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論文

Method to reduce long-lived fission products by nuclear transmutations with fast spectrum reactors

千葉 敏*; 若林 利男*; 舘 義昭; 高木 直行*; 寺島 敦仁*; 奥村 森*; 吉田 正*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.13961_1 - 13961_10, 2017/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:13.35(Multidisciplinary Sciences)

放射性廃棄物の課題を克服するため、高速炉中性子を利用した6種の長寿命核分裂生成物を元素分離で核変換する技術の開発を進めている。効果的かつ効率的な核変換のため、重水素化イットリウムを減速材としたシステムを考案した。モンテカルロコードMVP-II/MVP-BURNを使った核変換率とサポートファクタの評価を行った。高速炉炉心のブランケット領域および反射体領域に重水素化イットリウムと装荷した場合、すべての核種の実効半減期が10$$^{6}$$から10$$^{2}$$へ劇的に低減し、サポートファクタも1を上回ることが確認できた。この高速中性子を利用した核変換システムは放射性廃棄物の低減に大きく貢献する。

論文

HTTR-IS水素製造プラントにおける可燃性ガス漏えいの確率論的安全評価

工藤 潤一*; 坂場 成昭; 高橋 信*; 若林 利男*

日本原子力学会和文論文誌, 9(4), p.360 - 367, 2010/12

HTTR-IS水素製造プラントは、我が国唯一の高温ガス炉(高温工学試験研究炉:HTTR)からの高温核熱を利用して水素を製造するシステムであり、原子力機構において設計が進められている。本システムでは、原子炉近傍で大量の可燃性ガスを取り扱うため、可燃性ガスの爆発に対する原子炉の安全性確保が重要な課題である。本研究では、HTTR-IS水素製造プラントにおける可燃性ガス漏えいの確率論的安全評価を行った。まず、マスターロジックダイヤグラム(MLD)を用いて、システムの事故につながる可能性のある事象(起因事象)を抽出した。次いで、抽出した起因事象に対して、イベントツリー解析(ETA)及びフォルトツリー解析(FTA)を行い、HTTRの建屋に影響を与える可能性のある可燃性ガスの漏えい事象の発生頻度を定量化した。評価の結果、火災爆発事象の発生頻度を合計値は、2.5$$times$$10$$^{-4}$$(件/年)であり、本検討での目標値を上回ったが、火災爆発事象の発生頻度低減を目的とした機器追加により、目標値以下となる7.9$$times$$10$$^{-7}$$(件/年)に低減できることを明らかにした。

論文

Candidate iodides for LLFP transmutation in FR core

舘 義昭; 若林 利男*

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.268 - 269, 2010/11

放射性ヨウ素のような使用済燃料に含まれる長寿命核分裂生成物の核変換技術は、高レベル放射性廃棄物の処分に伴う環境負荷やリスクの軽減にとって非常に有望な技術である。ヨウ素は低い融点や高い蒸発性のため、また、鉄基材料に対する高い腐食性のために、高速炉炉心への適用性に優れる化合物形態を選定することが重要な課題となっている。融点や核的特性,ステンレス鋼との反応性,製造性の観点から高速炉での核変換のための候補化合物形態としてMgI$$_{2}$$, CuI, RbI, YI$$_{3}$$, BaI$$_{2}$$の5種類のヨウ素化合物を選定した。これらについて、高温での安定性を評価するためにTG-DTAを、被覆管材料との共存性を評価するために600$$^{circ}$$Cで最長5000時間の共存性試験を実施した。TG-DTAの結果、BaI$$_{2}$$は優れた高温安定性を有していることが、CuI, RbI, YI$$_{3}$$は融点付近で著しい重量損失を生じることが明らかとなった。被覆管材料との共存性試験の結果、MgI$$_{2}$$, YI$$_{3}$$と試験したSUS316鋼やPNC-FMS鋼,ODS鋼で腐食の痕跡が認められた。BaI$$_{2}$$と試験したSUS316鋼やODS鋼では、表面に酸化物層が形成されたが、これはBaI$$_{2}$$中に残留していた水分によるものであると考えられた。また、共存性試験の試験体上部においては、RbやYによるSUS316鋼の腐食が認められた。高温での安定性や被覆管材料との共存性の観点から、高速炉でのヨウ素の核変換のための化合物形態としてはBaI$$_{2}$$が有望であることが明らかとなった。

