ZPPR benchmarks for large LMFBR core physics from JUPITER cooperative program between United States and Japan

石川 眞; 池上 哲雄*; 三田 敏男*

Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.335 - 349, 2014/11

https://doi.org/10.13182/NSE14-9

OECD/NEAの国際炉物理ベンチマークプロジェクト(IRPhEP)の一環として、日米の共同研究として実施されたJUPITER計画の中から、9つのZPPR実験炉心が大型高速増殖炉物理を研究するためのベンチマークとして整備された。これらのベンチマーク炉心は、均質炉心及び非均質炉心、クリーン炉心及び工学模擬炉心、600-1,000MWe級の種々の炉心サイズ、様々な炉心核特性を含む非常に広範なものとなっている。最近、詳細な実験情報をオリジナル実験記録から新たに発掘して、これらを詳細に検討することにより、正確なベンチマークモデルと定量的な実験誤差評価を確立することに成功した。整備されたベンチマークは、ZPPR実験の重要な炉物理特性の本質を維持しながら、ベンチマークのユーザーが利用しやすいように、非均質セルモデル, 3次元炉心構造などについて不必要な煩雑さを避けている。さらに、このベンチマークでは、ZPPR実験炉心のas-built情報を完全な形で電子情報として含んでいるので、ユーザーが新たなベンチマークモデルを構築することも可能である。これらのZPPRベンチマークを最新手法で解析した結果、これらは炉物理解析手法の改良と核データの検証に有効であることが分かった。

地層処分に有効な分離変換概念研究

池上 哲雄; Ahn, J.*

JAEA-Research 2006-045, 17 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-045.pdf:1.55MB

地層処分との関係において、分離変換の対象核種と分離変換の程度に関する目標設定に資することを目的に、従来の高レベル廃棄物そのものの潜在的放射性毒性に代わり、処分場での長寿命核種の移行挙動を考慮した新たな指標である「環境影響」を導入して、PWRサイクル及びFBRサイクルについて評価を行った。評価にあたって必要となる長寿命核種の廃棄物固化体への初期装荷量は廃棄物処理(conditioning)モデルを用いて求めた。環境影響を評価すると同時に、処分場内での核種移行挙動にかかわる各種パラメータの不確かさが環境影響に及ぼす影響も評価した。その結果、分離変換の目標は次のように設定できると考えられる。(1)PWRサイクルの場合:本評価で想定した廃棄物への移行率:U:0.604%, Pu:0.297%に加え、Np, Am, (Pu)の移行率を1%以下に抑える。(2)FBRサイクルの場合:全アクチニドに対するサイクルシステムとしての回収率99.9%は適切な設定である。

高速増殖炉サイクルにおける長寿命核種の分離変換技術の研究開発(基礎・基盤)成果

山下 清信; 小澤 正基; 池上 哲雄; 原田 秀郎; 逢坂 正彦; 大木 繁夫; 舘 義昭; 古高 和禎; 中村 詔司

JNC TN9420 2004-001, 106 Pages, 2005/03

JNC-TN9420-2004-001.pdf:12.85MB

「長寿命核種の分離核変換技術の研究開発」の課題評価委員会(2000年8月)にて研究項目についての事前評価を受け、この評価結果に基づいて分離技術、核データ、炉物理、燃料、新しい核換技術・概念等の研究開発を進めてきた。研究開発より、分離技術では、使用済燃料中の全アクチニドを一括して分離するための有望な2種の新抽出系を特定しすることができた。また、核データの測定では、全立体角Bi4Ge3O12(BGO)検出器等の開発により広エネルギー領域の中性子捕獲断面積が測定できる高度な技術を開発し、世界初となる核データ含む7核種のMA及び核分裂生成物(FP)の中性子捕獲断面積を決定した。本報は、これらの成果をまとめ報告するものである。

