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方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*
JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2024-019.pdf:1.03MB
マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/05
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 2 Pages, 2024/10
動的核燃料サイクルシミュレータNMB4.0を用いて、今世紀後半の金属燃料高速炉導入を想定した核燃料サイクルの物質収支を解析し、高速炉サイクルの導入が最終処分を含むバックエンドに与える影響について議論した。
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。
阿部 拓海; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
核燃料サイクル施設設備利用率の予測と、予測データを入力値とした諸量評価により、核燃料サイクル全体のロバスト性を評価できる。本研究ではこの手法を用いて再処理工場の設備利用率が高速炉の運転率に与える影響について定量評価した。
Bachmann, A. M.*; Richards, S.*; Feng, B.*; 西原 健司; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
この研究は、燃料サイクルシミュレーションを活用するための初期段階として、コード検証を行ったものである。CyclusとNMBは、核燃料サイクルオプションの解析を提供するオープンソースの燃料サイクルシミュレータであり、アルゴンヌ国立研究所と日本原子力研究開発機構(JAEA)によって、燃料サイクルベンチマークに関する複数年の共同研究のためにそれぞれ選ばれた。両者とも比較的新しく、厳密なコード間比較を行った後に改良することが可能である。これらのシミュレータの初期検証は、ワンススルー及びマルチリサイクル燃料サイクルの一連の仮想シナリオを用いて実施した。その結果、2つのシミュレータのシナリオ定義とモデル化手法の違いが、物質インベントリ、マスフロー、及び燃料サイクル評価における他の重要な測定基準における結果の違いにどのようにつながるかが明らかになった。
阿部 拓海; 西原 健司
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1048 - 1060, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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。
谷口 拓海; 阿部 智久
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.73 - 74, 2016/06
2015年11月7日(土)、8日(日)の2日間、宮城県仙台市の東北大学青葉山キャンパスにてバックエンド週末基礎講座が開催された。講座には大学や企業などから28名が参加し、7件の講義とグループディスカッションが行われた。本講座の概要とグループディスカッションの内容について報告する。
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。
菅原 隆徳; 阿部 拓海; 森 潤平*; 西原 健司
no journal, ,
原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化、有害度低減のため、加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。検討しているADS(JAEA-ADS)は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、800MW熱出力により、250kgMA/年の核変換を行うスペックとなっている。一方でJAEA-ADSを実現するためには、様々な技術実証を行うための小・中規模のパイロットプラント建設が必須である。本検討ではパイロットADSに求められる要件を整理し、今後の検討の基礎となる核設計を行った。
阿部 拓海; 西原 健司
no journal, ,
東京工業大学と原子力機構で共同開発している核燃料サイクルシミュレータNMB4.0に対して、使用済み燃料中間貯蔵施設の複数指定および貯蔵施設間の輸送量指定を可能とする機能拡張を行った。本発表では当該機能の紹介および、検証のため伊方発電所における使用済み燃料搬出計画を再現した結果の報告を行う。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
核燃料サイクルシミュレータNMB4.0における金属燃料高速炉サイクルに必要な炉心データや乾式再処理のデータベース整備を実施した。さらに、サンプルシナリオを用いて金属燃料高速炉の導入シナリオの検証を行った。
岡村 知拓*; 西原 尚宏*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
核燃料サイクルのデジタライゼーションを目指した研究開発プロジェクト「NEUChain(ニューチェーン)」を実施している。本報告では、NEUChainの基本コンセプトとその応用、分散型台帳技術の原子力分野での活用について議論する。
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。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
原子力機構と東京科学大学で開発を進めている核燃料サイクルシミュレータNMB4に、遠心分離法の理想カスケードを前提としたウラン濃縮モデルを実装した。本モデルにより、多核種を含むウランの遠心分離理想カスケードによって得られる新燃料組成の計算が可能となった。また、このモデルを用いて、日本の将来の原子力利用シナリオにおける回収ウランの活用に関する諸量評価を実施した。本発表では、モデルの妥当性確認と、諸量評価の結果について報告する。
岡村 知拓*; 阿部 拓海; 西原 尚宏*; 鈴木 大河*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*; 西原 健司
no journal, ,
Since the public release of NMB4.0 (Nuclear Material Balance analysis code version 4.0) in March 2022, a nuclear fuel cycle simulator jointly developed by Institute of Science Tokyo (Tokyo Institute of Technology at the time of release) and Japan Atomic Energy Agency, we have engaged in continuous development and support. Over the past three years, the user community has grown to encompass over 30 institutions and more than 200 members. Based on many user feedbacks, 12 updates have been implemented, with the current version being 4.1.2. NMB4.0 has been actively employed in various research projects, international and domestic benchmark, and participation in expert working group at international organizations. In addition to the traditional backend process scenario analysis functions in NMB4.0, recent updates have strengthened capabilities in frontend processes, cycle robustness, actinide management and cost evaluations. This presentation will provide an overview of the recent research and development efforts surrounding NMB4.0, along with introducing new initiatives aimed at advancing the future of nuclear fuel cycle innovation.
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
Nuclear power is gaining attention as a stable decarbonized energy source, with a global goal to triple capacity by 2050. However, increasing uranium demand raises concerns about supply shortages. Re-enriching recovered uranium (RU) from reprocessing can help reduce natural U consumption but requires consideration of isotopic composition for fuel design and radiation management. To analyze RU utilization, a uranium enrichment model based on an ideal cascade was implemented into the nuclear fuel cycle simulator NMB4. The model supports both gas diffusion and gas centrifuge methods, solving material balance and cascade equations for multiple isotopes. Validation against actual re-enriched RU fuel data showed good agreement.
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。
阿部 拓海; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
東京科学大学と日本原子力研究開発機構では2022年3月に公開して以来、核燃料サイクルシミュレータNMB4の継続的な機能拡張及び、それを用いた諸量評価研究を行ってきた。本発表ではこれまでに実装した新機能や研究実績を紹介するほか、NMB4を発展的に用いた応用研究の例に関しても述べる。
阿部 拓海*; 菅原 隆徳
no journal, ,
原子力機構で開発された、加速器駆動核変換システム(ADS)のための決定論に基づく炉心解析コードADS3Dについて、計算モデルにおけるメッシュ分割数や燃焼ステップ数などを変え、実効増倍率,核変換量等を比較した。結果の一例として、各燃焼ステップにおける実効増倍率は、メッシュ数を減少した場合に過大評価されることが明らかとなった。これらの検討を通じて、計算時間を考慮した条件詳細化の妥当性判断を行った。