報告書

弥生炉を用いた$$^{237}$$Np核分裂断面積の測定

大木 繁夫; 高嶋 秀樹; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*

JNC-TY9400 2004-005, 36 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-005.pdf:1.01MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対する237Npの核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心中心、側部ブランケットをそれぞれ貫く、グローリーホール、グレイジングホールと呼ばれる実験孔における測定のため、小型BTB検出器を準備した。実験孔内の測定位置を変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2、JENDL-2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における計算値は、約30%の系統的な過大評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。この30%もの過大評価が核データの誤差に起因するとは考えにくい。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、237Npだけでなく中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証の参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。

報告書

弥生炉を用いた$$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am核分裂断面積の測定

大川内 靖; 大木 繁夫; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*

JNC-TY9400 2004-004, 37 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-004.pdf:1.03MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対するMA(241Am, 243Am)の核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心を貫く主実験孔(グローリーホール)における測定のため、小型BTB検出器を準備した。グローリーホール内の測定位置を炉心中心から劣化ウランブランケットまで変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における241Am, 243Am双方についての計算値は、10$$sim$$20%の系統的な過小評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、241Am, 243Amや中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証における参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。

論文

A Design Study on MOX-fueled Small Fast Reactors for Standardization of a Small Fast Nuclear Reactor System

宇都 成昭; 早船 浩樹; 若林 利男

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), 283 Pages, 2002/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

汎用性、低い資源依存性、安全性、核不拡散性等、次世代を担う原子炉の条件を満足する概念の一つと考えられる小型高速炉システムの標準化を達成するための開発方針を提案した。この方針は3段階で構成される。第1ステップでは既存の技術に基づき短期間で基本システムの立証を行う。第2ステップでは経済性の大幅な向上を達成し、第3ステップで発・送電システム全体として現行軽水炉発電技術と経済的に競合し得る実用小型高速炉の標準化を実現する。このうち、本報では第1ステップの開発実証に焦点をあて、豊富な燃料開発実績とそれに基づく短期間での開発立証に関する容易性の観点から混合酸化物燃料小型高速炉(反射体による反応制度制御機能付き)について、核・熱計算による評価を含めた炉心及び原子炉構造に関わる技術的検討を行った。その結果、高い安全性を確保しつつ燃料交換サイクル2年程度を達成し、第2ステップ硫黄の炉心・プラントシ

論文

Measurements of neutron induced fission cross-section for $$^{242m}$$Am from 0.003eV to 10keV using lead slowing-down spectrometer, thermal neutron facility and time-of-flight method

甲斐 哲也; 小林 捷平*; 山本 修二*; Cho, H.*; 藤田 薫顕*; 木村 逸郎*; 大川 内靖*; 若林 利男*

Annals of Nuclear Energy, 28(8), p.723 - 739, 2001/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.01(Nuclear Science & Technology)

背中合わせ型核分裂計数管を用いて0.003eVから10keV領域における$$^{242m}$$Am核分裂断面積を測定した。これらの実験は、京都大学鉛減速スペクトロメータを用いた0.03eV~10keV領域、京都大学原子炉熱中性子照射施設における0.025eV、飛行時間分析法による0.003eV~35eV領域において行った。測定結果を評価済み核データファイルJENDL-3.2,ENDF/B-VI,JEF-2.5及び既存の比較して、評価済み核データの妥当性を議論した。

報告書

中性子ビームプローブに関する研究 - 中性子ビーム制御システムの開発 -

鬼柳 善明*; 加美山 隆*; 平賀 富士夫*; 若林 利男; 大川内 靖

JNC-TY9400 2000-015, 238 Pages, 2000/05

JNC-TY9400-2000-015.pdf:5.47MB

中性子は、透過力が強い、他の放射線では見えない元素が見えるなどの特性のため、非常に特徴のあるプローブとなっている。この特性を利用して原子力部材の残留応力の測定、また、生体物質・高分子などの構造・ダイナミックスの測定などに不可欠のものとして利用されている。しかし、強度がまだ弱く、それを改善するためには、ビーム制御システムを開発し、利用できる中性子の強度を増やすことが必要である。本研究では、ビーム制御機器として、磁気レンズ、マルチキャピラリーファイバー、ミラーについて検討した。磁場による中性子ビーム収束に関する実験は、本研究で初めて行われたもので、磁場がある場合と無い場合で比較すると、収束波長での強度比は約40倍という大きなものであることが実証された。さらに検討を進めた結果、磁場の一様性を高めることができれば、収束強度をさらに2倍上げられることが示された。マルチキャピラリーファイパーによる中性子輸送特性を、初めて中性子波長依存で、また、キャピラリー径および曲率を変えて測定した。波長が約5A以上では透過率が一定となること、今回測定したキャピラリーでは、径が大きい方が透過率が高いことが明らかとなった。これらの結果は、必要とする中性子の波長によって、最適なキャピラリーの径が存在することを示唆しており、実用装置を作製する場合にはそのことを十分考慮する必要があることを示している。一本の中性子ビーム孔をより有効に利用するために、中性子スーパーミラーを用いた先端分岐型の中性子ビームスプリッターを作り、その特性を測定した。その結果、長波長中性子成分が通常の2倍となるビームラインと、その成分が少ない二つの違った特性を持つビームラインが作れることが実証された。中性子のビームプローブとしての重要性から・中性子ビーム制御に関する研究は非常に重要であると認識されている。この研究の発展は、原子力の分野での利用にも大きく貢献するものと考えられる。