分離核変換技術開発基本計画

池上 哲雄; 小澤 正基

JNC TN9410 2003-001, 70 Pages, 2003/04

JNC-TN9410-2003-001.pdf:4.43MB

基礎基盤研究としての分離核変換技術開発の目標、範囲、深さ等分離核変換技術開発の基本的方向性を示すこと、及びその基本的方向性の下に幅広い研究を行い、分離技術、核変換技術の基礎的なデータベースを充実させるとともに効率的な分離核変換技術を確立し、実用化への反映を目指す開発手法を示すことを目的として平成12年8月の「長寿命核種の分離核変換技術の研究開発」についての研究開発課題評価委員会の事前評価結果を踏まえつつ、開発目標、対象核種、開発計画を中心に具体化、詳細化させた基本計画を立案した。 分離核変換技術開発は長期的テーマとして着実に進めることが望ましいとの認識のもと、先ず理想像に相当する究極目標を策定し、そこを目指しての第1段階目標、及び第2段階目標から成る段階を踏んだ目標設定とした。 上記目標の各段階に対応させ「放射能及び放射性毒性」、「地層処分」、及び「有効利用」の3つの観点から対象核種を選定した。 第1段階としては今後5年間を目安としており、実用化戦略調査研究と連携を取りながら基礎基盤研究についてはTRU一括分離及びNA/Ln高効率分離の見通しを得ると共に、FPについては分離回収法を選定し、ヨウ素/テクネチウムの照射試験計画立案等を行うこととしている。 第2段階としては今後15年程度を目安に、不要元素FPの分離回収、希少元素FP有効利用(水素製造用触媒等)、TRU/LLFPの高回収等のブレークスルーが必要となる技術開発も含め基礎基盤研究を完成させ、実用化への反映ゐ目指す。 長寿命核種の分離核変換技術については、種々の概念や方法が提唱され研究が進められているが、それらの間には共通課題が多いため、国内外の研究機関、大学等と協力して研究開発をすすめていく。特に、「常陽」/PHENIX照射試験をはじめとした情報交換を行っている仏国、最近この分野でも積極的な活動を開始した米国との協力関係を一層推進していく。

Electrochemical separation of Long-Lived Fission Products from High Level Liquid waste of Spent Nuclear Fuel

小沢 正基; 池上 哲雄

7th Information Exchange Meeting on Actinideand Fi, 16, 413 Pages, 2002/00

将来の核変換の対象あるいは有効利用の対象となる、高レベル廃液中の長寿命核分裂生成物(LLFP)及び希少元素FPの、触媒的電解採取法による分離研究の概要及び利用性についての検討を報告する。

炉心・燃料(燃料形態)の技術検討書 -平成12年度報告-

池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 山館 恵; 高木 直行; 黒澤 典史

JNC TY9400 2001-011, 493 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-011.pdf:20.55MB

中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施した。調査研究フェーズIを推進するに当たり、5つの観点(1)安全性、2)経済性、3)資源有効利用、4)環境負荷低減、5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、各種冷却材、燃料形態及び炉心出力規模の組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、炉心・燃料特性を把握・比較評価した。これらの結果に基づき、フェーズIIの研究・開発計画を明らかにし、実用化炉心・燃料候補を選定するためのデータベースを構築した。本報告書は、フェーズI最終報告としてまとめたものである。主な成果を以下に示す。(1)各冷却材毎に燃料形態の比較評価を行い、有望な燃料形態として、Na冷却炉心では酸化物と金属燃料、重金属冷却炉心では、金属と窒化物燃料、炭酸ガス冷却では酸化物と窒化物燃料、Heガス冷却炉心では窒化物燃料を抽出した。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心における再臨界回避と炉心核的性能の両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつである。(3)Pb-Bi自然循環冷却中型炉心の場合、酸化物燃料では実用化目標のうち、燃焼度と増殖比の両者を同時に達成することは難しい。(4)炭酸ガス冷却炉心の場合、Na冷却炉心とほぼ同等の炉心核的性能が得られる。(5)ガスタービンによる直接発電を可能とする原子炉出口温度850を目標にしたHe冷却密封ピン型燃料炉心については、窒化物燃料にて実用化目標達成の可能性がある。(6)同じく原子炉出口温度850でスクラム失敗を伴う事故時にも燃料溶融を回避することを目標にしたHe冷却被覆粒子型燃料炉心については、窒化物燃料にて燃焼度10万MWd/t、増殖比1.1達成の可能性がある。(7)FBRサイクルのみならずプルサーマル等の軽水炉サイクルを含めた燃料サイクルとして想定される種々のTRU組成及び低除染燃料の高速炉炉心核的性能への影響は小さい。

FBR導入シナリオの検討

小野 清; 小藤 博英; 大滝 明; 米澤 重晃; 篠田 佳彦; 平尾 和則; 池上 哲雄

JNC TN9400 2001-036, 151 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2001-036.pdf:5.43MB

本研究は、「実用化戦略調査研究」の一環として、様々な条件が考えられる将来の多くのエネルギー需給シナリオから、高速炉(FBR)の導入促進に至るシナリオを取り出し、「将来、如何なる社会になり如何なる条件が整えば、どのような性能のFBRが導入され得るのか」について、その概要を検討し取りまとめたものである。原子力の導入に影響を与える因子としては、「21世紀を通して堅調な一次エネルギー需要の伸び」や「CO2排出制約」などが挙げられる。一方、FBRの導入に影響を与える因子としては、「天然ウラン資源の枯渇」や「放射性廃棄物への懸念」などがある。シナリオ構築にあたっては、主に経済性、環境負荷、エネルギー・セキュリティおよび天然ウラン資源制約の視点に着目した。経済性向上シナリオでは、CO2税等を考慮した場合、他電源に比べて原子力の経済性が相対的に向上し、FBRにおいても将来の軽水炉並の経済性が達成された場合、ベース電源やミドル電源として導入が進む可能性が示唆された。環境負荷低減シナリオでは、高レベル放射性廃棄物の処分場負荷低減や毒性低減を目指して、MAやFPをリサイクルし効率的に燃焼、変換できるFBRの導入が進むことが考えられる。エネルギー・セキュリティ確保シナリオでは、今後も大きなェネルギー需要が予測されるアジア地域に着目した場合、石油や天然ウラン等のエネルギー資源の域外依存度を減らす観点からFBRの導入が進む。天然ウラン資源制約シナリオでは、世界および日本国内、いずれの地域においても遅くとも21世紀中葉までにはFBRを導入する必要があることが分かった。

