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大泉 昭人; 秋江 拓志
JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB
日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEATechnology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。
神谷 朋宏; 小野 綾子; 多田 健一; 秋江 拓志; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/11
原子炉内の現象を忠実に再現するマルチフィッジクス解析プラットフォームJAMPAN(JAEA advanced multi-physics analysis platform for nuclear system)の開発を行っている。JAMPANは、現在、核計算と熱流動計算の連成解析を対象として開発されており、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させた計算が可能となっている。将来的には他の解析コードへの入れ替えや、核計算と熱流動計算以外の解析コードとの連成も想定し、JAMPANは拡張性の高い設計となっている。JAMPANの解析例として、少数の燃料棒から構成される二相流体系を用いて、MVPとJUPITERの連成解析を実施した。解析結果は物理的に妥当な結果となっており、核熱連成解析を適切に実行できていることを確認した。
伊奈川 潤; 北辻 章浩; 音部 治幹; 中田 正美; 高野 公秀; 秋江 拓志; 清水 修; 小室 迪泰; 大浦 博文*; 永井 勲*; et al.
JAEA-Technology 2021-001, 144 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-001.pdf:12.98MB
プルトニウム研究1棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和2年12月のプルトニウム等核燃料物質のBECKYへの運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。
山本 健土*; 秋江 拓志; 須山 賢也; 細山田 龍二*
JAEA-Technology 2015-019, 110 Pages, 2015/10
JAEA-Technology-2015-019.pdf:3.67MB
使用済燃料の直接処分においては、使用済燃料が核分裂性物質を一定量含むことから臨界安全性が重要となる。近年の高濃縮度燃料の導入によって、燃焼度クレジットの採用により得られる利益が高まっている。本報では、PWR燃料の処分容器体系を対象として、燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価で重要となる、燃焼計算コードの不確かさ、照射履歴、及び、軸方向ならびに径方向の燃焼度分布の考慮の有無による使用済燃料の反応度への影響について評価した。それぞれの因子の影響評価においては、既往の文献調査結果をふまえ、最新のデータならびに評価手法を採用した。本検討の評価手法を適用することで、PWR使用済燃料の反応度について適切な安全裕度を設定することができる。
西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09
プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。
山本 健土; 秋江 拓志; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.228 - 237, 2015/09
日本では使用済燃料の処分に関する技術基盤を整備することを目的として、直接処分の技術開発に着手している。使用済燃料には一定量の核分裂性物質が含まれるため、直接処分時には臨界安全性が重要となる。本論文では、使用済燃料直接処分における臨界安全性に関する課題、ならびにこれに関連する日本の研究を挙げ、その中でも処分容器体系における燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価の結果を報告する。評価においては、燃焼計算コードの予測誤差による実効増倍率の不確かさや、軸方向の燃焼度分布ならびに水平方向の燃焼度勾配による実効増倍率への影響についても検討した。代表的な条件のPWR使用済燃料を対象とした評価の結果、燃料集合体及び処分容器が健全な状態である場合については、種々の不確かさや保守性を考慮しても、実効増倍率が0.95を下回ることが示された。
西原 健司; 秋江 拓志; 白数 訓子; 岩村 公道*
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(2), p.150 - 165, 2014/02
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)プルトニウム(Pu)を燃焼するために岩石型(ROX)燃料を軽水炉で用いた場合のマスバランスを日本のフェーズアウトシナリオに対して研究した。解析のために、精度の良い燃焼計算、フレキシブルな炉心と燃料の組合せ、廃棄物と処分場の評価が可能なマテリアルバランス解析(NMB)コードを開発した。ワンススルー,混合酸化物(MOX)燃料,ROX燃料からなる3つのシナリオ群を解析した。2基のフルMOX、あるいはフルROX炉を建設することで、Pu量は半分程度にまで減少し、Pu同位体組成は特に自発核分裂生成中性子数において核物質としては劣化する。ROXの効果は量と組成においてMOXよりも顕著である。MOX及びROX使用済燃料の発熱と毒性はかなり高いため、処分場面積と潜在的な放射能毒性はMOXとROXによって減少しない。
大泉 昭人; 秋江 拓志; 岩本 信之; 久語 輝彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.77 - 90, 2014/01
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)Iron (Fe), nickel (Ni), titanium (Ti), niobium (Nb) and vanadium (V) are selected as possible component elements to cover a variety of new cladding materials for light water reactors (LWRs). The effect of larger thermal absorption cross sections of these elements than those of zirconium (Zr), together with those of silicon carbide (SiC), on the neutron economy in LWRs is evaluated by performing pin cell burnup calculations for a conventional pressurized water reactor (PWR), a low moderation high burnup LWR (LM-LWR) and a high moderation high burnup LWR (HM-LWR). As can be anticipated from the thermal cross sections, SiC has excellent neutron economy. The materials other than SiC largely decreases discharge burnup in comparison with Zircaloy (Zry). Among such elements of larger thermal absorption cross section, Nb has neutron economical advantage over the other materials except SiC in softer neutron spectrum reactors such as HM-LWR in which the atomic number ratio of hydrogen to heavy metal is 6. In the conventional LWRs, stainless steel of low Ni contents is as well as Nb for cladding material. The results of the analyses are summarized for the purpose to provide reference data for new cladding material development studies, in terms of the relation between fuel enrichment and cladding thickness from the viewpoint to achieve the same discharge burnup as the Zry cladding.
