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松岡 浩; 西脇 安*; Ryjov, A.*; Belenki, A.*
Proceedings of the 4th International FLINS Conference (Intelligent Technologies and Soft Computing in Nuclear Science and Engineering), p.377 - 388, 2000/00
国際原子力機関(IAEA)が現在各国との間で協定を締結しつつある「統合補償措置システム」を例にとりあげて、その有効性及び効率的な実施方法につき、ファジィ理論に基づくシミュレーションケーススタディを実施した。これにより、新しい統合保障措置が従来の保障措置に比べて大変有利であり、例えば、高濃縮ウランに統合保障措置を導入すれば、低濃縮ウランに対する従来の保障措置活動を半減させても従来と同等の有効性を保持できることを示した。以上の結果は、「言葉による計算法(Computing by words)」の有効性を示す1例であり、これがファジィ理論に基づいて適切に実施されれば、従来厳密な定量的数値計算にしか利用されなかったコンピュータの用途を著しく拡大できるであろう。地球シミュレータのソフトコンピューティング分野への利用の可能性を示している。
山根 剛; 山下 清信; 藤本 望
New approaches to the nuclear fuel cycles and related disposal schemes, 1, p.267 - 277, 1998/00
兵器級のプルトニウムを高温ガス炉で燃やす際の炉心核特性等について概括し、これまで報告されているシステムの設計研究例のレビューをもとに、炉物理的な観点での現状と今後の課題についてまとめた。特に重要な課題として、Pu装荷炉心では反応度温度係数が正になる可能性の問題を取り上げ、その原因と核設計上の対処方法について解説した。またPuの処理効率については、リサイクルなしのワンス・スルーサイクルで、初期装荷兵器級Pu量に対してPu-239で90%以上を消滅できることが報告されている。これは高温ガス炉の炉心が中性子経済に優れ、高性能の被覆粒子燃料を用いているため、高燃焼度の達成が可能であることに起因している。今後の課題として、Pu燃料を用いた積分実験は炉物理計算法及びデータの検証にとって有益であり、可能ならば高温領域、高燃焼度模擬条件下での温度依存の炉心パラメータの測定が望まれる。
山下 清信; 徳原 実*; 藤本 望
Nuclear Science and Engineering, 126(1), p.94 - 100, 1997/05
被引用回数：2 パーセンタイル：23.01(Nuclear Science & Technology)本報は、兵器級Puを再利用できない程度まで燃え尽くすために考案した原子炉システムについて報告するものである。このシステムは、Pu燃焼用燃料球(Pu球)と増殖用燃料球(Th球)を用いたペブルベッド型高温ガス炉である。Pu球は兵器級Puを装荷した燃料からなり、Th球はTh燃料からなる。これらの二つの型の燃料球を炉心内に混在させて装荷し、連続的に燃料交換する。Pu球の燃焼度は、約740GWd/T
まで達成可能であり、残留する
Puは初期装荷量の1%以下まで消滅することができる。また、Pu球のPu装荷量を増すことによりキセノンの吸収効果を低減し温度上昇による吸収反応の減少率を押さえて、出力係数を負に保つ工夫をし、正の反応度の問題を解決した。この結果から、著者らは、本システムが、有望な兵器級Puの消滅炉の1つであると考える。
Pu高濃度のプルトニウムを装荷したペブルベッド型高温ガス炉の温度係数の検討徳原 一実*; 山下 清信; 新藤 隆一; 藤本 望
JAERI-Tech 96-025, 50 Pages, 1996/06
ペブルベッド型高温ガス炉に兵器級Puを装荷した場合、温度係数が正になるという問題があった。そこで、温度係数を負にする方法を、兵器級Puを劣化U等の親物質と混合せずに、全炉心に兵器級Puの燃料のみを装荷する炉心を対象として検討した。検討の結果、熱領域に共鳴捕獲反応を持つ核種(Er)を炉心に添加すれば、温度係数が負になることを確認した。また、この場合には燃料球の燃焼度が低下するが、Erを添加せずとも、Puの装荷量を増大して熱中性子束のピークを小さくすれば、燃焼度の低下なしに温度係数を負にできることを明らかにした。燃焼度の増大とともに熱中性子束のピークが再び大きくなる可能性があるが、ペブルベッド型炉では燃料球の最大燃焼度の1/2程度で原子炉が平衡状態になるため、初期の装荷量が多い限り熱中性子束のピークが再び大きくなることはない。
山下 清信; 徳原 一実*; 新藤 隆一; 村田 勲; 七種 明雄
日本原子力学会誌, 36(9), p.865 - 868, 1994/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)解体核兵器から出るプルトニウムの処理方法として、ウラン(U)等の親物質と混合した燃料を軽水炉等で燃焼する方法が提案されている。この場合、核変換によって生成した核分裂性物質を有効利用するためには、使用済燃料を繰り返し再処理する必要がある。そこで、燃料をPuからなる燃料球(消滅用燃料球)と親物質からなる燃料球(増殖用燃料球)に分離し、これらをペブルベッド型高温ガス炉の炉心内に混在させて燃焼させ、更に連続的交換することにより、Puを有効的に消滅する方法を考案した。この方法では、消滅用燃料球のPuは初期値の1%以下まで消滅でき、消滅用燃料球を直接廃棄できる。また、増殖用燃料球の燃焼は極めて緩慢であるため、健全性が保たれる限り繰り返し使用し再処理の回数を少なくすることができる。ここでは、Pu消滅率、消滅用燃料球1個の最大Pu装荷量等について述べる。
新藤 隆一
エネルギー・資源, 14(5), p.419 - 423, 1993/00
プルトニウムは天然には存在しない超ウラン元素であり、
Uが中性子を吸収して生成する人工の元素である。このプルトニウムには原子炉の設計上重要なPu,
Pu,
Pu及び
Puの4つの同位元素がある。プルトニウムは原子力の平和利用の開始早々から特に高速増殖炉の有効な燃料として注目されてきた。しかし、その実用化には使用済燃料からプルトニウムを抽出する再処理の技術が必要不可欠である。また、Puは特に
Uの有効な代替核分裂性物質であり、臨界質量を小さくできることから同時に核兵器の材料ともなりうることが、その対応上の問題を複雑にしている。本報はこのプルトニウム平和利用について、核的ならびに核燃料サイクル上の特徴を把握し、あわせてその実用化にむけ関連する各種課題について述べたものである。