論文

「消滅処理工学」研究専門委員会; 1995年4月$$sim$$1999年3月

向山 武彦; 若林 利男*

日本原子力学会誌, 41(6), p.713 - 714, 1999/06

原子力学会「消滅処理工学」専門委員会の1995年4月から1999年3月までの活動の報告である。活動内容を(1)消滅処理システム、(2)燃料開発、(3)データベース、(4)加速器開発、(5)郡分離研究、(6)地層処分と消滅処理の関係に分けて報告する。

論文

Status on nuclear waste separation and transmutation technologies in JNC

若林 利男

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), 0 Pages, 1999/00

サイクル機構における長半減期マイナーアクチニド及び核分裂生成物の分離及び高速炉を用いた消滅技術の現状を総括し、今後の計画遂行に資する。

報告書

小型炉の標準化に関する研究ー(1)開発の進め方及び混合酸化物燃料小型高速炉の設計研究ー

宇都 成昭; 若林 利男; 早船 浩樹

PNC-TN1410 98-007, 94 Pages, 1998/04

PNC-TN1410-98-007.pdf:4.2MB

汎用性、低い資源依存性、安全性、核不拡散性等、次世代を担う原子炉の条件を満足する概念の一つと考えられる小型高速炉の具体的なシステム像の構築を目指すため、平成8年11月に小型炉技術検討ワーキンググループが発足した。本報告書は、当ワーキンググループのメンバーとして著者らが1年余りにわたり行ってきた原子炉システムに係わる技術的検討の成果をまとめたものである。検討に先立ち、小型高速炉の開発においては、実験炉、原型炉の経験や大型炉研究での成果・知見を最大限に活用した早期開発、並びに既存技術の効率的活用と新技術の順次実証を基本方針として、以下に示す3つのステップに分けて標準化に至るまでの開発を進めるべきとの考えを示した。・第1ステップ:デモ機第1段階既存技術で実現可能な経済性を確保しつつ、5年程度の開発期間をもって基本システムの実証を行う。・第2ステップ:デモ機第2段階(高性能化)経済性の大幅な向上並びに新技術導入(新型燃料を含む)による炉心・プラントの高度化を実現する。・第3ステップ:標準化発・送電システム全体として現行軽水炉発電技術と経済的に競合し得る実用小型高速炉の標準化を実現する。本報では、第1ステップでの開発実証に焦点をあて、燃料開発に係わる豊富な実績により第1ステップで必須とされる開発期間の縮小化に最も有利な混合酸化物燃料炉心を取り上げ、核・熱計算による評価を含めた炉心及び原子炉構造に係わる技術的検討を行った。その結果、受動安全特性の向上等による高い安全性を確保しつつ燃料交換サイクル2年程度を達成し、第2ステップ以降の炉心・プラントシステムの高度化に柔軟に対応し得る電気出力約5万kWeの小型高速炉システムの成立性見通しを得た。また、第2ステップ以降の具体像について炉心を中心とする予備的検討を行い、混合窒化物燃料の活用が有望な一方策であることを示した。

報告書

中性子ビームプローブに関する研究 - 収束中性子の研究 -

古田島 久哉*; 藤沢 政則*; 坂木 功*; 鈴木 一行*; 高橋 忠好*; 若林 利男

PNC-TY9601 98-001, 55 Pages, 1998/03

PNC-TY9601-98-001.pdf:3.14MB

軽い標的核(水素)を重イオンで衝撃する原子核の吸熱反応を利用して、生成中性子の放出方向が前方の極く狭くコーンの中だけに限られる、従来の中性子源には見られない新しい収束中性子源の開発に成功した。また、ハフニウムなどを母材とする水素吸蔵ターゲットを使用することで、収束中性子源の収束性能を向上させることにも、新たな知見を得た。さらに、中性子生成反応において、1次粒子(加速粒子)と2次粒子(随伴粒子)の分離・計測のための新技術を実験的に検証し、中性子研究者達の長年の夢である中性子標準場の実現に向かって、確実なる第一歩を記すことが出来た。