秋江 拓志; 佐藤 勇; 鈴木 元衛; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.107 - 121, 2013/01
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料中のヘリウム生成量を評価するための簡易式を作成した。既存の燃料ふるまいコード内でサブルーチンとして使用するために、評価式は精度よりも簡易性と速さに重点を置いた。簡易式の精度を確認するために、SWATコードを用いた詳細計算及び「常陽」炉照射燃料棒の照射後試験(PIE)結果との比較を行った。その結果、簡易式によるヘリウム生成量と詳細計算及びPIE結果との差は10%程度以下であった。これらの結果に基づいて、本簡易式は高速炉燃料中のヘリウムふるまいシミュレーションのために燃料ふるまい解析コードに組み込まれた。
荒井 康夫; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 高野 公秀; 佐藤 勇; 勝山 幸三; 秋江 拓志; 鈴木 元衛; 白数 訓子; 芳賀 芳範; et al.
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12
U燃料やU-Pu燃料に比較して照射中や保管中に多量のHeが生成する点は、MA含有燃料の特徴の一つである。本研究ではMA含有酸化物燃料中のHe挙動を理解するために、実験室規模の炉外試験,照射後試験並びにモデリング計算を実施した。炉外試験では、単結晶二酸化ウランを用いたHeの拡散係数の導出やキュリウム244のアルファ崩壊を利用した酸化物中へのHe蓄積の影響把握を行い、照射後試験では高速実験炉JOYOで照射した約0.5%のアメリシウムを含むMOX燃料中のHe挙動を調べた。モデリング計算では、燃料中でのHe生成,拡散,気相との平衡及び気相への放出などの素過程に基づくHe挙動モデルを作成し、これを既存の燃料挙動解析コードのサブルーチンに組込み、高速炉用MA含有MOX燃料中のHe挙動をシミュレートした。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
In the transition phase of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) between high conversion (HC) and breeding (BR) type cores, there are two types of assemblies in the same core. Consequently, a region-wise spectrum difference is found which can lead to a large power peaking. For this reason, the power distribution of FLWR in this transition phase was studied by assembly and core calculations. Calculations on few assemblies geometries show large local power peakings can be effectively reduced by considering plutonium enrichment distribution in an assembly. In the whole core calculation, despite the power level mismatch between HC and BR assemblies, overall power distribution flattening is possible by optimizing fuel assemblies loading. The transition from HC to BR type FLWR seems feasible without difficulty.
