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。

多様なバックエンドシナリオのための諸量計算コードの開発; FP核種の拡張とNMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 三成 映理子*; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 西原 健司; 竹下 健二*

no journal, , 

東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構が開発したNMB (Nuclear Material Balance)コードに着目し、これまで竹下研究室で行ってきた核燃料サイクルシナリオ研究の知見を基にNMBコードの改良に取組んできた。従来のNMBコードはアクチノイドの諸量評価に特化した計算コードであり、バックエンドのシナリオ解析の機能が不足していた。そこで今回の改良では、NMBコードで取り扱うFP核種の拡張を実施した。FP核種の拡張において主に以下の3点の研究・開発を行った。(1)NMBコードに導入するFP核種の選出、(2)NMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発、(3)燃焼計算とその誤差評価である。発表では、NMBコードの詳細に加えて3点の検討結果について報告した。

Investigation on fuel cycle based on actinide management towards sustainable use of nuclear energy, 1; Challenges of LWR fuel cycle and research overview

山村 朝雄*; 島田 隆*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*; 小西 裕貴*; 西村 佳祐*; 塚本 泰介*; 石田 仁美*; 伴 康俊; et al.

no journal, , 

Towards a sustainable society, there is a global need to secure the energy necessary for stability and development and to make society carbon-neutral at the same time. Although various methods of nuclear energy utilization are envisaged, several issues are also to be solved regarding the sustainability of the use of nuclear energy itself. The present study summarizes the challenges of LWR fuel cycle, and management for the effective utilization of actinides such as plutonium and minor actinides as nuclear fuel material is introduced for sustainable nuclear energy utilization.

金属燃料高速炉サイクルの諸量評価研究

竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海

no journal, , 

核燃料サイクルシミュレータNMB4.0における金属燃料高速炉サイクルに必要な炉心データや乾式再処理のデータベース整備を実施した。さらに、サンプルシナリオを用いて金属燃料高速炉の導入シナリオの検証を行った。

21世紀後半に向けた原子力利用シナリオの研究,2; NMB4.0: 統合的な核燃料サイクルシミュレーションコードの開発と公開

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

no journal, , 

将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでを物質収支を統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーターは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、解析可能なバックエンドのシナリオは限定されている。また、既存の核燃料サイクルコードのほとんどが公開されていないため、多様なステークホルダーが利用可能な基盤システムとして確立されていない。そこで東京工業大学と原子力機構は共同で、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行までをモデル化した核燃料サイクルの諸量計算コードNuclear Material Balance analysis code version 4.0(NMB4.0)を開発した。また、国産の核燃料サイクルシミュレーターとして確立するために、無償公開している。本発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について紹介する。

NMB4.0: 統合的な核燃料サイクルシミュレーションコードの開発

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*

no journal, , 

将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルにおけるフロントエンド,原子炉運転,バックエンドを統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーションコードは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、バックエンドを柔軟に解析可能なコードは開発されていない。そこで、東京工業大学と原子力機構は共同で、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでのシナリオを統合的かつ、柔軟に解析するための計算プラットフォームNMB4.0を開発した。発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について報告した。