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長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.
Nuclear Engineering and Design, 446, p.114542_1 - 114542_14, 2026/01
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。
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.
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.
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.
長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.
JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07
JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB
高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。
國分 祐司; 細見 健二; 永岡 美佳; 瀬谷 夏美; 井上 和美; 小池 優子; 内山 怜; 佐々木 一樹; 前原 勇志; 松尾 一樹; et al.
JAEA-Review 2024-054, 168 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-054.pdf:2.73MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2023年4月から2024年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が一部の項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。
with geometrically frustrated orthogonal antiferromagnetic dimer目時 直人; 山内 宏樹; 萩原 雅人; 綿貫 竜太*; 河村 聖子; 古府 麻衣子*; 中島 健次; 松田 雅昌*
Physical Review B, 111(10), p.104424_1 - 104424_9, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：58.65(Materials Science, Multidisciplinary)フラストレートしたシャストリ・サザランド格子を有するNdBの磁気転移を理解する目的で中性子非弾性散乱実験を行った。
と
による準四重項状態が磁気秩序相で4つに分裂する。スペクトルは磁気相互作用
、磁気
と四極子
の結合、そして一軸的な結晶場により説明される。この
電子状態により、主たる秩序変数である面内磁気モーメント
と結く誘起された2次的な秩序変数
を説明することができた。幾何学的フラストレーションによってハイゼンベルグ相互作用が打ち消し合う状況で、磁気と四極子の結合が本質的な役割をすることが明らかになった。
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。
by solvent extraction as a potential method to determine Fe in glass containing Sn菅野 直樹*; 中瀬 正彦*; 西條 佳孝*; 松村 大樹; 辻 卓也; 竹下 健二*; 塚原 剛彦*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.154 - 160, 2025/03
The amounts of Fe and Fe
present in glass are important indicators of its optical properties because even small amounts have significant effects. However, it is challenging to use wet chemical analysis to determine the concentration and the ratio of Fe and Fe in glass when it contains Sn because of the redox reaction between Sn and Fe in the glass decomposition solution. A two-step approach was tested to determine the concentrations of Fe and Fe in a glass decomposition solution in the presence of Sn. In the first step, the redox reaction between Sn and Fe was suppressed by increased pH. In the second step, Sn was removed from the glass decomposition solution by solvent extraction. To understand the kinetics of the redox reaction between Sn and Fe, time-resolved dispersive X-ray absorption fine structure and ultraviolet-visible absorption spectroscopy (UV-vis) were used with standard chloride solutions of Sn and Fe in respective valences. We found that lowering the acid concentration suppressed redox reactions. The partitioning behaviors of Sn, Sn
, Fe, and Fe by bis(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (D2EHPA) as an extractant in 
-dodecane were investigated to see the removal ability of Sn from the glass decomposition solution. As a result, D2EHPA in -dodecane could extract Sn, Sn, and Fe into the organic phase, and Fe remained in the aqueous phase. The simultaneous removal of Sn and Sn and the separation of Fe and Fe became possible. This method can potentially apply to the rapid analysis of the concentration of Fe and Fe in a glass containing tin oxide.
西原 健司
エネルギー・資源, 45(6), p.359 - 363, 2024/11
次世代の処理・処分技術として分離変換技術の研究開発が行われている。この技術は、現在の再処理施設から発生する高レベル放射性廃棄物を更に処理して、処分の安全性を高め、廃棄体量を減らし、処分場規模を小さくするとともに、有用資源を取り出し、放射線を利用することを目指している。廃棄物の中でも半減期が長く、体内に取り込まれた場合の影響が大きいMAを核変換するために、加速器駆動核変換システム(ADS)が開発されている。本稿ではADSの4つの構成要素(加速器、ターゲット、炉心、プラント)に対して概念設計を示し、現在の技術段階および実用化に至るために必要な開発について述べる。
西原 健司
原子力年鑑2025, p.75 - 80, 2024/10
分離変換技術に加え、資源化技術の目指すところと全体像を述べ、分離・変換・資源化のそれぞれに対して、最近の研究開発状況を交えて概説した。原子力機構ではNXR開発センターが新たに設立され、資源化の技術開発として、蓄電池、スピン熱電素子開発、貴重元素の分離などの開発が行われている。
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。
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。
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。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三朗*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
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
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。
山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*
JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MB
JAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB
福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。
田中 万也; 山路 恵子*; 升屋 勇人*; 富田 純平; 小澤 麻由美*; 山崎 信哉*; 徳永 紘平; 福山 賢仁*; 小原 義之*; Maamoun, I.*; et al.
Chemosphere, 355, p.141837_1 - 141837_11, 2024/05
本研究では生物性マンガン酸化物を用いて人形峠坑水からのラジウム除去実験を行った。その結果、7.6mgの生物性マンガン酸化物を用いて3L坑水中から98%以上の
Raを除去することが出来た。これは固液分配係数に換算すると10
mL/gという非常に高い値となり、生物性マンガン酸化物が実際の坑水処理に有効であることを示している。
宮崎 加奈子*; 武原 政人*; 蓑毛 健太*; 堀江 憲路*; 竹原 真美*; 山崎 信哉*; 斉藤 拓巳*; 大貫 敏彦*; 高野 公秀; 塩津 弘之; et al.
Journal of Hazardous Materials, 470(15), p.134104_1 - 134104_11, 2024/05
被引用回数：2 パーセンタイル：40.43(Engineering, Environmental)Radioactive Cs contamination has been one of the central issues in Fukushima and other legacy sites; however, atomic-scale characterization of radioactive Cs has never been successful. Here we report, for the first time, the direct imaging of radioactive Cs atoms using high-resolution high-angle annular dark-field scanning transmission electron microscopy. As inclusions in Cs-rich microparticles, 27-36 wt.% of Cs (as Cs
O) occurs in a type of zeolite called pollucite. The normalized formula for pollucite are expressed as (Cs,K,Ba)
(Fe
,Zn,X
)Si
O
, (Cs,K,Ba)
(Fe
Zn
X
)
Si
O, and (Cs,K,Ba)
(Fe
ZnX
)
Si
O after normalization with 12 oxygen atoms (X includes other trace cations; Ti, Mn, Rb, Zr, Mo, and Sn). Atomic-resolution image of radioactive Cs atoms are obtained when viewing along the [111] zone axis, a view supported by image simulations using the multi-slice method. The occurrence of pollucite indicates that locally enriched Cs reacted with siliceous substances during meltdowns, presumably through hydrothermal reactions. In case of predominant occurrence of pollucite in debris, incorporation in pollucite structure retards leaching of radioactive Cs. Still, the atomic-resolution imaging of radioactive Cs is an important advance for better understanding the fate of radioactive Cs inside and outside of damaged reactors during severe accidents like Fukushima Daiichi.
