JMTR後継炉概念検討における照射試料中性子束評価と炉心核特性計算

大泉 昭人; 秋江 拓志

JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB

日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEATechnology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。

Neutron-production double-differential cross sections of Pb and Bi in proton-induced reactions near 100 MeV

岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 八島 浩*; 西尾 勝久; 杉原 健太*; elik, Y.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 544, p.165107_1 - 165107_15, 2023/11

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.165107

入射陽子エネルギー200MeV以下の中性子生成に関する二重微分断面積(DDX)データの不足は、加速器駆動核破砕システム(ADS)の研究開発などの技術応用における核破砕モデルの検証を妨げている。本研究では、このエネルギー領域におけるADS核破砕ターゲット材料のDDX実験データを取得し、解析予測との比較を通じて核破砕モデルに関する課題を明らかにすることを目的とした。実験は、京都大学のFFAG加速器を用いて行った。100MeV領域のPbとBiの陽子入射核反応に対するDDXを飛行時間法を用いて30から150の角度範囲で測定した。得られたDDXをモンテカルロ法に基づく種々の核破砕モデル及び評価済み核データライブラリによる計算結果と比較した。DDXの測定値と核破砕モデル及び評価済み核データライブラリに基づく解析値を比較した結果、CEM03.03モデルが実験値に最も近い一致を示した。さらに、100MeV領域における陽子入射中性子生成DDXの再現性向上のために対処すべき複数の課題を明らかにした。

Impact of using JENDL-5 on neutronics analysis of transmutation systems

菅原 隆徳; 国枝 賢

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/08

本研究は、核データライブラリをJENDL-4からJENDL-5に変えることによる核変換システムの核解析への影響を検討した。核変換システムとして、JAEAが検討している鉛ビスマス冷却型加速器駆動システム(ADS)と溶融塩塩化物ADSであるMARDSを対象とした。JAEA-ADSの解析では、JENDL-4からJENDL-5に変更することで、実効増倍率が189pcm増加した。様々な核種の改訂が影響していたが、例えばNに着目した場合、その弾性散乱断面積や弾性散乱微分断面積の改訂が大きな影響を与えていた。MARDSに関しては、ClおよびClの断面積改訂が、実効増倍率の大きな違いの原因となっていた。例えば、天然の塩素組成を用いた場合、JENDL-5に変更することで3819pcm実効増倍率が増加した。本研究を通じて、核変換システムの解析結果は、核データライブラリの違いによって、未だに大きな違いが生じることを示した。

General-purpose nuclear data library JENDL-5 and to the next

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328414001

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.

Nuclide production cross sections in proton-induced reactions on Bi at GeV energies

岩元 大樹; 中野 敬太*; 明午 伸一郎; 竹下 隼人; 前川 藤夫

EPJ Web of Conferences, 284, p.01033_1 - 01033_4, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328401033

加速器駆動核変換システムの研究開発で重要となるビスマス標的に対する核種生成断面積の測定実験を行った。実験は、J-PARCの陽子ビームを用いて、0.4, 1.5及び3.0GeVの陽子ビームをビスマス標的試料に照射し、核種生成断面積を放射化法により導出した。本実験で新たに取得した計50核種127個の核種生成断面積データを最新の核反応モデル(INCL++/ABLA07及びINCL4.6/GEM)による計算結果及び評価済み核データライブラリJENDL/HE-2007の評価値と比較した。比較の結果、INCL++/ABLA07は総じて実験値を再現する一方で、INCL4.6/GEMは核分裂片に対する実験値を過小評価する等の知見が得られた。

JENDL-5 benchmarking for fission reactor applications

多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 21 Pages, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2197439

日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。

Benchmark simulation code for the thermal-hydraulics design tool of the accelerator-driven system; Validation and benchmark simulation of flow behavior around the beam window

山下 晋; 近藤 奈央; 菅原 隆徳; 文字 秀明*; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 22 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2268676

本稿では、ANSYS FluentのRANS (Reynolds-Averaged Navier-Stokes)モデルに基づくADS (Accelerator-Driven System)のビーム窓(BW)周りの熱流動設計ツールの有効性を確認するために、詳細熱流動コードJUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research)を用いたベンチマークシミュレーションコードの構築を行った。まず、JUPITERの妥当性を確認するために、水中の模擬BWを用いた実験結果とJUPITERの結果を比較した。その結果、数値計算結果は実験結果とよく一致することが確認され、JUPITERはベンチマークコードとしての有効性を有することが示された。また、検証済みのJUPITERを用いたRANS計算のベンチマークシミュレーションを実施し、BW周辺の流速分布や水平方向の平均値などが互いに一致することを確認した。故に、JUPITERは熱流動設計ツールの流体力学ソルバーとしての検証において良好な性能を示すことが確認された。また、FluentはADSの熱流動設計ツールとして十分な精度を有していることが確認された。

Direct disposal concepts of spent mixed oxide fuel from light water reactors based on heat transfer calculations

阿部 拓海; 西原 健司

Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2293106

熱伝導解析に基づき、軽水炉で使用された混合酸化物(MOX)燃料の直接処分概念の検討を行った。MOX使用済み燃料の直接処分において、廃棄体を包む緩衝材の温度が最も厳しい制限となる。そこで、ウラン使用済み燃料の直接処分概念を参考に、廃棄体の専有面積や冷却期間をはじめとしたパラメータを変更することによるMOX燃料直接処分時の緩衝材最高温度への影響を調査した。その結果、専有面積の変更に加え、冷却期間や処分深度の変更も組み合わせることが必要であると判明した。また、緩衝材最高温度の制限を満たすにはウラン使用済み燃料の直接処分概念と比較して廃棄体あたり3から5倍の専有面積が必要であると分かった。

加速器駆動システムを用いた分離変換サイクルにおける核不拡散性に関する研究,3; 評価を活用したTRU燃料サイクルのSafeguards by design

大泉 昭人; 相楽 洋*

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の査察目標や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。これまでの研究で、特殊な同位体組成を持つADS燃料中のウラン(U)に対して、国家主体の敵対者を想定した不正利用価値を評価した結果、4段階中上から2番目の2とされていた。本研究では、核不拡散を考慮した分離変換サイクル設計合理化のために、潜在的核拡散リスクの低減方法を検討した。その低減方法の一つとして、Uの裸の臨界質量(BCM)を大きくするために必要な、ADS燃料へ添加する回収ウラン(RepU)量を定量的に評価した。その結果、ADS燃料中に存在するU量の約1.3倍から約2.7倍のRepUを燃料に添加することで、不正利用価値を3及び4に下げることができることを明らかにした。これらの定量データを基に、商用サイクルにおける再処理工程でのUの除染基準を見直すことで、Safeguards by designに基づいた分離変換サイクルの設計合理化が期待できる。

Role of ADS and its development issues

西原 健司

JAEA-Conf 2022-001, p.63 - 67, 2022/11

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2022-001

核燃料サイクルにおける加速器駆動システム(ADS)の役割と、ADSを実現するための核データの必要性について解説する。日本の核燃料サイクルの概要と政府の方向性を説明した後、高レベル廃棄物(HLW)の地層処分の概念について説明する。高レベル廃棄物から問題のある元素を分離し、核変換,利用,貯蔵することで、地層処分のあり方を変えることができる。ADSは、高レベル廃棄物から分離したマイナーアクチニド(MA)を、MAより放射性毒性の低い核分裂生成物(FP)に変換する役割を果たす。ADSの原理を技術的課題とともに紹介し、最後にADSの研究開発における核データの活用を紹介する。