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報告書

加速器駆動核変換システムのMA燃料組成およびその除熱に関する再検討

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[$$^{circ}$$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。

報告書

T91鋼の切削加工によるADSビーム窓小型模型の製作

渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 大久保 成彰; 西原 健司

JAEA-Technology 2020-026, 59 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-026.pdf:3.95MB

日本原子力研究開発機構では放射性廃棄物処理の負担軽減を目指した分離変換技術開発の一環として、加速器駆動型核変換システム(ADS)の設計検討を行っている。ADS特有の構成要素であるビーム窓の材料にはT91鋼を使用し、その形状は薄肉の半球殻を想定している。しかしながら、このような薄肉の構造物がT91鋼から製作可能であるかについては、これまで検討を行ってこなかった。そこで本検討では、1/4スケールのADSビーム窓小型模型をT91鋼の切削加工によって製作し、工程,製作精度そして形状測定方法についての検討を行った。その結果、実機ADSビーム窓の製作上推測される設計形状との誤差は5%程度であり、この加工誤差による構造強度への影響は十分小さいことが分かった。

報告書

核分裂生成物のマスバランス解析のための核種選定

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

JAEA-Data/Code 2020-023, 32 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-023.pdf:1.67MB

核燃料サイクルで発生する放射性廃棄物のマスバランスを評価するためには、原子炉運転に始まり、再処理,ガラス固化,中間貯蔵,地層処分まで含めた、分野横断的な解析が求められる。日本原子力研究開発機構では核燃料サイクルのマスバランス解析を可能とする、Nuclear Material Balanceコード(NMBコード)を開発している。しかし、従来のNMBコードの解析対象は26核種のアクチノイドに対して核分裂生成物(FP)が2核種のみであり、アクチノイドのマスバランス解析に特化している。よって、バックエンドのマスバランス解析を精度良く行うために、NMBコードの計算で扱われるFP数を拡充する必要がある。本研究ではNMBコードにおいて解析対象とすべき主要なFPが選定され、NMBコードに実装するべきFPのリストが作成された。軽水炉ウラン燃料,軽水炉MOX燃料,高速炉MOX燃料の2炉型、3燃料の条件でORGIENを用いた燃焼・崩壊計算を行い、質量,発熱量,放射能量,被ばく線量,固化体阻害因子の5つの評価指標においてFPが選定された。また、ORIGENと同等の計算精度を有する簡易的な燃焼チェーンをNMBコード内で構成するために必要なFPが選定された。その結果、核種数が異なる2つのリスト(詳細リストと簡易リスト)が作成された。

報告書

幅広い原子力発電利用シナリオの諸量評価

西原 健司

JAEA-Data/Code 2020-005, 48 Pages, 2020/07

JAEA-Data-Code-2020-005.pdf:2.95MB
JAEA-Data-Code-2020-005-appendix(CD-ROM).zip:3.62MB

将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発等を検討するために、原子力利用の将来シナリオを幅広く想定した諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量, 使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン需要, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。

論文

JENDL/ImPACT-2018; A New nuclear data library for innovative studies on transmutation of long-lived fission products

国枝 賢; 古立 直也; 湊 太志; 岩本 信之; 岩本 修; 中山 梓介; 江幡 修一郎*; 吉田 亨*; 西原 健司; 渡辺 幸信*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1073 - 1091, 2019/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.07(Nuclear Science & Technology)

長寿命核分裂生成核種(LLFP)の核変換技術確立に向けた革新的研究開発に資することを目的とし、新たな核データライブラリJENDL/ImPACT-2018を開発した。開発した核データライブラリは主要なLLFPである$$^{79}$$Se, $$^{93}$$Zr, $$^{107}$$Pd, $$^{135}$$Csおよび周辺核種(計163核種)に対する中性子及び陽子入射の評価済核反応断面積がエネルギー200MeVを上限として格納されている。断面積の評価においては核反応モデルコードCCONEを用いると共に、測定データの乏しい核種やエネルギー領域の断面積を根拠を持って推定するために微視的な核構造理論を積極的に活用した。また、近年RIBF/RIKENにおいて逆運動学を用いて測定された測定データに基づいて主要な核反応モデルパラメータを最適化した。得られたデータは従来手法により求められた既存の核データライブラリJENDL-4.0/HEやTENDL-2017に比べて、安定核種に対する測定データをよく再現することを確認した。

