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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[
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。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
森田 泰治; 西原 健司; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2018-017, 32 Pages, 2019/02
JAEA-Data-Code-2018-017.pdf:2.35MB
分離変換技術の適用対象であるアクチノイド元素の回収率目標値を設定するためのデータを整備することを目的とし、経口摂取した場合の被ばく線量として与えられる潜在的放射性毒性を元素ごとに評価し、経時変化及び各元素の毒性全体に対する割合から、潜在的放射性毒性の観点から見たアクチノイド元素の重要度の比較を行った。検討した4種の使用済燃料いずれにおいても、Amが最も重要で、例えば加圧水型軽水炉の使用済燃料から発生する高レベル放射性廃棄物において、核分裂生成物の潜在的放射性毒性が減衰した10
年後におけるAm潜在的放射性毒性はアクチノイド全体の93%を占める。また、再処理で99.5%回収した後の残留Puも無視できない寄与を示すことがわかった。軽水炉燃料で燃焼度が高くなった場合は燃焼度に比例するような形で潜在的放射性毒性が上昇するが、MOX燃料となった場合、及びマイナーアクチノイドリサイクル型の高速炉では、それ以上に潜在的放射性毒性が大きくなった。燃料が異なる場合のアクチノイド元素回収率の目標値設定には十分な考慮が必要であり、今後の課題である。
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(11), p.1275 - 1290, 2018/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)環境負荷低減と核拡散の脅威の削減を目的として高温ガス炉を用いたマルチリサイクルに関する研究を行った。これらの問題はプルトニウムとマイナーアクチノイドからなる超ウラン元素を燃焼させることにより解決され、高速増殖炉の多重リサイクルにより超ウラン元素を燃焼させるコンセプトがある。本研究では、増殖の代わりに核分裂性ウランをサイクルの外部から供給することにより、熱中性子炉であってもマルチリサイクルを実現させる。この燃料サイクルにおいて、再処理から得られる回収ウランと天然ウランは濃縮され、再処理・分離から得られる回収超ウラン元素と混合され、新燃料が作られる。その燃料サイクルを600MW出力のGTHTR300を対象に、ウラン濃縮施設の概念設計も含め設計した。再処理は現行PUREXに4群分離技術を付随したものを想定した。結果として、ネプツニウム以外の超ウラン元素のマルチリサイクルの成立を確認した。潜在的有害度が天然ウランレベル以下に減衰するまでの期間はおよそ300年程度であり、高レベル廃棄物の処分場専有面積は、既存の再処理処分技術を用いた場合と比較し99.7%の削減を確認した。このサイクルから余剰プルトニウムは発生しない。さらに、軽水炉サイクルからの超ウラン元素の燃焼も本サイクルにより可能である。
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎
Annals of Nuclear Energy, 116, p.224 - 234, 2018/06
被引用回数：2 パーセンタイル：20.93(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の高レベル廃棄物減容及び処分場専有面積低減のための処分法及び処分シナリオの最適化を行った。高温ガス炉は廃棄物発生体積及び処分場専有面積低減に対し、軽水炉と比較し有利な特徴(高燃焼度、高熱効率、ピンインブロック型燃料)を持つこと、およびこれらの減容が可能であることが先行研究で分かっている。本研究では、シナリオの最適化、地層処分場のレイアウトをKBS-3H概念に基づいた横置きに基づき(先行研究では、KBS-3Vに基づいた竪置き)評価した。その結果、直接処分において、横置きを採用しただけで専有面積の20%減を確認した。40年冷却期間を延長することにより、専有面積の50%が低減できる。再処理時は燃料取り出しから再処理までの冷却期間を1.5年延長するだけで廃棄体発生体数の20%削減ができる。専有面積については、処分までの冷却期間を40年延長することにより80%の低減が可能である。さらに、核変換を行わずに4群分離技術のみを導入した場合、150年冷却の冷却を想定すると専有面積は90%削減できることが分かった。
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04
被引用回数：20 パーセンタイル：88.58(Nuclear Science & Technology)To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the 
-fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the -fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.
岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 松田 規宏; 佐藤 達彦; 原田 正英; 前川 藤夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1585 - 1594, 2016/10
被引用回数：18 パーセンタイル：85.7(Nuclear Science & Technology)The impact of different spallation models and parametrisations of nucleon-nucleus interactions in PHITS on nuclear characteristics of an accelerator-driven system (ADS) is investigated. Cut-off neutrons below 20 MeV calculated by a current default option of the spallation model (i.e., Li
ge Intranuclear Cascade (INC) model version 4.6, INCL4.6) are found to be 14% less than those by the old spallation model (it i.e. Bertini INC model). This decrease increases the proton beam current that drives the 800-MW thermal power, and impacts various ADS parameters, including material damage, nuclear heating of the proton beam window (PBW), and the inventory of spallation products. To validate these options based on the ADS neutronics design, we conduct benchmark calculations of the total and nonelastic cross sections, thick target neutron yields, and activation reaction rate distributions. The results suggest that Pearlstein-Niita systematics, which is a default option of the nucleon-nucleus interaction parametrisation, would be best option and that the Bertini INC is better suited for cut-off neutrons than INCL4.6. However, because of the difficulty in making a definite conclusion on the spallation models, we conclude that relatively large uncertainty in the cut-off neutrons, which is the difference between the two spallation models (i.e. 14%), should be considered.
