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論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,1; 分離変換の意義と分離変換システム

湊 和生; 辻本 和文; 田辺 博三*; 藤村 幸治*

日本原子力学会誌, 59(8), p.475 - 479, 2017/08

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第1回にあたる本稿では、分離変換の意義は何であるのかを解説するとともに、分離変換を効果的・効率的に行うために研究開発が進められている分離変換のシステムについて解説する。分離変換の意義については、放射性廃棄物を経口摂取した場合の被ばく線量で定義される潜在的有害度低減の観点から、使用済み燃料の潜在的有害度が原料とした天然ウランの潜在的有害度を下回るまでに要する時間はおよそ10万年であるが、再処理後は約1万年、分離変換後は数百年まで短縮されることを示した。また、潜在的な吸入摂取毒性の低減にはMAの分離変換の効果が顕著であることから、数十万年の超長期にわたる人間活動や地殻変動の予測等に相当の不確実性が伴うことから、分離変換は処分場影響の不確実性低減にも寄与すると考えられることを示した。分離変換システムについては、総合的なシステムとして分離変換技術を捉えた場合、比較的有望な概念として考えられている発電用の高速炉を用いたシステム(高速炉利用型)と核変換専用の小規模な燃料サイクルを商用発電サイクルに付加したシステム(階層型)を紹介するとともに、プルトニウムや核分裂生成物を核変換対象とするその他のシステムも紹介した。

論文

Core concept of minor actinides transmutation fast reactor with improved safety

藤村 幸治*; 糸岡 聡*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

A core concept of minor actinides (MAs)transmutation with improved safety was developed. Coresafety was improved by reducing sodium void reactivitywith sodium plenum and optimized configuration ofaxially heterogeneous core. "The effective void reactivity"by assuming the axial coolant sodium density changedistribution for ULOF (unprotected loss of flow) accidentwas introduced. MA content in the core fuel wasincreased up to 11 wt% for the condition that negativeeffective void reactivity was attained. Therefore, the largeMA transmutation amount which is almost two times tothe conventional Japanese fast reactor was obtained. Wealso conducted thermal hydraulics and fuel integrityevaluation of the core concept and it was confirmed thattheir results meet to the Japanese fast reactor designconditions. Finally we evaluated the transient behavior ofthe core concept and it was confirmed that this core hassluggish response during ULOF accident due to thenegative coolant reactivity effect of the upper sodiumplenum.

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 1; Overview and method development

竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 2; Study on the MA transmutation core concepts

藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.592 - 598, 2015/09

The objective of this study is the efficient and safety transmutation of long-lived minor actinides using sodium cooled fast reactors. MA transmutation fast reactor core concepts which harmonize efficient MA transmutation with core safety were developed. We reduce sodium void reactivity which is increased due to the higher MA content by optimizing key core parameters of axially heterogeneous core with sodium plenum. We also introduced indices of "the effective void reactivity" by assuming the axial coolant sodium density change distribution for ULOF (unprotected loss of flow) accident. These indices were introduced based on observation of sluggish transient behavior for the fast reactor core with the upper sodium plenum. The homogeneous MA loaded core was designed whose effective void reactivity is negative while achieving the amount of MA transmutation more than the two times to that achieved in previous studies.

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

報告書

TRU専焼炉及び発電用高速炉の比較検討

藤村 幸治*; 三田 敏男*; 小川 隆*

JNC-TJ9400 2001-015, 85 Pages, 2001/03

JNC-TJ9400-2001-015.pdf:2.4MB

環境負荷低減の観点から原子炉の使用済み燃料中に含まれる放射性廃棄物、特に長寿命のTRU核種を高速炉で照射・核変換し、安定化、短寿命化をはかる研究開発が行われている。高速炉へのTRU装荷方法としては、全ての発電用高速炉燃料にTRUを薄く添加する方法と、TRU変換に特化した少数の専焼炉のみにTRUを多量に装荷する方法が考えられている。本研究では、実用化高速炉の炉心候補概念の明確化に資するため、TRU専焼炉に関する既存情報の調査、TRU専焼炉の核変換性能及び炉心核特性について標準的な発電用高速炉を用いた核変換方法との比較検討を行い、その得失について整理した。本研究の主要結果を以下に示す。1.TRU専焼炉に関する既存情報の整理公開文献に基づき、TRU専焼炉炉心概念及び高速炉を中心とした発電用原子炉を用いる核変換処理システムを調査し、核変換性能、炉心核特性、及び研究開発課題を整理した。・発電用高速炉の炉心燃料に5wt%程度のマイナーアクチニド(MA)を均質装荷する場合、炉心の核特性に大幅な影響を及ぼさず同出力規模の高速炉5基分程度から発生するMAを核変換できる見通しが得られている。・日本原子力研究所(原研)から提案されているMA専焼高速炉概念(He冷却)は、MA富化度を60wt%以上とした被覆粒子型窒化物燃料を用いてほぼMAのみで臨界を達成するもので100万kWe級軽水炉10数基分から発生するMAを核変換できる。・MAの可燃性吸収材燃料親核種としての核的な特長を活用して30年程度以上燃料無交換運転を達成する超長寿命炉心の概念が提案されている。・課題として、MA装荷に起因する反応度係数の正側への移行及びMA装荷燃料の中性子発生数・発熱量増大への設計、設備対策が挙げられる。2.TRU専焼炉の設定実用化戦略調査研究で検討されている発電用高速炉(ナトリウム冷却窒化物燃料大型炉心、3800MWt)の仕様に基づき、MA窒化物燃料を用いるナトリウム冷却TRU専焼炉大型炉心の仕様を設定し、核変換特性及び炉心核特性を評価した。MA組成は軽水炉使用済み燃料に含まれるものを想定した。MAの核変換量を最大化する観点よりMA富化度は原研の設計例で示されている60wt%とした。MAの大量装荷に起因する反応度係数の正側への移行を改善し、発電用高速炉にMAを5wt%富化した炉心と同程度のドップラー係数を確保