論文

Immortal experimental loop at JAEA; Post-process and validation

渡辺 奈央; 大林 寛生; 菅原 隆徳; 佐々 敏信; 西原 健司; Castelliti, D.*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.248 - 261, 2019/08

鉛ビスマス共晶合金(LBE)冷却加速器駆動型核変換システム(ADS)における研究開発のため、J-PARCは高温LBE流動環境下におけるADS構造材料照射実験のためのLBE核破砕ターゲット試験施設の導入を計画している。原子力機構(JAEA)は、このLBEターゲットループのデモとして実寸大テストループの"IMMORTAL"を製作した。当装置は、LBEターゲットの熱流動挙動の研究や、LBEの物性値、圧力損失および熱伝達相関の検証等、多様な目的に沿った使用が期待できる。これらの成果は、先述の試験施設およびLBEターゲット/冷却ADSの設計において有用となる。JAEAとSCK-CENは協力協定のフレームワークにおいて、IMMORTALの試験結果についてのベンチマーク評価を始めた。熱流動システムの解析にはRELAP5-3Dコードを使用した数値解析を実施している。まずは、IMMORTAL1次系ループにおける熱流動挙動の評価および予測のためのRELAP5-3Dモデルを作成した。当モデルによる計算結果から、LBEの物性および経験的相関の検証に関してRELAP5-3Dコードが有用であることが示された。

論文

Design of accelerator-driven system consistent to partitioning technology

菅原 隆徳; 伴 康俊; 方野 量太; 舘野 春香; 西原 健司

Proceedings of International Conference on the Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors 2019 (Internet), 9 Pages, 2019/06

原子力機構では、MA核変換のため加速器駆動核変換システムを用いた階層型概念を提案している。ADSの核設計においては、これまで理想的な燃料組成を用いて検討が行われてきた。例えば、MAに随伴する希土類核種やPuに随伴するUは、これまで考慮されてこなかった。しかしながら、実際にはこれらの核種が随伴し、これらの中性子捕獲断面積により、ADS炉心の中性子経済が悪化することが考えられる。本研究では、原子力機構が提案している核種分離のプロセス、SELECTプロセス(Solvent Extraction from Liquid-waste using Extractants of CHON-type for Transmutation)に基づき、新しい燃料組成の検討を行い、これを用いたADS炉心の核設計を行った。あわせて、ADS使用済み燃料の再処理時における希土類核種の移行率についても検討を行った。これらを通じて、分離および再処理プロセスと整合の取れたADS炉心を提示する。

論文

処分と資源化; より安全な処分と安心できるリサイクル

西原 健司

ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.28 - 31, 2019/03

本プロジェクトでは従来の高レベル放射性廃棄物に含まれていた長寿命の核分裂生成物(LLFP)を分離し短寿命化するとともに、資源化可能な元素を分離する。LLFPの短寿命化によって、地層処分に代わり、数十mの浅い地中に安全要求を満たして処分できる可能性があることが示された。また、資源化可能な元素を安心して再利用できるように、考え得る被ばく経路に対して評価を行い、安全な放射能濃度を推定した。

論文

高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減

西原 健司

ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.130 - 133, 2019/03

高レベル放射性廃棄物には様々な特性の物質が含まれている。これらを特性ごとに分離し、適切に対処することで処分場の負荷を低減することができる。本プロジェクトではこれらのうち長寿命の核分裂生成物(LLFP)の短寿命化に取り組んだが、この技術が実現されると、高レベル放射性廃棄物は放射能が小さい新しい放射性廃棄物となる。新しい放射性廃棄物の処分方法を検討した結果、現在、低レベル放射性廃棄物に対して検討されている中深度処分が適している可能性があることが分かった。中深度処分は、従来の高レベル放射性廃棄物に適している地層処分に比べ、浅い場所に小規模に処分する方法である。これを新しい放射性廃棄物に適用した場合の安全性評価を実施し、今回、本プロジェクトが取り組んだ4つのLLFPについては、安全に処分できる可能性があることが分かった。

