかし、品質保証・精度検証については、OECD/NEAによる簡単なシナリオのベンチマーク相互比較がある程度で、十分に行われているとはいいがたい。諸量評価コードでは、核燃料サイクルおよび原子炉の各プロセスに対して多くのモデルが用いられているほか、入出力の定義やデータベースにも差異があり、一般的な検証方法は確立されていないことが課題である。そこで、今後の品質保証・精度検証に資するために、諸量評価コードを対象とした検証・妥当性確認(V&V)方法を構築した。
深谷 裕司; 後藤 実; 植田 祥平; 岡本 孝司*
no journal, ,
プルトニウム燃焼高温ガス炉によるプルトニウム燃焼システムの成立性を確認するために、導入シナリオを検討し、それに基づき、サイクル諸量の評価を行い、提案システムの有効性を定量的に確認した。
西原 健司
no journal, ,
「核燃料サイクルの成立性」研究専門委員会において、将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発・人材育成を議論するために、将来シナリオを幅広く想定し諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量、使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン消費量, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。
竹下 健二*; 松村 達郎
no journal, ,
カーボンニュートラルの達成には持続的な原子力エネルギーの利用が不可欠である。そのためには安定した燃料供給が必要で、MOX再処理、FBR、第2再処理工場建設などを適切な時期に導入していく必要がある。これらの技術導入を最適化するシナリオ研究のため動的核燃料サイクルシミュレータNMB4.0を開発した。本研究では、最終処分に影響の大きい長寿命でかつ発熱性のあるMA核種AmやCmに注目した。今後の軽水炉の長期利用を想定した4つの核燃料サイクルシナリオ(Once throughサイクル、LWRサイクル、LWRマルチサイクル、LWR FRサイクル)に対して、高レベル放射性廃液からのMA分離変換技術の導入が最終処分場に与える影響をNMB4.0で解析し、この技術の導入意義を検討した。その結果、LWR FRサイクルへのMA分離変換技術の導入によって処分場面積が著しく減少し、更にガラス固化体の長期冷却や発熱性FP核種(CsとSr)の分離、ガラス固化体の高密度パッキング技術が導入できれば、必要な処分場面積は60%まで削減できることが明らかとなった。
阿部 拓海; 菅原 隆徳
no journal, ,
原子力機構では高レベル放射性廃液に含まれるSr、Cs、Amといった発熱元素及びMo、Pd、希土類元素などを有用元素ととらえ、核種分離によってこれら元素を回収し、再資源化する技術の開発を行っている。本報告では核燃料サイクルシミュレータNMB4を用いて有用元素再資源化原子力利用シナリオの諸量評価を行い、核種分離による処分場負担の低減量ならびに回収した有用元素の組成等を調査した結果を述べる。
西原 健司
no journal, ,
総合講演・報告「原子力将来シナリオの諸量評価技術」において、諸量評価コードの現状と課題を述べる。国内においては4つのコード(NMB, FAMILY-21, MISA, ATRUNCYS)が認知されているが、その他にも複数の組織がコード開発を行っているものと考えられる。これらのコードは、組織内部での評価に用いるためにインハウスコードとして整備されていることがほとんどであり、これまで、コードが公開されることや、相互の比較が行われることはなかった。同一問題を複数のコードで解いて比較するベンチマークは諸量評価コード検証の有望な方法であるが、大きく3つの課題があると考えられる。一つ目は、有効性のあるベンチマーク問題の設定が必要であること、二つ目はコード間でモデル・データベースが多様であること、三つめは燃焼計算の精度が悪いことである。研究専門委員会ではこれらの課題取り組み、ベンチマーク問題を整備し、今後の諸量評価品質保証の基盤としたい。
三島 理愛; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 中瀬 正彦*
no journal, ,
高レベル放射性廃液(HLLW)に含まれる白金族元素(PGM; Ru、Rh、Pd)とMoはガラス溶融炉の運転安定性低下、ガラス固化体の品質低下、ガラス固化体発生本数および処分場面積の増大の原因となる。今後の高燃焼度燃料やMOX燃料の再処理においてよりPGM、Moが多く含まれるHLLWの発生が予測されており、PGM、Mo分離技術が必要となる可能性がある。そこで本研究ではバックエンドプロセス合理化を目的とし、PGM、Moを選択的に除去するための収着材として、シアノ基架橋型配位高分子材料であるフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目した。再処理工程への適用を見据え、AlHCFによる模擬HLLWの収着実験データを取得し、その実験データを反映して再処理プロセス計算、NMB4.0を用いた発熱・伝熱計算を実施して処分場負荷低減効果を定量的に評価した。プロセス諸量評価の結果からAlHCFが有効に処分負荷低減に寄与するAlHCF使用条件を明らかにした。AlHCF利用とプロセス合理化により、ガラス固化体発生本数は最大で1/5程度に削減でき、処分場面積は約4%の大きさに低減可能となる見込みが示された。