Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
:Ce using PHITS track-structure simulations平田 悠歩; 甲斐 健師; 小川 達彦; 松谷 悠佑; 佐藤 達彦; 渡辺 賢一*; 加藤 匠*; 河口 範明*; 柳田 健之*
Radiation Measurements, 193, p.107651_1 - 107651_8, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)CaF:Ceは高い光刺激蛍光(OSL)強度を示すため線量計として有用であると期待されている。しかし、CaF:Ceなどの蛍光体に粒子線を照射すると、消光効果により蛍光体の線量当たりの発光強度が低下する。従来、蛍光体の消光効果は線エネルギー付与(LET)などを指標としたエネルギー付与密度に基づいて評価されてきた。しかし、粒子線の種類によりCaF:Ceにおける消光現象とLETの関係性が異なり、LETから正確に消光現象を予測することは困難であったが、放射線輸送計算コードPHITSのTrack structure機能は、放射線による相互作用を個別に追跡することが可能である。そこで、PHITSを用いて粒子線により蛍光体が発光する過程を精密に計算し、予測したCaF:Ceの応答を実験データと比較したところ、CaF:Ceの消光現象にはOSLの量子収率が重要なパラメータであることが示唆された。この成果は、蛍光体検出器のさらなる開発に貢献するものと期待される。
西原 健司; 福島 昌宏; 阿部 拓海; 方野 量太; Yee-Rendon, B.; 岩元 大樹; 菅原 隆徳; 大林 寛生; 斎藤 滋
JAEA-Research 2025-013, 125 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-013.pdf:4.68MB
マイナーアクチノイドの分離変換を目的とした商用加速器駆動未臨界システム(ADS)の前段階となるパイロットADSの概念設計を行った。パイロットADSの炉心出力は200MWとし、安全評価の結果、深い未臨界度と安全棒を備える設計とした。炉心設計、加速器設計、ターゲット設計、炉内機器設計を行い、具体的な概念を明らかにした。
花咲 徳亮*; 服部 崇幸*; 薦田 匠*; 源 拡栄*; 鳥越 秀平*; 山下 智史*; 中澤 康浩*; 中野 岳仁*; 吉見 光平*; 八島 光晴*; et al.
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 123(1), p.e2517926123_1 - e2517926123_6, 2026/01
被引用回数：1 パーセンタイル：86.56(Multidisciplinary Sciences)In ice, it is well-known that the orientation of HO molecules is disordered by geometrical frustration. Ice-analogous materials having a pyrochlore lattice display interesting phenomena such as the spin-ice state and the magnetic monopole. In the spinel titanate MgTiO
, the Ti ions have a quantum spin in the pyrochlore lattice. The Ti ions are displaced, accompanied by the spin-singlet formation. Since this displacement pattern follows the ice rule, the title compound is a material analogous to ice. When a small quantity of Ti ions are replaced with Mg ions, the ice-type structural fluctuation exists. In this structural ice-type state, the spins are also fluctuating at a nanosecond scale down to 0.3K. We ascribed this phenomenon to the gapless frustrated random-singlet state, in which the spin-singlet pairs are resonating, and the orphan spins are hopping.
中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*
Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.
Bachmann, A. M.*; 西原 健司; Richards, S.*; 阿部 拓海; Feng, B.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.11 - 16, 2025/09
Verification exercises between fuel cycle simulators are important for understanding how the methodology and capability differences between the simulators affect the results. This work performs an initial verification exercise with the Cyclus and NMB fuel cycle simulators. The exercise compares the results of the two codes in three simple fuel cycle scenarios: a once-through scenario with a pressurized water reactor, a limited recycle scenario with a pressurized water reactor, and a continuous recycle scenario with a pressurized water reactor and a sodium fast reactor. The results of this exercise highlight the differences in the codes' methodologies to determine when fresh fuel is fabricated and to model fuel depletion, affecting where material is located in a scenario.
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.185 - 190, 2025/09
マイナーアクチノイド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウンとして、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本論文では、安全性、未臨界管理、未臨界炉心、加速器、ターゲット及び炉内機器の各設計領域ごとにパイロットプラントの設計方針を詳述する。また、以下のようなパイロットADSの概念設計も示す:熱出力200MW、keff0.95以下、制御棒の導入、1.0GeV-10mA加速器、および炉内機器の概算寸法
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.47 - 51, 2025/09
The robustness of an entire nuclear fuel cycle (NFC) can be assessed through simulations of the operational factors (OFs) of future NFC facilities, combined with mass flow analyses assuming many time series of OFs. In this study, the uncertainty of OF caused by minor troubles, which causes the expansion of the regular maintenance or temporary suspension, was focused on. OF of a reprocessing plant with the uncertainty were predicted by autoregressive moving average model. As a demonstration of the methodology to assess the robustness of an NFC, using the predicted OF data and a NFC simulator, NMB code, the impact of a reprocessing plant OF on a fast reactor OF was quantified. As a results, extra reprocessing capacity or additional plutonium stock induced higher robustness of an NFC.
