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論文

Cost-reduced depletion calculation including short half-life nuclides for nuclear fuel cycle simulation

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:1 パーセンタイル:56.43(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。

論文

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

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。

論文

Role of ADS and its development issues

西原 健司

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

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。

論文

溶融塩の密度・粘度測定

佐藤 理花*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 林 博和; 菅原 隆徳; 西原 健司

第43回日本熱物性シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2022/10

溶融塩の密度および粘度は溶融塩を用いた加速器駆動核変換システム等を検討する上で必要不可欠な物性値である。本研究では、溶融塩を用いた物性値測定の手始めとして塩化鉛および硝酸カリウムを対象とし、粘度を測定するための装置の整備を行い、粘度および密度を測定した。

論文

将来に向けた原子力技術の展開; 核種の分離・変換技術

西原 健司

原子力年鑑2023, p.78 - 83, 2022/10

分離変換技術の目指すところと全体像を述べ、分離と核変換のそれぞれに対して現在主に開発されている技術を概説した。また、日本原子力学会が行った分離変換を含む核燃料サイクルの総合的な評価を紹介した。

論文

Beam physics design of a 30-MW beam transport to the target for an accelerator-driven subcritical system

Yee-Rendon, B.; 明午 伸一郎; 近藤 恭弘; 田村 潤; 中野 敬太; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 菅原 隆徳; 西原 健司

Journal of Instrumentation (Internet), 17(10), p.P10005_1 - P10005_21, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Instruments & Instrumentation)

日本原子力研究開発機構では、放射性廃棄物の有害度低減のため、超電導線形加速器(リニアック)による陽子ビーム(出力30MW)を未臨界炉中の標的に入射する加速器駆動核変換システムを開発している。本システムでは熱出力800MWとなる未臨界炉を陽子リニアックで駆動するため、炉内の核破砕中性子ターゲットにビームを供給する。ターゲットへのビーム輸送系には、ビーム窓の健全性を確保するために、高出力ビームにおける安定性と電流密度の低減化が要求される。さらに、燃料やビーム窓の保守・交換のために、原子炉の設計と互換性のある設計が必要である。非常に多くの粒子シミュレーションにより、堅牢でコンパクトなターゲットへのビーム輸送系を開発した。ビーム光学系を最適化により、必要となる0.3$$mu$$A/mm$$^2$$以下のビーム窓における電流密度を実現し、ビーム窓の実現可能性を保証した。リニアックに入力するビームの誤差と加速器要素の誤差に起因する、炉内に入射するビームの誤差評価を行うとともに、改善策を考案した。さらに、加速器の信頼性向上のため、リニアックの故障時における高速補償を適用し、この補償による炉内入射ビームの誤差の影響も評価した。この結果、本研究によるターゲットへのビーム輸送系は、JAEA-ADSの要求を満足することが示された。

報告書

加速器駆動核変換システムビーム窓とLBEの核解析

中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cm$$^3$$であった。LBEの解析では、$$^{206}$$Biや$$^{210}$$Poが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cm$$^3$$であることがわかった。

報告書

運転前加速器駆動システム未臨界度測定に適する加速器パラメータの決定

方野 量太; 西原 健司; 近藤 恭弘; 明午 伸一郎

JAEA-Research 2021-016, 16 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-016.pdf:1.65MB

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)はいかなる状態においても未臨界であることが測定によって確かめられる必要がある。これまでの検討で、運転前段階において所定の未臨界度へ安全かつ効率的に近接する手順を考案した。本手順では、未臨界度の絶対値測定が可能な面積比法によって初期状態の未臨界度校正点を与える。しかし、面積比法はパルス中性子源を用いるが、現実的に測定を行うための具体的な加速器のパラメータについては未検討であった。本検討では、未臨界度の測定不確かさに検出器の不感時間に起因する不確かさと計数率の統計的不確かさを考慮し、加速器パラメータを決定した。加えて、検出器に核分裂計数管の使用を仮定した場合のサンプル核種の塗布量の概算を行った。

報告書

NMB4.0ユーザーマニュアル

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。

論文

CFD analysis of natural circulation in LBE-cooled accelerator-driven system

菅原 隆徳; 渡辺 奈央; 小野 綾子; 西原 健司; 市原 京子*; 半澤 光平*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 10 Pages, 2022/03