小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06
2011年3月11日、地震の強さを示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。
Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04
被引用回数：21 パーセンタイル：88.83(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と
Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については
UとAlについて差があることを明らかにした。
佐々 敏信; 武井 早憲; 斎藤 滋; 大林 寛生; 西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 山口 和司; 辻本 和文; 大井川 宏之
NEA/CSNI/R(2015)2 (Internet), p.85 - 91, 2015/06
福島第一原子力発電所の事故以降、核変換技術が放射性廃棄物処理に有効な技術として注目されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を行うための、鉛ビスマス(Pb-Bi)を核破砕ターゲット及び冷却材に使用する加速器駆動システム(ADS)を提案している。ADSの設計に不可欠なデータを取得するため、原子力機構ではJ-PARC計画の中で核変換実験施設(TEF)の建設を検討している。TEFは400MeV-250kWのPb-Bi核破砕ターゲットを持つADSターゲット試験施設(TEF-T)及び低出力の陽子ビームでMA燃料を装荷した炉心を駆動する核変換物理実験施設(TEF-P)から構成する。TEF-Tでの主な研究項目として、ADS構造材候補の照射試験、Pb-Biターゲットの運転試験及び陽子ビーム窓の寿命を決めるための実験を実施する。ターゲットが定格出力で運転される際には、ターゲット周辺に高速中性子場が形成されるため、これを多目的に利用することも検討している。基礎物理研究や核データ測定などの実験が提案されており、実験ホールの配置概念の検討を進めている。報告では、ADS核変換を実現するためのロードマップとともに、TEF建設のための設計研究活動を報告する。
菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之
JAEA-Technology 2014-044, 59 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-044.pdf:14.46MB
J-PARCにおいて建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)は、低出力の臨界集合体であるが、高い発熱・放射能を有するマイナーアクチノイド(MA)を含んだ燃料を多量に取り扱うことを想定している。本報ではTEF-Pで使用を想定しているMA燃料の貯蔵、移送、装荷の各段階に対して、取扱い概念を検討し、臨界性、線量率、冷却性を評価した。臨界安全性については、貯蔵、移送、装荷の各段階で十分に低い実効増倍率となることがわかった。線量率に関しては、線量の高い作業を抽出し、これらの作業に遠隔操作を取り入れることで、十分に作業者の被ばく量を低減できる見通しを得た。除熱性については、通常運転時には十分に低い温度に保てることが示されたが、貯蔵室及び炉心装荷時に、貯蔵室空調あるいは炉心冷却ブロアが長期間停止した場合には燃料破損の恐れがあり、それに対する対策が必要なことを明らかにした。
岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文
JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03
JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB
核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。
西原 健司; 辻本 和文; 大井川 宏之
Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.207 - 231, 2015/00
日本における原子力発電撤退シナリオにおいて使用済燃料中のTRU核種核変換を想定し、Pu核変換用ADSの設計と核変換システム導入シナリオの解析を行った。ADS設計は既存のMA核変換用ADSの設計に基づいて行い、6バッチ炉心をシナリオ解析用参照設計として選定した。シナリオ解析においては、軽水炉MOX利用シナリオと共に、LWR使用済燃料ワンススルーシナリオを参照シナリオとした。核変換シナリオとして、FRのみ、ADSのみ、及び、FRとADSを核変換炉とした場合を解析した。解析の結果、必要な核変換炉は15から32基で、核変換に必要な期間は180から240年という結果が得られた。また、PuとMAの総量を核変換によって減らすことで、処分場に対する便益として、面積を五分の一にでき、放射性毒性の崩壊期間を一桁小さくできることがわかった。これらの結果から、FRとADSを用いた核変換シナリオが中庸な解決方法であり、一方、短期の核変換が必要な場合はADSを用いた核変換が望ましいことを示した。
森田 圭介; 山岸 功; 西原 健司; 津幡 靖宏
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10
Zeolite is used for adsorption of cesium in the treatment system for contaminated water generated at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Spent zeolite enclosed in stainless steel vessels needs to be stored for a long term; therefore, the hydrogen production by radiolysis of water and corrosion of the vessel under zeolite coexistence needs to be clarified for the safe storage of spent zeolite. The kinetics of cesium adsorption on herschelite, which is used as a zeolite-like adsorbent at the Fukushima site, was investigated to estimate the cesium concentration in spent zeolite vessels. The distribution of cesium in the bed depends on the salt concentration of the feed solution. A simulation code was developed to calculate both the concentration and distribution of 
Cs and 
Cs in spent vessels, and the results of calculations were in good agreement with those of experiments.
菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大井川 宏之
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/09
加速器駆動核変換システム(ADS)に代表されるマイナーアクチノイド(MA)核変換システムの核設計精度向上や、ADSの運転制御性などを検証することを目的に、核変換物理実験施設(TEF-P)の建設を計画している。TEF-Pは、MA装荷が可能な臨界集合体であり、またJ-PARCの陽子ビームを用いた実験も可能である。本研究では、TEF-Pに関する最新の研究開発活動として、MA燃料取扱に関する検討およびMA装荷実験を行った時の核設計精度向上効果を紹介する。核設計精度向上については、約30kgのMAを用いることで核データ起因不確かさを大きく低減できることを示した。
山岸 功; 永石 隆二; 加藤 千明; 森田 圭介; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎; 佐藤 博之; 西原 健司; 津幡 靖宏; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1044 - 1053, 2014/07
被引用回数：19 パーセンタイル：78.38(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の放射性塩水の処理で発生した使用済ゼオライト吸着塔の安全保管を目的として、ゼオライト系吸着材Herscheliteの基礎特性を研究し、水素発生及び容器の塩分腐食を評価した。Herschelite試料の水素発生量は、試料の水位と溶存種に依存する。これは、発生した水素が、水面へ拡散移動する過程で、ラジカルにより酸化されるためである。このような水の液深効果を考慮して、海水あるいは純水に浸かったHerscheliteからの水素発生率を評価した。これら基礎特性データを用いて、基準となる崩壊熱504Wの吸着塔内の水素濃度を熱流動解析した。その結果、塔内に残留する洗浄水の有無に係わらず、水素濃度は爆発下限界(4%)に至らないと評価された。吸着塔容器材料であるステンレス鋼SUS316Lの定常腐食電位は、吸収線量率とともに増加したが、Herscheliteを共存させることで増加が抑制された。崩壊熱504Wの吸着塔底部の環境は750Gy/h-60C以下と評価され、20,000ppmCl
濃度以下では、Herscheliteと接触した316L鋼の局部腐食は直ちに発生しないと考えられる。
菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*
KURRI Progress Report 2012, P. 212, 2013/10
原子力機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)として、鉛ビスマス冷却型の概念を検討している。近年、核データライブラリとしてJENDL-4.0が公開されたが、鉛の同位体についてJENDL-3.3のデータから大幅な変更がなされ、ADSの核設計に対して大きな影響を与えている。そこで鉛核データの検証を目的に、京都大学原子炉実験所臨界集合体(KUCA)A架台において、アルミニウムから鉛に置換した場合の置換反応度測定実験を行い、JENDL-4.0及びJENDL-3.3を用いて解析を行った。解析の結果、実験値と解析値に差が生じたものの、全体的な傾向として、JENDL-4.0を用いた解析結果の方が、実験結果に近いことが示された。
堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05
流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。
西原 健司; 辻本 和文; 大井川 宏之
NEA/NSC/DOC(2013)3, p.77 - 85, 2013/04
原子力発電の終焉時に、商業炉使用済燃料中のTRU核種のマネジメントが大きな課題になる。これらを直接処分するときのリスク要因となる長期間の潜在的毒性や核拡散に対する懸念を低減するためにTRU核種の核変換を行う場合のシナリオ検討を行った。この場合、核変換対象として、量と核不拡散の理由からPuの方がMAよりも優先度は高くなる。本研究では既存軽水炉技術のみを用いた場合と、高速炉やADS等の革新的システムを用いた場合を検討した。高速炉やADSを導入できる場合は、PuとMAのHLW中の含有量は極めて小さくなる。本研究ではこれらの核変換方策に対して、必要な核変換システムの基数と期間を核物質フロー解析コードを用いて評価した。また、処分場規模についての比較も行った。
山岸 功; 永石 隆二; 寺田 敦彦; 上地 優; 加藤 千明; 森田 圭介; 西原 健司; 津幡 靖宏; Ji, W.*; 福島 久志*; et al.
IAEA-CN-211 (Internet), 5 Pages, 2013/01
福島第一原子力発電所事故では、損傷炉心の冷却のために大量の放射性汚染水が発生した。塩水を含む汚染水処理にはゼオライトによるセシウム吸着が適用されたが、使用済ゼオライトは高放射能廃棄物となるため、その安定保管が喫緊の課題である。原子力機構は水処理設備の運転で生じる二次廃棄物管理の研究開発を実施しており、使用済ゼオライトの安定保管に関しては、性状の調査及び現行保管方法の有効性評価を行っている。評価においては、崩壊熱の影響、水の放射線分解による水素発生、塩水に曝された容器の健全性を考慮する必要がある。本発表では、これまでに得られた成果について報告する。