鉛冷却炉の炉心・燃料設計検討; 平成11年度報告

池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 黒澤 典史; 坂下 嘉章; 永沼 正行

JNC TN9400 2000-070, 146 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-070.pdf:4.2MB

中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。本報告書は、これらの技術選択肢の内、鉛冷却炉の炉心・燃料設計についての平成11年度検討成果を、フェーズIの中間報告として報告するものである。炉心燃料についての仕様や特性に関する情報が比較的充実していることから、先ずロシアのBREST-300を検討対象に選び、サイクル機構の設計手法にて独自に解析評価を行った。さらに、鉛冷却炉心とナトリウム冷却炉心を同じ土俵で比較すべく、両者の熱流力条件を合わせた条件下での核特性の比較検討を試みた。また、本概念成立性上の課題や実用化戦略調査研究の目標に関連する特性も評価した。主な成果を以下に示す。(1)BREST-300の高増殖性(内部転換比1)は、鉛の中性子反射効果も大きいが、窒化物燃料に負うところが大きい。(2)被覆管外面腐食やFCMIにより、燃焼度15万MWd/t達成には困難が伴う。(3)燃料被覆管最高温度は同一温度条件下のナトリウム冷却炉よりも40程度高くなる。(4)鉛冷却の場合、被覆管温度上昇量を同一とする流量条件下で、圧損をナトリウム冷却炉心と同一とするためには燃料ピンピッチを増加する必要があり、増殖性はナトリウム冷却炉心に優越することははない。これら一連の検討により、これまで設計経験のなかった鉛冷却炉の炉心燃料特性をほぼ把握できたと考える。

Scenario study on FBR cycle deployment

小野 清; 平尾 和則; 池上 哲雄

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.125 - 130, 2000/00

https://doi.org/10.1016/S0149-1970(00)00036-6

A scenario study for fast breeder reactor (FBR) has been carried out. Five major scenarios have been induced from viewpoints of economics, energy security, reduction of radioactive waste burden, utilization of small-size FBR, and restriction of natural uranium resource. In this paper "World natural uranium restriction scenario" has been analyzed in detail. The results indicate that FBR should be introduced by the middle of the 21st century at the latest in the world.

IAEAにおける「Objective and Criteria for Innovative Reactors and Fuel Cycles including Regional and National Aspects」に関するコンサルタント会議

池上 哲雄

JNC TN9200 99-007, 99 Pages, 1999/06

JNC-TN9200-99-007.pdf:5.34MB

本コンサルタント会議は、昨年12月に行われた会議に引き続き、革新原子炉と燃料サイクルに対する新たな要件(objectives)とその要件を評価するためのクライテリアのレビュー及び革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言作成を目的とし、11カ国からの専門家が参加して、99年5月1012日にIAEA本部で開催された。1.IAEAからの質問書(中小型炉に関するアンケート)についての各国の回答(各国の現状を含む)あらかじめIAEAから配付されていた、2015年までの中小型炉の市場規模、原子力の利用分野、大型炉と小型炉の優位性等の質問に各国が回答した。中小型炉(700MWe以下)のマーケットがあるとしたのは、アルゼンチン、カナダ、インド、ロシア、米国で、日本、英国、中国は大型炉指向であった。2.将来の原子炉と燃料サイクルに対するクライテリアのレビュークライテリア設定にあたっての基本的考え方は、「2020年以降の革新原子炉と燃料サイクルを選定するためのガイドライン」を与えることにあり、安全性、信頼性、経済性、核不拡散性、資源の持続可能性等についてクライテリアを設定した。これから開発される革新原子炉と燃料サイクルは多様化したものとなることが予想される上に、各国の異なる事情を考慮すると、定量化を図ると議論が収束しないので、一般的で定性的なものになっている。3.革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言についての討議AGMは、革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトに関しては、今回を含めて2回の国際会議で検討したが、その次のステップと位置づけられ、本年10月に開催する。そこでは、各国が革新原子炉と燃料サイクルについて、いくつかのオプションを提案し、それらのオプションが今回設定したクライテリアを満たすかどうか検討する。また、将来の活動に対する提言を取りまとめる。実用化戦略調査研究を開始したばかりのサイクル機構にとって、大いに関連するテーマを扱う会議である。但し、対象は高速炉に限らないため、国内の他機関とも連携して対応していく必要がある。