記述言語：英語  

JAEAでは、鉛ビスマス共晶合金(LBE)を冷却材とする加速器駆動型核変換システム(ADS)を設計している。LBE流路壁の腐食速度の推定は、安全性や構造物全体の寿命を検討する上で重要な課題である。腐食速度は材料表面に形成される酸化層の状態に依存する。そこで、本研究では数値解析により酸化層の成長および溶解(OLGD)速度を推定することで、ADSにおける腐食速度を評価し設計に反映できる手法の構築を目的とする。OLGD速度は材料とLBE間の酸素と鉄の質量移動速度およびLBE中におけるこれらの移流拡散速度と相互に依存している。したがって、OLGD速度を推定するには、3つの数値解析モデルを連成させて解を得る必要がある。このうち、移流拡散の計算には、ADS中の複雑な流れへの適用性からCFDコードの使用が合理的である。一方、移流拡散に比べてはるかにスケールの小さい現象である材料とLBE間の質量移動およびOLGDについては、何らかの相関式を用いることが合理的である。本報告では、JAEAが開発しているCFDコードJUPITERを用いたOLGD速度の解析手法の構築について述べる。なお、材料とLBE間の質量移動速度およびOLGD速度の相関式については、実験式から導出され先行研究で用いられた既存のモデルを修正して用いた。

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記述言語：英語  

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。

DOI： 10.1080/00223131.2022.2131646

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1088/1748-0221/17/10/P10005

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記述言語：英語  

JAEAでは、LBE冷却型加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは既存の臨界炉に比べて安全性が高いと考えられているが、除熱源喪失事象が生じた場合、炉心の破損の可能性が考えられる。これを回避するためDRACS(直接炉心補助冷却システム)を備えているが、その機器信頼性と流量確保が重要となる。本研究では、CFD解析によりADS炉容器内の自然循環時の流れを解析し、DRACS熱交換器位置において十分な流量が確保されるかを検討した。解析の結果、定格運転時の約4.3\%の流量が確保され、崩壊熱が適切に除去されることを確認した。また、炉容器内のLBE流れを整えるために設けられている内筒の有無が、自然循環時にどのような影響を与えるかについても検討を行った。

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記述言語：英語  

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。

DOI： 10.1051/epjn/2021019

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2019.1647889

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

DOI： 10.1115/ICONE26-82012

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.pnucene.2018.02.007

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記述言語：英語  

京都大学臨界集合体において、100MeV陽子と鉛ビスマスを組み合わせた核破砕中性子による加速器駆動システム(ADS)の反応率測定実験を行っている。反応率測定は、箔放射化法を用いた。解析にはMCNP6.1を用い、核データとして高エネルギー粒子輸送にはJENDL/HE-2007、中性子輸送にはJENDL-4.0、反応率にはJENDL/D-99を用いた。実験と解析の結果から、未臨界度に依存した反応率が明らかとなった。一方で、固定源計算における高エネルギー領域の反応率の精度については課題が残ることがわかった。

DOI： 10.1080/00223131.2017.1389314

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記述言語：英語  

DOI： 10.1080/00223131.2016.1274687

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記述言語：英語  

京都大学臨界集合体において実施された鉛サンプル反応度実験の感度および不確かさ解析を行った。SRAC2006とMARBLEコードを用いて、JENDL-4.0の共分散データに基づくPb同位体の反応やエネルギー領域の影響を詳細に解析した。これらの感度および不確かさ解析の結果について、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and JEFF-3.1を用いた時の結果と比較を行った。その結果、これらの結果をPb-Bi冷却型のADS核設計に反映するには、さらなる実験および解析が必要であることが示された。

DOI： 10.1080/00295639.2016.1272976

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2016.1179600

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2016.1140598

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記述言語：英語  

京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と$^{27}$Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については$^{238}$Uと$^{27}$Alについて差があることを明らかにした。

DOI： 10.1080/00223131.2015.1068716

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記述言語：英語  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)の検討を行っている。ADSは加速器と原子炉を組み合わせたシステムのため、様々な固有の研究開発項目がある。ここでは、より成立性および信頼性の高いADS概念を得るために行われている最新の2つの活動について報告する。成立性については、ビーム窓の設計が重要な課題の一つとなっている。ビーム窓の設計条件を緩和する、すなわち陽子ビーム電流値を下げるため、未臨界度調整機構を導入した炉心概念の検討を行った。その結果、例えば制御棒を導入することにより、陽子ビーム電流値を従来設計の20mAから10mAに下げることができることを示した。信頼性については、ビームトリップ頻度の問題が挙げられる。本研究では、加速器二台構成概念を提案した。この概念に対して、J-PARCリニアックの運転データおよびモンテカルロ法を用いてビームトリップ頻度を評価した。これらの評価の結果、加速器二台構成概念は、より信頼性の高いADS加速器の運転を可能とすることが示された。