中野 佳洋; 深谷 裕司; 秋江 拓志; 石川 信行; 大久保 努; 内川 貞夫
JAEA-Research 2009-061, 92 Pages, 2010/03
JAEA-Research-2009-061.pdf:9.5MB
革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念、高転換型炉(HC-FLWR)と低減速軽水炉(RMWR)炉のうち、HC-FLWRについて、代表炉心設計,HC-FLWRからRMWRへの移行炉心設計,マイナーアクチニド(MA)リサイクル炉心設計,導入効果の検討を行った。代表炉心設計では、燃料棒直径1.12cm,核分裂性Pu(Puf)富化度10.75%, MOX長85.5cm,取出燃焼度52GWd/t, Puf残存比0.84の炉心を設計した。移行炉心設計では、集合体内の富化度分布調節と燃料交換パターンの工夫により、集合体内及び炉心内の出力分布を平坦化できることを明らかにした。MAリサイクル炉心設計では負のボイド反応度係数を維持しながら取出燃焼度55GWd/tが得られる炉心を設計し、MA添加がボイド反応度係数に寄与する炉物理的メカニズムを、厳密摂動論を用いて明らかにした。導入効果の検討に関しては、本研究で得られた代表炉心設計の結果を踏まえて、より一般的な枠組みで、将来の軽水炉でのプルトニウム有効利用について考察し高転換軽水炉導入のメリットとそのポテンシャルを明らかにした。
久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9371_1 - 9371_8, 2009/05
原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9304_1 - 9304_9, 2009/05
革新的水冷却炉(FLWR)は、Puの増殖と多重リサイクルが実現可能な低減速型の軽水炉である。その導入期において現行軽水炉との技術的連続性を保つため、高転換(HC)型のFLWRも提案されている。HC型の炉心が増殖(BR)型炉心へ移行する際には、同じ炉心構成の中に両者の型の燃料集合体が混在する。このHC型とBR型の集合体混在炉心体系では、中性子スペクトルの違いによりHC型とBR型集合体の境界領域に出力ピーキングが生じる恐れがあるので、その出力分布について検討した。その結果、2つの型の燃料集合体境界において出力ピーキングは非常に大きくなり得るが、燃料棒ごとの燃料富化度分布や燃料集合体の装荷パターンの最適化によって出力分布は有効に平坦化できることがわかった。HC型からBR型へのFLWR炉心の移行は、核的には大きな問題点なしに実施可能であると考えられる。
中野 佳洋; 秋江 拓志; 奥村 啓介; 大久保 努; 内川 貞夫
JAEA-Research 2008-006, 37 Pages, 2008/03
JAEA-Research-2008-006.pdf:35.13MB
革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念のうち、高転換型炉(HC-FLWR)について炉心設計を行い、その基本仕様を作成した。FLWRは、既存の軽水炉技術に基づいた熱出力3,926MWの沸騰水型軽水炉で、高富化度MOX燃料を用い、燃料棒は六角形のチャンネルボックス内に稠密に三角格子配置される。HC-FLWRの炉心設計では、まず予備的なパラメータサーベイ計算を行い、大まかな炉心仕様を求めた。その結果を受けて、核熱結合炉心計算コードMOSRAを用いた設計計算を行った。一次元核熱結合炉心燃焼計算を行って炉心仕様を絞り込み、燃料棒直径1.12cm,Puf富化度11%,MOX長85cm,冷却材炉心流量10t/s,炉心入口温度550K等の炉心仕様を得た。この炉心について三次元核熱結合炉心燃焼を行うとともに、燃料交換パターンを検討し、負のボイド反応度係数を維持し、出力ピーキング係数は許容範囲内に収まり、MOX領域の取出燃焼度が56GWd/t,Puf残存比が0.84という炉心性能を有する炉心設計仕様・燃料交換パターンを構築した。
中野 佳洋; 秋江 拓志; 大久保 努; 内川 貞夫
Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05
高転換型FLWR炉心の概念設計を行った。本炉心は、MOX燃料を用いた沸騰水型軽水炉で、六角形状の燃料集合体に燃料棒を三角格子に配置し、かつ冷却材ボイド率を高めており、0.85程度の転換比を有している。この炉心は、現行軽水炉との技術的な差が小さく、現行軽水炉からの移行が容易である。計算は、原子力機構で開発中の核熱結合炉心解析コード・MOSRAを用いて行った。まず軸方向1次元計算で、MOX燃料のPu富化度や炉心高さ,冷却材流量等のパラメータサーベイを行い、その後3次元計算を行った。核熱結合した3次元炉心燃焼計算では、複数の燃料交換パターンについて炉心特性を評価した。その結果、核分裂性Pu富化度11%,MOX領域高さ85cm,MOX領域の平均冷却材ボイド率46%で、MOX部の取出燃焼度が56GWd/t、転換比が0.84で、負のボイド反応度係数と比較的平坦な径方向の出力分布を持つ炉心概念が得られた。
大久保 努; 内川 貞夫; 中野 佳洋; 秋江 拓志; 小林 登; 深谷 裕司
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
