Implementation of ideal cascade model for uranium enrichment to nuclear fuel cycle simulator

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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112224

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.

Impact of fast reactor fuel type on backend processes in the nuclear fuel cycle

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

https://doi.org/10.15669/pnst.8.52

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.

Evaluation of the remaining spent extraction solvent in vermiculite after leaching tests via PIXE analysis

荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.07.003

Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.

NMB4.0ユーザーマニュアル

岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

JAEA-Data/Code 2021-016, 43 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-016.pdf:3.06MB

今後の核燃料サイクルの確立・高度化には、将来の原子力発電シナリオに応じて発生する多様なマスバランスを定量的に予測・分析することが求められる。しかし、核燃料サイクルはフロントエンドからバックエンドまでの多様な工程によって構成されており、モデル化の複雑さ、想定されるシナリオの多様さなどからシナリオの分析は容易ではない。そこで日本原子力研究開発機構と東京工業大学は、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行工程までのマスバランスを統合的に解析するためのツールとしてNMBコードを開発した。NMBコードは、汎用性のある各工程の記述、広範なデータベース、高速な核種変換計算などを備え、ユーザーが指定する発電量や再処理容量などの条件に基づいて、各工程におけるマスバランスを定量化することができる。またNMBコードは多様なステークホルダーが利用できるように実行プラットフォームをMicrosoft Excel(R)としている。本ユーザーマニュアルでは、NMB4.0版のデータベースならびにシナリオ入力を作成する方法を述べる。

NMB4.0: Development of integrated nuclear fuel cycle simulator from the front to back-end

岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.19_1 - 19_13, 2021/11

https://doi.org/10.1051/epjn/2021019

東京工業大学と日本原子力研究開発機構の共同研究開発により、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)が開発された。従来の核燃料サイクルシミュレーションコードは、主にアクチノイドの解析を行い、フロントエンドのマスバランス解析に特化していた。しかし、近年、研究開発戦略や持続的な原子力利用を考える上で、バックエンドの定量的なシミュレーションのニーズが高まっている。そこで、フロントエンドからバックエンドまでを統合した核燃料サイクルシミュレーションを実現するために、NMB4.0が開発された。NMB4.0には3つの技術的特徴がある。(1)179核種を核燃料サイクル全体で追跡していること、(2)半減期の短い核種の枯渇計算の精度を維持しつつ、数値計算コストの削減に貢献するOkamura explicit method (OEM)を実装していること、(3)バックエンドシミュレーションの柔軟性を実現していることである。本論文の目的は、統合的な核燃料サイクルシミュレーションのために新たに開発された機能を示し、他のコードとのベンチマークを行い、NMB4.0の計算性能を示すことである。

Development of mass balance analysis code for various waste management scenario

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Bulletin of the Laboratory for Advanced Nuclear Energy, 5, P. 31, 2021/02

東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、Nuclear Material Balance code (NMBコード)の開発に着手した。本レポートは2019年に実施した共同研究の成果をまとめたものである。

Three years of NMB4; A Driving force toward nuclear innovation through open access nuclear fuel cycle simulator development

岡村 知拓*; 阿部 拓海; 西原 尚宏*; 鈴木 大河*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*; 西原 健司

no journal, , 

Since the public release of NMB4.0 (Nuclear Material Balance analysis code version 4.0) in March 2022, a nuclear fuel cycle simulator jointly developed by Institute of Science Tokyo (Tokyo Institute of Technology at the time of release) and Japan Atomic Energy Agency, we have engaged in continuous development and support. Over the past three years, the user community has grown to encompass over 30 institutions and more than 200 members. Based on many user feedbacks, 12 updates have been implemented, with the current version being 4.1.2. NMB4.0 has been actively employed in various research projects, international and domestic benchmark, and participation in expert working group at international organizations. In addition to the traditional backend process scenario analysis functions in NMB4.0, recent updates have strengthened capabilities in frontend processes, cycle robustness, actinide management and cost evaluations. This presentation will provide an overview of the recent research and development efforts surrounding NMB4.0, along with introducing new initiatives aimed at advancing the future of nuclear fuel cycle innovation.

持続的な原子力利用のためのアクチノイドマネジメントを備えた燃料サイクルの研究,4; 燃料サイクルにおけるアクチノイドのマネジメント基本方針とKPI

島田 隆*; 山村 朝雄*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*; 中瀬 正彦*; 岡村 知拓*; 伴 康俊; 塚本 裕貴*; 西村 佳祐*; 儀間 大充*

no journal, , 

原子力エネルギーを持続的に利用するには、プルサーマル使用済燃料及びウランの有効利用並びに限られた処分場の有効活用に向けた高レベル廃棄物の減容が必須である。この目標の達成に向けて、燃料サイクルを構成する発電炉、再処理及び燃料製造等の各要素における、アクチノイドの回収、保管及び利用に関する管理方針と管理のためのKPI(Key Performance Indicator)の設定及び運用について述べる。

次世代核燃料サイクルの再処理工程におけるフェロシアン化アルミニウムを用いたPGM、Mo分離の導入による高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減に関する研究

三島 理愛; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 中瀬 正彦*

no journal, , 

高レベル放射性廃液(HLLW)に含まれる白金族元素(PGM; Ru、Rh、Pd)とMoはガラス溶融炉の運転安定性低下、ガラス固化体の品質低下、ガラス固化体発生本数および処分場面積の増大の原因となる。今後の高燃焼度燃料やMOX燃料の再処理においてよりPGM、Moが多く含まれるHLLWの発生が予測されており、PGM、Mo分離技術が必要となる可能性がある。そこで本研究ではバックエンドプロセス合理化を目的とし、PGM、Moを選択的に除去するための収着材として、シアノ基架橋型配位高分子材料であるフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目した。再処理工程への適用を見据え、AlHCFによる模擬HLLWの収着実験データを取得し、その実験データを反映して再処理プロセス計算、NMB4.0を用いた発熱・伝熱計算を実施して処分場負荷低減効果を定量的に評価した。プロセス諸量評価の結果からAlHCFが有効に処分負荷低減に寄与するAlHCF使用条件を明らかにした。AlHCF利用とプロセス合理化により、ガラス固化体発生本数は最大で1/5程度に削減でき、処分場面積は約4%の大きさに低減可能となる見込みが示された。

持続的な原子力利用のためのアクチノイドマネジメントを備えた燃料サイクルの研究,10; 処分負荷低減の視点からのMA分離の目標設定

島田 隆*; 山村 朝雄*; 針貝 美樹*; 西村 佳祐*; 福田 雄基*; 山品 和久*; 中瀬 正彦*; 岡村 知拓*; 竹下 健二*; 伴 康俊

no journal, , 

ガラス固化体1本あたりの処分負荷(面積)はMA分離の際にガラス固化体に移行するMA量の影響を受ける。一方、MA分離プロセスに入量するMA量は燃料種類や再処理までの冷却期間に依存する。そのためMA分離における回収率の設定だけでは処分面積の低減度合いは決まらない。本検討では処分面積低減の視点からMA分離の目標設定に適切なパラメタを定義し、その目標値を設定した。