論文

Feasibility Studies on Pu and MA Burning in Fast Reactor

若林 利男; 高橋 克郎; 柳沢 務

Nuclear Technology, 118, p.14 - 25, 1998/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:18.22(Nuclear Science & Technology)

高速炉におけるPu及びマイナーアクチニド(MA)の燃焼についてフィージビリ・スタディを行った。Pu燃焼については,高Pu富化度炉心及びUなし炉心の検討を行った。MA燃焼については,MA装荷法,MAサイクルの影響,希土類元素混入の影響等について検討した。高速炉はPu及びMA燃焼に対して優れた特性を持つことが明らかになった。

論文

Benchmark problems on transmutation calculation by the OECD/NEA task force on physics aspects of different transmutation concepts

R.P.Rulko*; 高野 秀機; C.Broeders*; 若林 利男*; 佐々 敏信; 岩崎 智彦*; D.Lutz*; 向山 武彦; C.Nordborg*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 2, p.1462 - 1469, 1998/00

マイナーアクチニドの消滅計算の現状を評価するために、OECD/NEAの科学委員会にベンチマークのタスクホースが組織され、MOX-PWR,MOX-FBR及び加速器駆動システムの3つのベンチマーク・モデルが提案された。日本、ドイツ、フランス、スイス、ロシアの各機関が参加し、計算結果が比較された。要約すると、k$$_{eff}$$、ボイド反応度、ドップラー反応度及び消滅率等の基本パラメータについて、FBRベンチマークの結果は相互に良い一致であり、PWRベンチマーク結果はFBRの場合より相互の一致が悪く、加速器炉の結果はバラツキが大きかった。これらの3つのベンチマーク計算結果の現状について報告する。

報告書

高速増殖炉を用いたゼロリリースサイクルへの検討について(報告書)

小島 久雄*; 若林 利男*

PNC-TN1100 97-008, 156 Pages, 1997/11

PNC-TN1100-97-008.pdf:3.86MB

核燃料サイクルの将来の理想像創出の検討を主題とする「核燃料サイクルに関する勉強会」に対し、定量的基礎データの提供を行うことを主たる目的として、平成9年2月、核燃料サイクル技術開発部内にタスクフォースが設置された。東海事業所および大洗工学センターからのメンバーにより検討を重ねた結果として本書をとりまとめるに至った。具体的な検討課題は、動燃が実施してきている技術体系に立脚して、エネルギー供給および増殖性能を担保しつつ高レベル廃棄物のゼロリリースを可能とするリサイクル体系の考え方を整理することにある。MOX燃料(UO2およびPuO2の混合酸化物、以下同じ)およびPUREX法再生処理を基本とするLMFBRサイクルにおいて、レーザ法による同位体分離や電子線加速器によるFP消滅等のいわゆるフロンティア技術の効果も期待した。タスクフォースメンバーは東海事業所および大洗工学センターから関係者を集めた。また、事務局を核燃料サイクル技術開発部および東海事業所技術開発推進部アクチニドリサイクルグループに置いた。

報告書

高速炉による長半減期核分裂生成物の消滅特性の検討

日向野 直美; 若林 利男

PNC-TN9410 96-248, 69 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-248.pdf:2.32MB

