Study on actinide burning core concepts for the future phaseout of a fast reactor fuel cycle

毛利 哲也; 永沼 正行; 大木 繁夫

Nuclear Technology, 209(4), p.532 - 548, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2133514

高速炉燃料サイクルが実用化され長期間使用された後の遠い将来におけるフェーズアウトの段階において、燃料サイクル内に存在するPuやMAを多重リサイクルにより低減できる高速炉燃焼炉心の概念を検討した。多重リサイクルによってPuやMAは高次化する。高次化によりナトリウムボイド反応度が増加するとともにドップラ係数が減少することで炉心の成立性に影響を及ぼす。これに対し炉心の扁平化,燃焼度引き下げ、さらに被覆管及びラッパ管への炭化ケイ素(SiC)材導入という3つの反応度係数改善策を取り入れることで成立性のある炉心概念を見出した。特に、SiC構造材による中性子スペクトルの軟化は反応度係数の改善だけでなくPuやMAの高次化を間接的に緩和する効果もあることが確認された。これらにより本燃焼炉心はPuとMAが大幅に減少するまで、例えば原子力発電設備容量30GWeを起点としたフェーズアウトシナリオを仮定した場合は初期のインベントリの約99%を消費するまで、多重リサイクルを継続することが可能となった。高速炉は、自ら生み出したPuや長寿命のMAを最小化できる自己完結型のエネルギーシステムになる可能性がある。高速炉は、将来の環境負荷低減のための重要な選択肢の一つとなり得る。

Fast neutron capture reaction data measurement of minor actinides for development of nuclear transmutation systems

片渕 竜也*; 岩本 修; 堀 順一*; 木村 敦; 岩本 信之; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; Rovira, G.*; 松浦 翔太*

EPJ Web of Conferences, 239, p.01044_1 - 01044_4, 2020/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/202023901044

In 2017, a research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" started as a joint collaboration, including Tokyo Tech, Japan Atomic Energy Agency and Kyoto University. This project focuses on neutron capture reaction of MAs, especially Np, Am and Am, in the fast neutron energy region. The final goal of this project is to improve the neutron capture cross sections of Np, Am and Am employing a high-intensity neutron beam from a spallation source of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) that reduces uncertainties of measurement. In this contribution, the overview of the project and the current progress will be presented.

Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

Current activities and future plans for nuclear data measurements at J-PARC

木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 岩本 修; 藤 暢輔; 小泉 光生; 北谷 文人; 古高 和禎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

European Physical Journal A, 51(12), p.180_1 - 180_8, 2015/12

https://doi.org/10.1140/epja/i2015-15180-2

In order to improve the data accuracy of neutron-capture cross sections of minor actinides (MAs) and long-lived fission products (LLFPs), a new experimental instrument named "Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI)" has been constructed in the Materials and Life science experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC), and measurements of neutron-capture cross sections of MAs, LLFPs and some stable isotopes with high intensity pulsed neutrons have been started. The analyses for Cm, Cm, Am and Np were finished; those for I, Pd, Tc, Zr and some stable isotopes are in progress. These results will make significant contributions in the field of developing innovative nuclear systems.

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発

原田 秀郎

核データニュース(インターネット), (109), p.44 - 47, 2014/10

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf109/No109-07.pdf

最先端核データ測定装置と位置付けられるANNRIを活用するとともに、核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の4分野の研究者が相互に協力することにより、従来測定が困難であるため測定誤差が大きい放射性核種((Np, Am, Tc, I)に対して、各種核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に重要な中性子核データの高精度化を目指し、原子力システム研究開発事業として開始したプロジェクト研究「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」について、研究の背景、ねらい、及び研究計画を解説する。

Development of the ERIX process for reprocessing spent FBR-MOX fuel; A Study on minor actinides separation process

