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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 龍三郎*; 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。
伴 康俊; 鈴木 英哉*; 宝徳 忍; 津幡 靖宏
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ミキサセトラを用いて、高レベル廃液からマイナーアクチノイド(MA;アメリシウム及びキュリウム)を回収するための連続向流抽出試験を行った。ヘキサオクチルニトリロトリアセトアミド(HONTA)を抽出剤に用いることで、MAフラクション中に0.17gのMAを回収した。
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。
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。
林 正明*; 中原 宏尊*; 白倉 翔太*; 山野 秀将
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、熱伝達係数の相関式を用いて伝熱性能の簡易評価を実施した。評価技術を開発するため、熱交換器の部分モデルを用いてSTAR-CCM+による熱流動解析を実施した。ナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術を開発するととともに、伝熱向上方策効果を確認した。
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。
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。
大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
山野 秀将; 江村 優軌; 高井 俊秀; 久保 重信; Quaini, A.*; Fossati, P.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
本論文では、炉心混合物質の相互作用に関する反応速度論、二酸化ウラン(UO
)と鉄(Fe)と単価ホウ素(B
C)に対する高温熱物性データ、BCとステンレス鋼(SS)並びにBC-SS共晶物再配置(固化も)に関する実験研究、シビアアクシデントコードにBC-SS共晶物と反応モデルを組み込む。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
廃止措置を進めている東海再処理施設では、工程洗浄が2024年2月に完了した。東海再処理施設は、主要工程に残存する核物質を含んでおり、工程洗浄では施設内の核物質をフラッシュアウトして硝酸溶液で洗浄することを目的とした。本稿では、この工程洗浄に関連する核物質の分析手法、実績等について報告する。
小野田 雄一; 石田 真也; 深野 義隆; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 柴田 明裕*; Bertrand, F.*; Seiler, N.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
PIRTs have been developed and are reported for the 3 sequence event families of SFR severe accidents. For ULOF, there are 13 phenomena ranked with high importance and large uncertainty. Two PIRTs for primary phase of UTOP have been developed based on those of ULOF. Two phenomena with high importance and large uncertainty both in FRN and JPN ranking are highlighted. For USAF PIRT, they are eight phenomena ranked important and uncertain by both sides related to heat transfer coefficient, chunk relocation in the molten pool of the initiating SA and to thermomechanical loading on the hexcan of the initiating SA. These phenomena are recognized to deserve priority study. The event progression regarding FP transport focusing on phenomena of ULOF is investigated. Seven phenomenological phases were identified along with the accident sequences and of their events progression. The summary of the elementary phenomena on this PIRT, and the vote for the table are foreseen in the future study.
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 寺尾 剛*; 小池 昭史*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日本原子力研究開発機構は、株式会社ANSeeN、静岡大学とともに、高温ガス炉の出力分布測定のための核計装の開発を2021年から3年間の間、文部科学省の原子力システム研究開発事業の支援を受けて実施した。このプロジェクトは、炉外計装の開発と炉内計装の開発の二つに分けられ、本発表では、炉外計装の開発について報告する。炉外計装の開発に関しては、中性子飛程の長い黒鉛減速の高温ガス炉とCT原理の特性を活かした革新技術であり、他の炉型への応用も期待できる。
in LiCl-KCl eutectic salt under Ar-O atmosphere杉原 英幸; 坂村 義治*; 村上 毅*; 仲吉 彬
no journal, ,
The electrorefining of used fast reactor metal fuel is performed under inert gas (argon) atmosphere. Uranium and plutonium are dissolved as trivalent chlorides (UCl and PuCl) in the LiCl-KCl molten salt in the electrorefiner. To clarify the oxidation behavior of the trichlorides by the atmospheric impurities (e.g., O) is important for reprocessing facility design including safety issues. This study explored the oxidation behavior of UCl in LiCl-KCl eutectic salt under Ar-O atmosphere using thermodynamic calculations and thermogravimetric and differential thermal analysis (TG-DTA). The TG-DTA curves obtained at O = 757, 1760 and 3750 ppm suggested the significant oxidation of UCl. The dominant oxidation reaction deduced from the weight increase rate was the formation of tetravalent chloride and oxychloride, which was supported by the results of thermodynamic calculation. The results at the high O concentration (O=3750 ppm) suggested the oxidation reaction succeeding the formation of tetravalent chloride and oxychloride. In addition, an endothermic peak was observed at about 253 
C. It was assumed that a part of the salt including oxidation products was melted. No exothermic peak was observed at O = 77 ppm, and the DTA results showed the oxidation hardly progressed at O = 77 ppm. To clarify the chemical forms and solubilities of the oxidation products is the future work, as well as the oxidation behavior when mixtures of O and HO ingress.