高レベル廃棄物として処理される核種のうち、$$^{99}$$Tc及び$$^{129}$$Iはそれぞれ半減期2.13$$times$$10$$^{5}$$y、1.57$$times$$10$$^{7}$$yの長半減期核分裂生成物であり、10$$^{6}$$年以上の長期にわたりその毒性が問題となる。この2核種は熱及び共鳴エネルギー領域での中性子吸収断面積が大きいため中性子束の高い高速炉で減速された領域を作り、この位置で安定核種に変換して消滅をはかる方法が考えられる。よって本報告では高速炉内における$$^{99}$$Tc及び$$^{129}$$Iの消滅特性について検討した。60万kKWe級高速炉のブランケット第1層目の位置にFP核種を減速材入りターゲット集合体として装荷することを検討した。これらの核種の消滅には熱-共鳴エネルギー領域での反応を重視するため、連続エネルギーモンテカルロコードであるMVPコードを使用した。MVPコードではターゲット内の形状を忠実にモデル化して解析を行うことが可能であるため、ターゲット仕様やピン仕様による消滅特性への影響を詳細に調べることも可能である。本検討では第1段階として$$^{99}$$Tcに重点をおいて、パラメーターサーベイを行った。この結果をもとに数ケースの体系を選択し$$^{129}$$Iの消滅についても検討を行った。解析結果から減速材種類や減速材の量が中性子を得る場合にも$$^{99}$$Tcの消滅に支配的なエネルギー領域が異なることがわかった。$$^{99}$$Tcの消滅の場合、エネルギーの一番小さい5.6eVの共鳴ピークの効果が非常に大きいこと、第1共鳴ピーク位置で自己遮蔽効果が大きいために$$^{99}$$Tc100%の金属で装荷した場合このエネルギーを持つ中性子は$$^{99}$$Tcピンのごく表層部までしか届かないことがわかった。よって、$$^{99}$$Tcの体積に対する表面積の割合を高めるために細いFP部分を減速材で巻いた2重の構造を持つDuplexピンやRingピンを用いること、自己遮蔽効果を緩和させる目的で原子数密度を低減させることにより目標として設定した年間の消滅率10%を達成した。商用の100万kWe級PWR1基から生成される$$^{99}$$Tcは年間約24kgであるのに対し、消滅量を重視するケースでは年間40kg程度を処理できる。$$^{129}$$Iの場合はNaIとして装荷するため原子数密度が低減され同一条件下での消滅率は改善される。

論文

10年目をむかえたチェルノブイリ原発 現状と検証,1; 事故はどのようにして起こったか。 その原因と経過,事故後の改善

平野 雅司; 若林 利男*; 速水 義孝*

原子力工業, 42(10), p.1 - 5, 1996/10

チェルノブイル事故の原因については、事故直後の旧ソ連政府の報告では、「運転員の6つの規則違反」が主要因として指摘されたが、旧ソ連原子力安全監視委員会の報告書(シュタインベルク報告,1991年)では、これらは実際には違反ではなかったか、もしくは違反であってもその後の事故進展への影響は小さかったとしている。さらに、制御棒を挿入すると正の反応度が印加されるという、いわゆるポジティブ・スクラムの効果が大きかったと指摘している。この効果については、ロシアのみならず我が国でも解析が続けられているが、事故原因の中でこの効果がどの程度の比重を持っているかについての評価は未だ定まっていない。本報告では、シュタインベルク報告、IAEAのINSAG(国際原子力安全諮問グループ)の報告書等を参照し、事故原因に関する経緯についてまとめるとともに、事故後の同型炉の改善の状況等について解説する。

論文

「将来の核燃料サイクル・システム評価」国際会議

向山 武彦; 久保田 益充; 小川 徹; 藤根 幸雄; 若林 利男*; 小沢 正基*; 井上 正*

日本原子力学会誌, 38(7), p.591 - 593, 1996/00

1995年フランス・ベルサイユにおいて開催されたGLOBAL'95「核燃料サイクル」国際会議について報告する。内容は、会議経緯、目的、概要、全体セッション・パネル討論概要、技術論文発表のテーマ別概要、会議感想である。

論文

Benchmark on SUPERPHENIX Calculations

若林 利男; 池上 哲雄

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

本件は,PNC-CEA先進技術協力協定に基づき実施したスーパーフェニックスベンチマーク計算(SPX炉心をPu燃焼炉心あるいはMA燃焼炉心に対するもの)に関する共同研究の成果の発表である。PNCとCEAの合意に基づき分担して原稿を作成した。両者の計算結果は燃焼反応度,ドップラー係数,燃焼度,線出力で良く一致することが分かった。また,Naボイド反応度,Pu-240,242のマスバランスで相違が見られたが,これは両者の核データライブラリーの相違に基づくことが分かった。PNCとCEAのコードシステムは,高速炉炉心特性解析において総合的に良く一致することが認められた。

報告書

アクチニドリサイクルに関わる基礎データ集 -核データ関連-

日向野 直美; 若林 利男

PNC-TN9450 95-005, 332 Pages, 1995/03

PNC-TN9450-95-005.pdf:22.73MB

マイナアクチニドの消滅処理に関する研究が,原子炉,核燃料再処理,燃料製造の各分野で検討されている。しかし,この検討に不可欠な核データは不足している。そこで,以下の重要な13項目の核データを収集した。(データ:核反応断面積,断面積の形状,生成・崩壊連鎖,崩壊定数,核分裂収率,崩壊熱,レベルスキーム,毒性,中性子発生量,発熱量,群定数)。

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