星 陽崇*; Wei, Y.*; 熊谷 幹郎*; 朝倉 俊英; 森田 泰治

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

核燃料サイクルの開発において、再処理プロセスの経済性及び効率性の向上は最も重要な課題の一つである。特に将来の高速増殖炉システムの確立には、現行のPurexプロセスに比べコンパクトで放射性廃棄物量の少ない再処理プロセスの開発が強く望まれている。著者らは使用済みFBR-MOX燃料の再処理プロセスとして、新規湿式再処理プロセス「ERIXプロセス」を提案している。本プロセスは(1)陰イオン交換体によるPd除去工程,(2)電解還元による原子価調整工程,(3)陰イオン交換体によるU, Pu, Npの回収工程,(4)マイナーアクチニド分離工程から構成される。本研究ではマイナーアクチニド分離工程について検討した。

Research and development activities for accelerator driven system at JAERI

辻本 和文; 佐々 敏信; 西原 健司; 大井川 宏之; 高野 秀機*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

原研では、マイナーアクチニドや長半減期核分裂生成物などの核変換を行うために加速器駆動炉の開発を行っている。炉物理的及び工学的観点から、加速器駆動炉の成立性を評価するために、J-PARC計画において核変換実験施設(TEF)の建設が提案されている。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)と加速器駆動炉ターゲット試験施設(TEF-T)の2つの実験施設で構成される。TEF-Pは、未臨界状態の臨界集合体に低出力の陽子ビームを導入して、加速器駆動炉の炉物理特性及び制御性の研究を行う施設である。TEF-Tは、溶融鉛ビスマス合金を用いて、材料照射試験と加速器駆動炉ビーム窓の部分モックアップ試験を行う装置である。本論文においては、各実験施設の目的・実験項目・仕様等を述べる。

Comparison of fission and capture cross sections of minor actinides

中川 庸雄; 岩本 修

JAERI-Data/Code 2002-025, 134 Pages, 2003/01

JAERI-Data-Code-2002-025.pdf:3.48MB

JENDL-3.3に与えられているマイナーアクチニドの核分裂断面積と捕獲断面積を他の評価済みデータ及び実験データと比較した。データを比較した核種は、Th-227,228,229,230,233,234,Pa-231,232,233,U-232,234,236,237,Np-236,237,238,Pu-236,237,238,242,244,Am-241,242,242m,243,Cm-242,243,244,245,246,247及び248の合計32核種である。本レポートでは、これらの核種の断面積図と、0.0253eVにおける断面積及び共鳴積分値の表を示す。

加速器駆動核変換に向かう実験

大井川 宏之

日本物理学会誌, 56(10), p.749 - 754, 2001/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/110002077677

原研では長寿命放射性廃棄物の削減を目指した核変換技術の研究開発を行ってきた。大強度陽子加速器プロジェクトにおいては、核変換技術の中心的な役割を担う加速器駆動未臨界システム(ADS)の技術開発を行う。核変換実験施設は、(1)核燃料を用いるが陽子ビーム出力は10W以下である「核変換物理実験施設」と、(2)200kW陽子ビームを用いて鉛・ビスマス溶融合金ターゲットにかかわる工学的な実験を行う「ADSターゲット試験施設」という二つの実験施設によって構成される。施設の概要、実験プログラム,施設建設に向けた取組状況,将来計画等について解説する。

Radiotoxicity hazard of inert matrix fuels after burning minor actinides in light water reactors

Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.439 - 442, 2001/02

https://doi.org/10.1016/S0149-1970(00)00154-2

プルトニウム燃焼のために考えられている2種類のウラン・フリー燃料、岩石型燃料(PuO-ZrO:ROX)とトリチウム酸化物燃料(PuO-ThO:TOX)、にマイナー・アクチニドを添加した時の使用済み燃料の放射能毒性を、軽水炉においてMOX燃料と比較して検討した。MAの添加量はROX燃料中の重核+Zrの0.2at.%から1.0at.%とした。それはPWRの出力1GWeあたり約200~1000kgに相当する。1150MWeクラスのPWRで1200日燃焼後の燃料の放射毒性を比べるとROX+MA燃料とTOX+MAやMOX+MAよりも少ない。取り出し後10年の時点での毒性は、ROXはTOXの1/3、MOXの1/4であり、10年後にはROX+MA燃料はTOX+MAの1/4でMOX+MA燃料の1/20の放射能毒性しか持たない。