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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。
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
被引用回数：1 パーセンタイル：26.66(Instruments & Instrumentation)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.
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*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.632 - 641, 2023/06
被引用回数：3 パーセンタイル：42.88(Nuclear Science & Technology)動的な核燃料サイクルシミュレーションの燃焼計算への適用を目的に、行列指数法を修正してOkamura explicit method (OEM)を開発した。OEMは、長いタイムステップであっても、短半減期核種の計算の発散を抑制することが可能である。OEMの計算コストはオイラー法と同等で小さく、燃料サイクルシミュレーションに十分な精度を保つことができる。
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。
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*
Bulletin of the Laboratory for Advanced Nuclear Energy, 6, p.29 - 30, 2022/02
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 version 4.0 (NMB4.0)の開発を実施してきた。本レポートはNMB4.0の概要と機能をまとめたものである。
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
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。
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。
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。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
原子力機構と東京科学大学で開発を進めている核燃料サイクルシミュレータNMB4に、遠心分離法の理想カスケードを前提としたウラン濃縮モデルを実装した。本モデルにより、多核種を含むウランの遠心分離理想カスケードによって得られる新燃料組成の計算が可能となった。また、このモデルを用いて、日本の将来の原子力利用シナリオにおける回収ウランの活用に関する諸量評価を実施した。本発表では、モデルの妥当性確認と、諸量評価の結果について報告する。
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.
山村 朝雄*; 針貝 美樹*; 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*; et al.
no journal, ,
持続可能な社会に向けて、安定・発展に必要なエネルギー確保と社会のカーボンニュートラル化を両立させることが世界的に求められている。本講演では、持続的な原子力利用を実現するための課題を整理し、その対策としてアクチノイドマネジメントを備えた燃料サイクルを提唱した。社会実装に向けては適切な技術成熟度(TRL)の設定が不可欠であり、そのような検討のもとで実施されている研究・プロセスの全体像を説明する。
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。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
Nuclear power is gaining attention as a stable decarbonized energy source, with a global goal to triple capacity by 2050. However, increasing uranium demand raises concerns about supply shortages. Re-enriching recovered uranium (RU) from reprocessing can help reduce natural U consumption but requires consideration of isotopic composition for fuel design and radiation management. To analyze RU utilization, a uranium enrichment model based on an ideal cascade was implemented into the nuclear fuel cycle simulator NMB4. The model supports both gas diffusion and gas centrifuge methods, solving material balance and cascade equations for multiple isotopes. Validation against actual re-enriched RU fuel data showed good agreement.
阿部 拓海; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
東京科学大学と日本原子力研究開発機構では2022年3月に公開して以来、核燃料サイクルシミュレータNMB4の継続的な機能拡張及び、それを用いた諸量評価研究を行ってきた。本発表ではこれまでに実装した新機能や研究実績を紹介するほか、NMB4を発展的に用いた応用研究の例に関しても述べる。
西原 健司; 大泉 昭人; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
今世紀後半に軽水炉使用済み燃料の再処理において分離変換技術が導入された場合の核燃料サイクルを解析した。我が国においては、当面軽水炉での発電が継続し、ウランおよびプルサーマル使用済み燃料の処理・処分が課題となる。今世紀半ばに、これらの使用済み燃料の再処理において分離変換が可能となった場合、それ以降の高レベル廃棄物処分負荷が大きく低減される可能性があることを示す。
三成 映理子*; 三原 守弘; 牧野 仁史; 岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
使用済MOX燃料の再処理シナリオの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO
燃料を混合再処理する場合におけるMOX-UO混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。地質環境等を変えた複数の解析結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが示された。
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。
岡村 知拓*; 西原 尚宏*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
核燃料サイクルのデジタライゼーションを目指した研究開発プロジェクト「NEUChain(ニューチェーン)」を実施している。本報告では、NEUChainの基本コンセプトとその応用、分散型台帳技術の原子力分野での活用について議論する。
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, ,
持続可能な社会に向けて、安定・発展に必要なエネルギー確保と社会のカーボンニュートラル化を両立させることが世界的に求められている。本発表では持続的な原子力利用を実現するための課題を整理し、その対策としてアクチノイドマネジメントを備えた燃料サイクルについて述べる。
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*
no journal, ,
The spent extraction solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the reprocessing. The spent solvent should be appropriately treated for disposal or storage. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into 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 more precisely, elution behavior of loaded solvent into hexane or acetone was evaluated. 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 qualitatively agreed with the results of the leaching test.