JAEAでは、LBE冷却型加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは既存の臨界炉に比べて安全性が高いと考えられているが、除熱源喪失事象が生じた場合、炉心の破損の可能性が考えられる。これを回避するためDRACS(直接炉心補助冷却システム)を備えているが、その機器信頼性と流量確保が重要となる。本研究では、CFD解析によりADS炉容器内の自然循環時の流れを解析し、DRACS熱交換器位置において十分な流量が確保されるかを検討した。解析の結果、定格運転時の約4.3%の流量が確保され、崩壊熱が適切に除去されることを確認した。また、炉容器内のLBE流れを整えるために設けられている内筒の有無が、自然循環時にどのような影響を与えるかについても検討を行った。

論文

NMB4.0: Development of integrated nuclear fuel cycle simulation code

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。

報告書

加速器駆動システム上部構造の放射線遮蔽解析

岩元 大樹; 明午 伸一郎; 中野 敬太; Yee-Rendon, B.; 方野 量太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-012, 58 Pages, 2022/01

JAEA-Research-2021-012.pdf:7.23MB

加速器駆動システム(ADS)の核破砕標的より上部に位置する構造物の放射線遮蔽解析を実施した。解析では、モンテカルロ粒子輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAINPHITSを用い、1サイクルを300日として、熱出力800MW及びビーム出力30MWの1サイクルフル出力運転を仮定した。解析対象の構造物は、標的の真上に設置されたビームダクト、原子炉容器上部に位置するビーム輸送室及びその室内に設置するビーム輸送機器及び遮蔽体並びに天井遮蔽体とした。それぞれの構造物に対する運転中及び運転後の放射線量及び放射能量を評価し、天井遮蔽体の遮蔽構造を求めた。その結果、本検討で求めた遮蔽構造を用いることで、法令で定められる敷地境界における線量限度を十分に下回る等の知見が得られた。さらに本検討の条件では、運転後における標的真上に位置するビーム輸送室内機器付近の実効線量率は10mSv/hを超え、室内機器の保守及び交換では遠隔での作業が必須となることを示した。

論文

NMB4.0: Development of integrated nuclear fuel cycle simulator from the front to back-end

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。

報告書

加速器駆動核変換システムのMA燃料組成およびその除熱に関する再検討

菅原 隆徳; 森口 大輔*; 伴 康俊; 津幡 靖宏; 高野 公秀; 西原 健司

JAEA-Research 2021-008, 63 Pages, 2021/10

JAEA-Research-2021-008.pdf:4.43MB

本研究では、従来の加速器駆動核変換システム(ADS)核設計では考慮されていなかったウラン(U)や希土類元素(RE)を考慮するため、日本原子力研究開発機構で開発されたSELECTプロセスに基づき、より現実的なMA燃料組成を検討し、ADS核設計を行った。その結果、Npあり/なしの2ケースについて、いずれも設定した制限値を満足することを示した。これらの概念は、これまで検討されてきた概念と異なり、UやREが含まれるものの、核変換性能は悪化せず、分離変換サイクルと整合の取れた成立性の見込まれるADS炉心概念である。さらに、検討したMA燃料組成をベースとして、燃料粉末貯蔵時および燃料集合体組立時の除熱に関する評価を行った。その結果、粉末貯蔵に関しては、長さ500[mm]、内径11-21[mm]の円柱管容器を、水中で保管する必要があることがわかった。燃料集合体組立時の除熱に関する評価は、CFD解析を実施し、空気流速が0.5[m/s]以上であれば、被覆管制限温度450[$$^{circ}$$C]以下を満足することがわかった。以上のように、分離変換サイクルと整合の取れたMA燃料組成を検討し、ADS炉心概念が成立することを示すとともに、最新の条件に基づいた除熱性能の検討を行った。この検討により、MA燃料の取扱い上、最も難しい点の一つである発熱に関して、新たに検討したMA燃料組成が、現実的に取り扱い可能であることを示した。

論文

Measurement and evaluation of hydrogen production from mixtures of seawater and zeolite in decontamination of radioactive water