報告書

アクチノイドの潜在的放射性毒性の比較; 最適アクチノイド回収率導出のためのデータ

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$$^{3}$$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。

論文

放射性廃棄物の処分と分離変換; ソースタームから考える処分

西原 健司

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 25(2), p.131 - 134, 2018/12

高レベル放射性廃棄物の処分場設計と安全評価において放射線量のソースタームを減少させることの効果を考える。分離変換技術ではどのようにソースタームを減少させるかを示し、その処分場への影響を紹介する。また、分離変換技術の費用と開発段階を概観する。

論文

Evaluation of heat removal during the failure of the core cooling for new critical assembly

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

加速器駆動核変換システム(ADS)の基礎核特性研究のため、J-PARC計画において核変換物理実験施設(TEF-P)の建設が検討されている。本研究では、崩壊熱の大きなマイナーアクチノイド(MA)燃料を多く使用するTEF-Pにおいて、炉心冷却システムが停止した場合の自然冷却特性の評価、及びその際に炉心が損傷しない設計条件検討を行った。TEF-Pの炉心温度評価においては、炉心周辺部の空格子管領域が断熱層として大きく影響を及ぼすことから、空格子管領域の熱伝達特性を測定するモックアップ試験装置を製作して実験を行い、実験的な熱伝達率を得た。この結果を元に、TEF-P炉心の三次元伝熱解析を実施し、制限温度である327$$^{circ}$$Cを下回る294$$^{circ}$$Cという結果を得た。

論文

Research and development activities for accelerator-driven system in JAEA

菅原 隆徳; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 西原 健司; 辻本 和文

Progress in Nuclear Energy, 106, p.27 - 33, 2018/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:81.13(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換するため、加速器駆動未臨界システムの検討を行っている。ADSの研究開発には幾つもの固有の課題があり、本発表では実現性および信頼性が高いADS概念を実現するための2つの活動について紹介する。実現性については、加速器と未臨界炉の境界となるビーム窓の設計が大きな課題の一つである。このビーム窓の設計条件を緩和するため、未臨界度調整機構の導入を検討した。この炉心概念を対象として、粒子輸送, 熱流動, 構造解析の連成解析を行い、より実現性の高いビーム窓概念を提示した。信頼性に関しては、ビームトリップがADS固有かつ深刻な課題となっている。過去の検討では、既存の加速器の運転データをもとに、ADS用加速器のビームトリップ頻度を評価した。このビームトリップ頻度を改善するため、本検討では多重加速器概念を提案し、そのビームトリップ頻度を評価した。その結果、多重加速器概念は、より信頼性の高いADSプラントの運転を実現できることが示された。

報告書

平成29年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(年度評価)

立松 研二; 西原 哲夫

JAEA-Evaluation 2018-001, 71 Pages, 2018/06

JAEA-Evaluation-2018-001.pdf:6.84MB

日本原子力研究開発機構の原子力科学研究部門長は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る平成29年度の研究開発の進捗等及び平成30年度の研究計画について評価を受けた。その結果、平成29年度研究実績の年度評価に関しては、「HTTRの新規制基準への適合性確認の対応」、「産業界との連携」及び「国際協力の推進」が高く評価され、総合的に年度計画を上回る成果が得られたと評価され、総合評価としてA評価を受けた。また、平成30年度の研究計画に関しては、妥当と判断された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価方法及び評価結果についてまとめたものである。