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,3; MA核変換関連測定データの体系的整備・評価

杉野 和輝; 竹田 敏一*; 藤村 幸治*

no journal, , 

炉心設計に反映可能なMA積分実験データベースの構築のため、国内外のMA核変換に関連する測定データの整備を行っている。その一環として、英国の原型炉PFRにおいて行われたMAサンプル照射試験のデータを収集・精査し、PFRにおける照射後MAサンプル組成データの有用性を評価した結果について報告する。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,2; MA核変換炉心概念

藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

no journal, , 

核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。本報告では、従来炉心以上のMA核変換性能と大幅なボイド反応度低減の両立を目指す設計目標を設定し、ナトリウムプレナム、階段型炉心といった特徴を備えた低ボイド反応度炉心の核特性を把握し、基準となる炉心仕様を設定した。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,5; MA均質炉での核変換プロセスに着目した核種ごとのMA核変換量

竹田 敏一*; 藤村 幸治*; 大木 繁夫

no journal, , 

MA装荷高速炉のMA核変換量をMA核種ごとに変換プロセスを考慮して計算するシステムを開発した。今回はこの開発した計算システムを用いてMA均質装荷炉心におけるMA核変換量の計算結果を示す。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,6; MA均質装荷炉心の概念設計

藤村 幸治*; 小川 隆*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

no journal, , 

核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。本報告では、Na冷却高速炉を対象にMA均質装荷炉心の核設計を行い、11wt%のMAを含有する燃料を装荷し、ULOF時の炉心高さ方向の冷却材密度変化の分布を想定した実効的ボイド反応度を負とする炉心・燃料仕様を設定した。核設計の結果を基に、熱設計・燃料健全性評価を実施し、設計成立の見通しを得た。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,11; UO$$_{2}$$母材MAターゲット燃料を分散装荷する非均質装荷炉心

藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

no journal, , 

核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。前報では、MAを炉心燃料の軸方向下部に装荷する炉心概念、およびMOX母材のMAターゲット燃料を内側炉心と外側炉心領域の境界にリング状に装荷する炉心概念を報告した。引き続き本報では、UO$$_2$$母材のMAターゲット燃料を炉心領域に分散装荷する非均質装荷炉心の核的な検討結果を報告する。高含有率のMA燃料を局在化できる非均質装荷法の利点を確保しつつ、減速材の利用やターゲット燃料の炉内滞在期間の最適化により、他の非均質装荷炉心と同等のMA核変換量を達成できる見通しを得た。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,12; MA核変換代表炉心

藤村 幸治*; 白倉 翔太*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

no journal, , 

核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。本報告では、本研究でMA核変換炉心の代表炉心として選定した、ナトリウムプレナム付き軸方向非均質炉心構成を有するMA均質装荷炉心の概要を述べる。また、ナトリウムプレナム領域で発生するナトリウムの沸騰に伴う反応度フィードバックを考慮できるプラント動特性解析プログラムを用いたULOF解析結果から、本MA均質装荷炉心概念の利点を示す。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,13; 中性子スペクトル再構築を考慮したMA核変換量の評価

北田 孝典*; 竹田 敏*; 竹田 敏一*; 藤村 幸治*; 大木 繁夫

no journal, , 

MA核変換量の詳細評価のため、核変換用集合体内の詳細中性子スペクトルを炉心計算結果と集合体計算結果より再構築する手法を考案した。考案した手法を用いて燃料ピン毎の詳細なMA核変換量を評価した結果、集合体でのMA核変換量についてpin-by-pinで評価することによる影響が小さいことが分かった。

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