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阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/03
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
竹下 健二*; 松村 達郎
no journal, ,
カーボンニュートラルの達成には持続的な原子力エネルギーの利用が不可欠である。そのためには安定した燃料供給が必要で、MOX再処理、FBR、第2再処理工場建設などを適切な時期に導入していく必要がある。これらの技術導入を最適化するシナリオ研究のため動的核燃料サイクルシミュレータNMB4.0を開発した。本研究では、最終処分に影響の大きい長寿命でかつ発熱性のあるMA核種AmやCmに注目した。今後の軽水炉の長期利用を想定した4つの核燃料サイクルシナリオ(Once throughサイクル、LWRサイクル、LWRマルチサイクル、LWR FRサイクル)に対して、高レベル放射性廃液からのMA分離変換技術の導入が最終処分場に与える影響をNMB4.0で解析し、この技術の導入意義を検討した。その結果、LWR FRサイクルへのMA分離変換技術の導入によって処分場面積が著しく減少し、更にガラス固化体の長期冷却や発熱性FP核種(CsとSr)の分離、ガラス固化体の高密度パッキング技術が導入できれば、必要な処分場面積は60%まで削減できることが明らかとなった。
小野 航希*; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 西原 尚宏*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 鈴木 大河*
no journal, ,
原子力の利用計画や研究開発等における意思決定の支援を目的にAIを活用した次世代諸量評価コードの開発を進めている。本研究では、その検証・妥当性確認(Verification & Validation: V&V)の一環として、国内既設原子炉の運転履歴を再現する諸量評価モデルを構築し、その検証を実施した。
Dwijayanto, A. P.*; 西原 健司; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
no journal, ,
NMB4は、フロントエンドからバックエンドまで、さまざまな核燃料サイクルシナリオをモデル化できる核燃料サイクルシミュレータである。しかし、溶融塩炉(MSR)の一種である溶融塩化物高速炉(MCFR)への適用性はこれまで検証されていなかった。NMB4が原子力エネルギーシステムにおけるMCFRの燃料サイクルをモデル化できるかどうかを検証することは、適用可能範囲と今後の開発方向を判断するうえで重要である。そこで、NMB4とモンテカルロコードSerpent-2の間で、物質収支の比較が行われた。NMB4がサポートする燃焼解析機能に最も近い方式として、再処理を最小限にした長寿命の海洋用MCFR炉心がモンテカルロコードでモデル化された。その結果、NMB4はSerpent-2と比較して許容範囲内の物質収支を生成することが確認され、一次サイクル(ワンススルー)における物質収支と必要な廃棄面積を分析するため、海洋用MCFRを用いた簡易ケーススタディが続いて実施された。コード検証で見られたいくつかの不一致について議論し、将来的な改良点を提案する。