論文

Reaction rate analyses of accelerator-driven system experiments with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; Vu, T. M.*; 山中 正朗*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; Kim, S. H.*; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.190 - 198, 2018/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:92.61(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体において、100MeV陽子と鉛ビスマスを組み合わせた核破砕中性子による加速器駆動システム(ADS)の反応率測定実験を行っている。反応率測定は、箔放射化法を用いた。解析にはMCNP6.1を用い、核データとして高エネルギー粒子輸送にはJENDL/HE-2007、中性子輸送にはJENDL-4.0、反応率にはJENDL/D-99を用いた。実験と解析の結果から、未臨界度に依存した反応率が明らかとなった。一方で、固定源計算における高エネルギー領域の反応率の精度については課題が残ることがわかった。

報告書

平成28年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

立松 研二; 西原 哲夫

JAEA-Evaluation 2017-001, 107 Pages, 2017/09

JAEA-Evaluation-2017-001.pdf:13.46MB

日本原子力研究開発機構理事長は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、HTTRの再稼働に向けた新規制基準対応、水素製造技術開発、等についてはB評価を受けたが、全ての機器仕様の設定が完了したHTTR-熱利用試験施設の設計、当初計画を超えてSiCを含有した耐酸化燃料要素を試作してその有効性を確認した燃料要素開発、等についてはA評価を受けた。これらを勘案し、総じて期待以上の成果が得られたと評価され、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むにあたっての判断は、HTTRが再稼働を果たした後、判断材料の一つであるHTTRを用いた熱負荷変動試験等を実施後の、今後3$$sim$$4年後に実施することが妥当であると評価された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価方法について記載し、同委員会により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発 課題評価報告書」を添付したものである。

論文

放射性廃棄物はどこまで減るか

西原 健司

エネルギーレビュー, 37(9), p.7 - 10, 2017/08

本稿で紹介する加速器による放射性廃棄物の低減技術は地層処分の負担を軽減することを目指す技術であり、実現すれば廃棄物の量そのものを減らすと共に閉じ込めるべき期間を数百年程度に短縮し、廃棄物処分の概念を一新できる可能性を秘めている。

論文

Investigation for subcriticality adjustment mechanism of LBE-cooled Accelerator-Driven System

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文

NEA/NSC/R(2017)2, p.152 - 160, 2017/06

The JAEA has investigated 800-MWth Accelerator-Driven System (ADS) to transmute minor actinides. One of the most important issues for the ADS development is the design of a beam window which is a boundary of the accelerator and the sub-critical reactor. Since the past shape of the beam window is difficult to fabricate, a hemispherical shape one is considered as a new concept. To realize the hemispherical shape beam window, it is required to decrease the maximum proton beam current. For this purpose, a new concept of sub-criticality adjustment mechanism using control rod (CR) or burnable poison (BP) is investigated. The results of neutronics calculation show that the concepts with boron carbide and tantalum CRs have good property to adjust the sub-criticality. They have a possibility to maintain the proton beam current at 10 mA during the operation, which is a great benefit for the beam window design since the proton beam current becomes half of the previous design. However, it is required to consider CR drive mechanism to keep out of the beam window and related apparatus. For the concept with BP, it is observed that the maximum proton beam current is 17 mA. This value is better than the reference case. Moreover, the BP concept is achieved by just introducing BP without driver mechanism. These concepts are useful to adjust the sub-criticality and mitigate the design condition of the beam window.

論文

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

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:14 パーセンタイル:90.26(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 $$alpha$$-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 $$alpha$$-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.

論文

Sensitivity and uncertainty analyses of lead sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Nuclear Science and Engineering, 185(3), p.460 - 472, 2017/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:70.7(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体において実施された鉛サンプル反応度実験の感度および不確かさ解析を行った。SRAC2006とMARBLEコードを用いて、JENDL-4.0の共分散データに基づくPb同位体の反応やエネルギー領域の影響を詳細に解析した。これらの感度および不確かさ解析の結果について、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and JEFF-3.1を用いた時の結果と比較を行った。その結果、これらの結果をPb-Bi冷却型のADS核設計に反映するには、さらなる実験および解析が必要であることが示された。

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