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岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.632 - 641, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)動的な核燃料サイクルシミュレーションの燃焼計算への適用を目的に、行列指数法を修正してOkamura explicit method (OEM)を開発した。OEMは、長いタイムステップであっても、短半減期核種の計算の発散を抑制することが可能である。OEMの計算コストはオイラー法と同等で小さく、燃料サイクルシミュレーションに十分な精度を保つことができる。
岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
JAEA-Data/Code 2021-016, 43 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-016.pdf:3.06MB
今後の核燃料サイクルの確立・高度化には、将来の原子力発電シナリオに応じて発生する多様なマスバランスを定量的に予測・分析することが求められる。しかし、核燃料サイクルはフロントエンドからバックエンドまでの多様な工程によって構成されており、モデル化の複雑さ、想定されるシナリオの多様さなどからシナリオの分析は容易ではない。そこで日本原子力研究開発機構と東京工業大学は、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行工程までのマスバランスを統合的に解析するためのツールとしてNMBコードを開発した。NMBコードは、汎用性のある各工程の記述、広範なデータベース、高速な核種変換計算などを備え、ユーザーが指定する発電量や再処理容量などの条件に基づいて、各工程におけるマスバランスを定量化することができる。またNMBコードは多様なステークホルダーが利用できるように実行プラットフォームをMicrosoft Excel(R)としている。本ユーザーマニュアルでは、NMB4.0版のデータベースならびにシナリオ入力を作成する方法を述べる。
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Bulletin of the Laboratory for Advanced Nuclear Energy, 6, p.29 - 30, 2022/02
東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)の開発を実施してきた。本レポートはNMB4.0の概要と機能をまとめたものである。
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.19_1 - 19_13, 2021/11
東京工業大学と日本原子力研究開発機構の共同研究開発により、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)が開発された。従来の核燃料サイクルシミュレーションコードは、主にアクチノイドの解析を行い、フロントエンドのマスバランス解析に特化していた。しかし、近年、研究開発戦略や持続的な原子力利用を考える上で、バックエンドの定量的なシミュレーションのニーズが高まっている。そこで、フロントエンドからバックエンドまでを統合した核燃料サイクルシミュレーションを実現するために、NMB4.0が開発された。NMB4.0には3つの技術的特徴がある。(1)179核種を核燃料サイクル全体で追跡していること、(2)半減期の短い核種の枯渇計算の精度を維持しつつ、数値計算コストの削減に貢献するOkamura explicit method (OEM)を実装していること、(3)バックエンドシミュレーションの柔軟性を実現していることである。本論文の目的は、統合的な核燃料サイクルシミュレーションのために新たに開発された機能を示し、他のコードとのベンチマークを行い、NMB4.0の計算性能を示すことである。
岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
JAEA-Data/Code 2020-023, 32 Pages, 2021/03
JAEA-Data-Code-2020-023.pdf:1.67MB
核燃料サイクルで発生する放射性廃棄物のマスバランスを評価するためには、原子炉運転に始まり、再処理,ガラス固化,中間貯蔵,地層処分まで含めた、分野横断的な解析が求められる。日本原子力研究開発機構では核燃料サイクルのマスバランス解析を可能とする、Nuclear Material Balanceコード(NMBコード)を開発している。しかし、従来のNMBコードの解析対象は26核種のアクチノイドに対して核分裂生成物(FP)が2核種のみであり、アクチノイドのマスバランス解析に特化している。よって、バックエンドのマスバランス解析を精度良く行うために、NMBコードの計算で扱われるFP数を拡充する必要がある。本研究ではNMBコードにおいて解析対象とすべき主要なFPが選定され、NMBコードに実装するべきFPのリストが作成された。軽水炉ウラン燃料,軽水炉MOX燃料,高速炉MOX燃料の2炉型、3燃料の条件でORGIENを用いた燃焼・崩壊計算を行い、質量,発熱量,放射能量,被ばく線量,固化体阻害因子の5つの評価指標においてFPが選定された。また、ORIGENと同等の計算精度を有する簡易的な燃焼チェーンをNMBコード内で構成するために必要なFPが選定された。その結果、核種数が異なる2つのリスト(詳細リストと簡易リスト)が作成された。
岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Bulletin of the Laboratory for Advanced Nuclear Energy, 5, P. 31, 2021/02
東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、Nuclear Material Balance code (NMBコード)の開発に着手した。本レポートは2019年に実施した共同研究の成果をまとめたものである。
岡村 知拓*; 大泉 昭人; 三成 映理子*; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構が開発したNMB (Nuclear Material Balance)コードに着目し、これまで竹下研究室で行ってきた核燃料サイクルシナリオ研究の知見を基にNMBコードの改良に取組んできた。従来のNMBコードはアクチノイドの諸量評価に特化した計算コードであり、バックエンドのシナリオ解析の機能が不足していた。そこで今回の改良では、NMBコードで取り扱うFP核種の拡張を実施した。FP核種の拡張において主に以下の3点の研究・開発を行った。(1)NMBコードに導入するFP核種の選出、(2)NMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発、(3)燃焼計算とその誤差評価である。発表では、NMBコードの詳細に加えて3点の検討結果について報告した。
岡村 知拓*; 西原 健司; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
東京工業大学と原子力機構は共同で、核燃料サイクルのマスバランス解析コードであるNMB(Nuclear Material Balance)コードの開発を進めている。このコードの燃焼計算は原子炉または燃料バッチ毎に行列指数法を用いて行われる。解析条件によっては燃焼計算を非常に多くの回数行うため、計算コストの低減が課題であった。特に短半減期核種を行列指数法で解くためにはタイステップを半減期より十分に短くし、高い次数まで計算する必要があるため非常に計算コストがかかる。そこで計算コストをかけることなく短半減期核種を精度良く計算する方法として高速行列指数法を考案した。
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
no journal, ,
将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルにおけるフロントエンド,原子炉運転,バックエンドを統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーションコードは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、バックエンドを柔軟に解析可能なコードは開発されていない。そこで、東京工業大学と原子力機構は共同で、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでのシナリオを統合的かつ、柔軟に解析するための計算プラットフォームNMB4.0を開発した。発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について報告した。
西原 健司; 大泉 昭人; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
今世紀後半に軽水炉使用済み燃料の再処理において分離変換技術が導入された場合の核燃料サイクルを解析した。我が国においては、当面軽水炉での発電が継続し、ウランおよびプルサーマル使用済み燃料の処理・処分が課題となる。今世紀半ばに、これらの使用済み燃料の再処理において分離変換が可能となった場合、それ以降の高レベル廃棄物処分負荷が大きく低減される可能性があることを示す。
三成 映理子*; 三原 守弘; 牧野 仁史; 岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
使用済MOX燃料の再処理シナリオの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO
燃料を混合再処理する場合におけるMOX-UO混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。地質環境等を変えた複数の解析結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが示された。
岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでを物質収支を統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーターは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、解析可能なバックエンドのシナリオは限定されている。また、既存の核燃料サイクルコードのほとんどが公開されていないため、多様なステークホルダーが利用可能な基盤システムとして確立されていない。そこで東京工業大学と原子力機構は共同で、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行までをモデル化した核燃料サイクルの諸量計算コードNuclear Material Balance analysis code version 4.0(NMB4.0)を開発した。また、国産の核燃料サイクルシミュレーターとして確立するために、無償公開している。本発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について紹介する。
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。