成熟した軽水炉技術に立脚して、将来の持続的なエネルギー供給を確保するため、革新的水冷却炉(FLWR)の概念検討が原子力機構で実施されている。本概念は、MOX燃料を装荷した稠密炉心を使用するもので、2つのステップから構成されている。第1ステップは高転換型炉心(HC-FLWR)で現行の軽水炉やプルサーマルからのスムーズな技術的連続性を目指したものである。第2ステップは、低減速軽水炉(RMWR)概念であり、1.0を超える高い転換比を実現してプルトニウムの多重リサイクルを達成するものである。重要な点は、この2つの炉心概念では、同じ大きさの燃料集合体を使用する点であり、このため、将来の燃料サイクル環境に柔軟に対応しながら同じ原子炉システムにおいて前者から後者へ移行できる点である。本論文では、FLWRの概念設計の結果を示す。HC-FLWRの概念設計は最近改良され、核熱結合計算によって炉心特性詳細な評価を行った。本炉心では、55GWd/t程度の燃焼度を達成可能である。
内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 竹田 練三*; 中野 佳洋; 大貫 晃; 岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.277 - 284, 2007/03
被引用回数：29 パーセンタイル：85.87(Nuclear Science & Technology)軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉燃料サイクルに適合したプルトニウム有効利用を実現し、将来的には同一炉心構成の下で増殖型への発展が可能な革新的水冷却炉概念(FLWR)を、低減速軽水炉概念を発展させて構築した。本論文では、軽水炉技術によるプルトニウム利用高度化の考え方,FLWRの基本構成と主要特性を報告する。
岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 中塚 亨
Nuclear Engineering and Design, 236(14-16), p.1599 - 1605, 2006/08
被引用回数：20 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)成熟した軽水炉やきたるべきプルサーマルの技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を可能とすることを目指し、革新的水冷却炉(FLWR)の概念検討を原子力機構で進めている。この概念は、時間的につながる2つの部分から構成されている。最初の部分は、高転換型炉心概念で、軽水炉やプルサーマルから技術的に大きなギャップ無しにスムーズな連続性を保つことを目的としている。2番目の部分は低減速軽水炉(RMWR)の炉心概念であり、軽水炉技術に基づいたプルトニウムの多重リサイクルによって長期的かつ持続的なエネルギー供給のために1.0を超える高い転換比の実現を目指すものである。ここで重要な点は、この2つの炉心概念は、整合性のある同じサイズの燃料集合体を利用する点であり、これにより、最初の概念が、60年程度と考えられている炉の運転期間中における将来の燃料サイクル環境に柔軟に対応しながら、同じ原子炉システム内で2番目の概念に進んでゆくことができる。FLWRのこれら2つの炉心概念について、概念設計,プルトニウムの多重リサイクル性の検討,稠密格子炉心での熱流動特性の検討等が進められており、これまでに有望な結果が得られている。
大久保 努; 内川 貞夫; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 岩村 公道
Proceedings of 3rd Asian Specialist Meeting on Future Small-sized LWR Development, p.9_1 - 9_12, 2005/11
これまでに培われてきた軽水炉技術に立脚して、将来の持続的なエネルギー供給を確保するために、日本原子力研究開発機構では革新的水冷却炉(FLWR)概念の検討を進めてきた。本概念は、プルトニウムの多重リサイクルを2段階に分けて行うことにより、ウラン及びプルトニウム資源の有効かつ柔軟な利用を目指したものである。第1段階では、FLWR炉心は高転型炉心概念であり、軽水炉やプルサーマル利用から大きな技術的なギャップなしにスムーズな連続性を確保することを目指したものである。第2段階の炉心は低減速軽水炉炉心概念であり、軽水炉技術によるプルトニウムのリサイクルによって持続的・長期的なエネルギー供給に有効な1.0以上の転換比を達成するものである。重要な点は、両方の概念は両立性の有る同じ大きさの燃料集合体を使用することから、原子炉の寿命期間中に、同じ原子炉において第1から第2ステップへ進むことができる点であり、天然ウラン資源状況やMOX使用済み燃料用再処理の確立等の将来の燃料サイクル環境に柔軟に対応可能である。これまでに、詳細な検討が、炉心設計をはじめ稠密炉心における熱流動等の関連する実験も含めた研究とともに進められてきており、それらの成果により本提案概念の成立性は高く有望であるとの見通しが得られている。2030年代におけるFLWRの商用化のために、400MWe級の小型炉を2010年代に導入炉として建設することを提案している。