方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*
JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2024-019.pdf:1.03MB
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)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/03
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/03
STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 2 Pages, 2024/10
動的核燃料サイクルシミュレータNMB4.0を用いて、今世紀後半の金属燃料高速炉導入を想定した核燃料サイクルの物質収支を解析し、高速炉サイクルの導入が最終処分を含むバックエンドに与える影響について議論した。
Bachmann, A. M.*; Richards, S.*; Feng, B.*; 西原 健司; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
この研究は、燃料サイクルシミュレーションを活用するための初期段階として、コード検証を行ったものである。CyclusとNMBは、核燃料サイクルオプションの解析を提供するオープンソースの燃料サイクルシミュレータであり、アルゴンヌ国立研究所と日本原子力研究開発機構(JAEA)によって、燃料サイクルベンチマークに関する複数年の共同研究のためにそれぞれ選ばれた。両者とも比較的新しく、厳密なコード間比較を行った後に改良することが可能である。これらのシミュレータの初期検証は、ワンススルー及びマルチリサイクル燃料サイクルの一連の仮想シナリオを用いて実施した。その結果、2つのシミュレータのシナリオ定義とモデル化手法の違いが、物質インベントリ、マスフロー、及び燃料サイクル評価における他の重要な測定基準における結果の違いにどのようにつながるかが明らかになった。
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。
阿部 拓海; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
核燃料サイクル施設設備利用率の予測と、予測データを入力値とした諸量評価により、核燃料サイクル全体のロバスト性を評価できる。本研究ではこの手法を用いて再処理工場の設備利用率が高速炉の運転率に与える影響について定量評価した。
阿部 拓海; 西原 健司
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1048 - 1060, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(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。
加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05
被引用回数：8 パーセンタイル：48.25(Materials Science, Ceramics)Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.
Holm-Janas, S.*; 赤木 暢*; Fogh, E.*; 木原 工*; Le, M. D.*; Forino, P. C.*; Nikitin, S. E.*; Fennell, T.*; Painganoor, A.*; Vaknin, D.*; et al.
Physical Review B, 109(17), p.174413_1 - 174413_11, 2024/05
被引用回数：6 パーセンタイル：60.67(Materials Science, Multidisciplinary)We investigate the magnetic structure and magnetoelectric (ME) effect in the high-field phase of the antiferromagnet LiFePO above the critical field of 31 T. A neutron diffraction study in pulsed magnetic fields reveals the propagation vector to be q = 0 for the high-field magnetic structure. In addition, neutron diffraction measurements in low magnetic fields show no observable field-induced spin canting, which indicates negligible Dzyaloshinskii-Moriya interaction. The observed spin-flop field supports the Hamiltonian recently deduced from inelastic neutron studies and indicates that the system is less frustrated and with a larger single-ion anisotropy than originally thought. Our results demonstrate the effectiveness of combining pulsed-field neutron diffraction and electric polarization measurements to elucidate the magnetic structures and symmetries at the highest attainable field strengths.
冬島 拓実; 高部 湧吾; 佐谷戸 夏紀; 木村 明博; 竹本 紀之
The IV International Scientific Forum "Nuclear Science and Technologies"; AIP Conference Proceedings 3020, p.040007_1 - 040007_6, 2024/01
JMTRにおいて、高速炉条件を模擬した構造材の照射試験の検討を行った。He/dpa比を照射効果の指標として、軽水炉であるJMTRで高速炉を模擬した照射を行うためのキャプセルを製作した。高速炉を模擬するため、キャプセル内部に熱中性子を遮蔽するカドミウムを入れて中性子スペクトルを調整することとした。中性子スペクトルを調整したキャプセルを用いてJMTRで構造材の照射試験を行った結果、高速炉のHe/dpa比を模擬できることを確認した。現在、国内で照射試験を行うことができなくなっているため、海外炉を用いてJMTRの照射機能を一部代替する計画が進められている。代替照射は、JMTRで蓄積してきた照射技術を継承・発展させて行うこととしており、その一環としてこのような中性子スペクトルを調整する照射の試行も検討している。