小西 裕貴*; 島田 隆*; 石田 仁美*; 西村 佳祐*; 伴 康俊; 津幡 靖宏; 佐藤 武彦; 中瀬 正彦*; 日比 宏基*; 儀間 大充*; et al.
no journal, ,
In order to achieve carbon neutrality, various types of nuclear power are expected to be used in the future, but there are no disposal sites in Japan, and even if they can be secured, their capacity will be limited. Therefore, for the sustainable use of nuclear energy, it is essential to reuse nuclear fuel and reduce waste, and the management for the effective use of actinide nuclides (AC) such as plutonium and minor actinides with minimum environmental load, Actinide Management (ACM), is important.
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.
-ray spectroscopy study in intense -ray fields using a small LBC scintillator for an in situ nuclear fuel debris assay冠城 雅晃; 石井 隼也*; 加藤 昌弘*
no journal, ,
A -ray spectroscopy system using a small cubic LaBr
Cl
scintillator measuring the crystal dimensions of 5 
5 5 mm
was developed for an in situ nuclear fuel debris assay. In an intense 
Cs radiation field, this study showed that the system had good energy resolution (
4%) at dose rates up to 0.407 Gy/h. The full energy peak at 662 keV can be identified at dose rates of up to 2.97 Gy/h.
小池 彩華*; 石田 圭輔*; 三原 守弘
no journal, ,
原子力発電環境整備機構は、地層処分の安全性の信頼性を高めるため、使用済燃料の再処理工程から生じるTRU廃棄物の現実的な放射性核種移行モデルの開発を進めている。包括的技術報告書では、処分施設の構造躯体内のセメント系材料に対して長期的な変遷の設定に不確実性が生じることから、保守的に単純化モデルにて評価を実施した。本研究では、処分施設構造躯体内をより詳細に表現可能な3次元モデルを使用し、処分施設内の変遷と粒子追跡シミュレーションを実施することにより、包括的技術報告書で用いられた核種移行評価の信頼性を向上させた。
本山 李沙; 比内 浩; 駒 義和
no journal, ,
Ni-63 in the samples, which were collected at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, were analyzed to understand the characteristics of the wastes, e.g. contaminated water, slurry from contaminated water treatment systems, and sludge from the buildings. The concentration of Ni-63 was compared with that of Co-60 including the data that had already been obtained. The Co-63/Ni-63 ratio coincides for the contaminated water, which were sampled in the year of the accident, 2011, the evaporative slurry and the sludge obtained under the building. As the years have passed since the accident, the dispersion of the Co-60/Ni-63 ratio of contaminated water tends to increase to two orders of magnitude. This would have influenced on the Co-60/Ni-63 ratio of the slurry generated in the iron precipitation process, which started its operation since 2013. The Co-60/Ni-63 ratio is helpful to discuss behavior and source term for activation products.
高野 和也; 谷中 裕; 丸山 修平; 桑垣 一紀; 大木 繁夫; 菅 太郎*; 中里 道*; 大島 拓洋*; 福地 郁生*; 小池 啓基*; et al.
no journal, ,
2020年より日仏間で進めているナトリウム冷却高速炉開発計画協力の一環として、高速炉の核設計手法及び遮へい設計手法に関してVVUQを共同で実施し、予測精度向上の方法や効果について検討協力を進めている。本協力を通じて得られる、日仏共同の実験データベースや数値ベンチマーク問題、VVUQ方法論は日仏の高速炉実用化に向けた将来炉の核設計及び遮へい設計に係る許認可を取得していく上で重要な知見となる。