Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
阿部 拓海; 西原 健司
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(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。
谷口 拓海; 入澤 啓太; 伊藤 譲; 並木 仁宏; 大杉 武史; 阿部 智久; 佐藤 淳也; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; et al.
no journal, ,
原子力機構は、英国シェフィールド大学と協力して、文部科学省廃炉加速化共同プログラムを実施している。本研究では、それら廃棄物の水素ガス燃焼・漏えいリスク低減を目的に、低含水リン酸セメントによる閉じ込めを目指す。本発表では、日英共同プロジェクトの概要と合成した模擬廃棄物を紹介する。
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。
阿部 拓海*; 相澤 直人*; 菅原 隆徳; 岩崎 智彦*
no journal, ,
プルトニウム燃焼を目的とした加速器駆動システムに関して、長期間運転を可能とするために反応度制御手法を適用した炉心設計を実施した。その結果、炉心に装荷する可燃性毒物集合体を最適化することによって、200日の運転期間に対し、燃焼反応度損失を5%dk/kから2%dk/kに低減し、被覆管表面最高温度を540
Cに低減できることを示した。
阿部 拓海*; 相澤 直人*; 菅原 隆徳; 岩崎 智彦*
no journal, ,
プルトニウム燃焼を目的とした加速器駆動システムに関して、長期間運転を可能とするために金属水素化物可燃性毒物を用いた反応度制御手法を炉心に適用した。その結果、炉心に装荷する可燃性毒物集合体を最適化することによって、200日の運転期間に対し、燃焼反応度損失を5%dk/kから1.4%dk/kに低減し、被覆管表面最高温度を533Cに低減できることを示した。
阿部 拓海; 西原 健司
no journal, ,
プルサーマル使用済み核燃料は崩壊熱が大きいため、直接処分時には定置間隔をはじめとした処分条件がUO
使用済み核燃料と比べて厳しくなることが予想される。本研究では有限要素法を用いた廃棄体周辺の熱伝導解析を実施し、緩衝材最高温度が制限値未満となる処分条件を検討した。その結果、処分深度1000mの場合には、冷却年数を延長し廃棄体当たりの専有面積をUO燃料処分時の約13倍にするといった複数の処分概念を得た。
西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
プルサーマル燃料の燃焼後に発生するプルサーマル使用済燃料の管理方法を検討するために、プルサーマル1回リサイクルと2回リサイクルのサイクル諸量を、使用済み核燃料の長期貯蔵,直接処分、および再処理を前提として比較した。その結果、フロントエンドのU採掘および濃縮では2回リサイクルで取扱量が少ないが、バックエンドなどその他の多くの工程では1回リサイクルでの取扱量が少ないことなどが分かった。
阿部 拓海; 西原 健司
no journal, ,
MOX使用済み燃料を直接処分する場合において、MOX燃料はUO使用済み燃料よりも高い崩壊熱を有することから、廃棄体を包む緩衝材の温度が制限を超過することが考えられる。この制限を満足するため、種々の設計パラメータを変更することによる緩衝材温度への影響を調査し、いくつかのMOX使用済み燃料直接処分概念を得た。
阿部 拓海; 西原 健司
no journal, ,
原子力機構で開発している核燃料サイクルシミュレータNMB4.0に、回収ウランを再濃縮した際の新燃料組成を数値的に計算するモデルを実装した。この機能を使用し、我が国の今後の原子力利用にて回収ウランの再濃縮を行った場合について、劣化ウランのU-235割合等をパラメータとして天然ウラン消費量などの諸量評価を行った。本発表では、当該機能で用いられている計算手法および諸量評価の結果を報告する。
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。