熊谷 友多; 永石 隆二; 木村 敦*; 田口 光正*; 西原 健司; 山岸 功; 小川 徹

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.37 - 45, 2021/10

福島第一原子力発電所の放射性汚染水の処理では、汚染水から放射性のセシウムやストロンチウムを除去するためゼオライトが吸着剤として用いられる。吸着処理中や処理後の吸着剤保管時には、水の放射線分解で水素が発生する。安全な処理のためには発生する水素量の評価が重要である。そこで、ゼオライト系吸着剤と海水との混合物からガンマ線照射により発生する水素を測定し、処理時の水素発生量を評価した。海水のみ、吸着剤1wt%添加、約50wt%添加の試料について測定した結果、吸着剤量が1wt%では、海水のみの場合と同等の水素発生量であったが、約50wt%では減少した。しかし、約50wt%添加試料で測定された水素発生量は、混合物中の海水の放射線分解からのみ水素が発生するとして見積もった水素量よりも大きく、吸着剤に付与された放射線エネルギーが水素発生に寄与することが示唆された。汚染水中の核種分析の結果を元に、本研究の実験結果から水素発生量を評価した結果、処理前の汚染水1tからは標準状態で3.6mL/h、処理後の吸着剤では高放射線場となるため、吸着剤1tから1.5L/hの水素が発生すると見積もられた。

報告書

T91鋼の切削加工によるADSビーム窓小型模型の製作

渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 大久保 成彰; 西原 健司

JAEA-Technology 2020-026, 59 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-026.pdf:3.95MB

日本原子力研究開発機構では放射性廃棄物処理の負担軽減を目指した分離変換技術開発の一環として、加速器駆動型核変換システム(ADS)の設計検討を行っている。ADS特有の構成要素であるビーム窓の材料にはT91鋼を使用し、その形状は薄肉の半球殻を想定している。しかしながら、このような薄肉の構造物がT91鋼から製作可能であるかについては、これまで検討を行ってこなかった。そこで本検討では、1/4スケールのADSビーム窓小型模型をT91鋼の切削加工によって製作し、工程,製作精度そして形状測定方法についての検討を行った。その結果、実機ADSビーム窓の製作上推測される設計形状との誤差は5%程度であり、この加工誤差による構造強度への影響は十分小さいことが分かった。

報告書

核分裂生成物のマスバランス解析のための核種選定

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。

論文

Development of mass balance analysis code for various waste management scenario

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。

報告書

幅広い原子力発電利用シナリオの諸量評価

西原 健司

JAEA-Data/Code 2020-005, 48 Pages, 2020/07

JAEA-Data-Code-2020-005.pdf:2.95MB
JAEA-Data-Code-2020-005-appendix(CD-ROM).zip:3.62MB

将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発等を検討するために、原子力利用の将来シナリオを幅広く想定した諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量, 使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン需要, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。

論文

JENDL/ImPACT-2018; A New nuclear data library for innovative studies on transmutation of long-lived fission products

国枝 賢; 古立 直也; 湊 太志; 岩本 信之; 岩本 修; 中山 梓介; 江幡 修一郎*; 吉田 亨*; 西原 健司; 渡辺 幸信*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1073 - 1091, 2019/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:67.25(Nuclear Science & Technology)

長寿命核分裂生成核種(LLFP)の核変換技術確立に向けた革新的研究開発に資することを目的とし、新たな核データライブラリJENDL/ImPACT-2018を開発した。開発した核データライブラリは主要なLLFPである$$^{79}$$Se, $$^{93}$$Zr, $$^{107}$$Pd, $$^{135}$$Csおよび周辺核種(計163核種)に対する中性子及び陽子入射の評価済核反応断面積がエネルギー200MeVを上限として格納されている。断面積の評価においては核反応モデルコードCCONEを用いると共に、測定データの乏しい核種やエネルギー領域の断面積を根拠を持って推定するために微視的な核構造理論を積極的に活用した。また、近年RIBF/RIKENにおいて逆運動学を用いて測定された測定データに基づいて主要な核反応モデルパラメータを最適化した。得られたデータは従来手法により求められた既存の核データライブラリJENDL-4.0/HEやTENDL-2017に比べて、安定核種に対する測定データをよく再現することを確認した。

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