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記述言語：英語  

プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。

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記述言語：英語  

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十\%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。

DOI： 10.1080/00223131.2014.946455

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記述言語：英語  

日本における原子力発電撤退シナリオにおいて使用済燃料中のTRU核種核変換を想定し、Pu核変換用ADSの設計と核変換システム導入シナリオの解析を行った。ADS設計は既存のMA核変換用ADSの設計に基づいて行い、6バッチ炉心をシナリオ解析用参照設計として選定した。シナリオ解析においては、軽水炉MOX利用シナリオと共に、LWR使用済燃料ワンススルーシナリオを参照シナリオとした。核変換シナリオとして、FRのみ、ADSのみ、及び、FRとADSを核変換炉とした場合を解析した。解析の結果、必要な核変換炉は15から32基で、核変換に必要な期間は180から240年という結果が得られた。また、PuとMAの総量を核変換によって減らすことで、処分場に対する便益として、面積を五分の一にでき、放射性毒性の崩壊期間を一桁小さくできることがわかった。これらの結果から、FRとADSを用いた核変換シナリオが中庸な解決方法であり、一方、短期の核変換が必要な場合はADSを用いた核変換が望ましいことを示した。

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記述言語：英語  

加速器駆動核変換システム(ADS)に代表されるマイナーアクチノイド(MA)核変換システムの核設計精度向上や、ADSの運転制御性などを検証することを目的に、核変換物理実験施設(TEF-P)の建設を計画している。TEF-Pは、MA装荷が可能な臨界集合体であり、またJ-PARCの陽子ビームを用いた実験も可能である。本研究では、TEF-Pに関する最新の研究開発活動として、MA燃料取扱に関する検討およびMA装荷実験を行った時の核設計精度向上効果を紹介する。核設計精度向上については、約30kgのMAを用いることで核データ起因不確かさを大きく低減できることを示した。

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所の放射性塩水の処理で発生した使用済ゼオライト吸着塔の安全保管を目的として、ゼオライト系吸着材Herscheliteの基礎特性を研究し、水素発生及び容器の塩分腐食を評価した。Herschelite試料の水素発生量は、試料の水位と溶存種に依存する。これは、発生した水素が、水面へ拡散移動する過程で、ラジカルにより酸化されるためである。このような水の液深効果を考慮して、海水あるいは純水に浸かったHerscheliteからの水素発生率を評価した。これら基礎特性データを用いて、基準となる崩壊熱504Wの吸着塔内の水素濃度を熱流動解析した。その結果、塔内に残留する洗浄水の有無に係わらず、水素濃度は爆発下限界(4\%)に至らないと評価された。吸着塔容器材料であるステンレス鋼SUS316Lの定常腐食電位は、吸収線量率とともに増加したが、Herscheliteを共存させることで増加が抑制された。崩壊熱504Wの吸着塔底部の環境は750Gy/h-60$^{\circ}$C以下と評価され、20,000ppmCl$^{-}$濃度以下では、Herscheliteと接触した316L鋼の局部腐食は直ちに発生しないと考えられる。

DOI： 10.1080/00223131.2014.924446

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.nds.2014.04.123

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記述言語：英語  

プルトニウム(Pu)を燃焼するために岩石型(ROX)燃料を軽水炉で用いた場合のマスバランスを日本のフェーズアウトシナリオに対して研究した。解析のために、精度の良い燃焼計算、フレキシブルな炉心と燃料の組合せ、廃棄物と処分場の評価が可能なマテリアルバランス解析(NMB)コードを開発した。ワンススルー,混合酸化物(MOX)燃料,ROX燃料からなる3つのシナリオ群を解析した。2基のフルMOX、あるいはフルROX炉を建設することで、Pu量は半分程度にまで減少し、Pu同位体組成は特に自発核分裂生成中性子数において核物質としては劣化する。ROXの効果は量と組成においてMOXよりも顕著である。MOX及びROX使用済燃料の発熱と毒性はかなり高いため、処分場面積と潜在的な放射能毒性はMOXとROXによって減少しない。

DOI： 10.1080/00223131.2014.846834

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2013.811954

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記述言語：英語  

ヨウ素129の加速器駆動炉(ADS)による核変換を研究した。ヨウ化ナトリウム集合体をADSの炉内と炉周辺に配置した。得られた800MWt出力の炉心概念を用いて250kg/年のマイナーアクチノイド(MA)と46kg/年のヨウ素129を核変換可能であり、10基の軽水炉からの排出を賄うことができる。MAとヨウ素129のADSへの初期装荷量はそれぞれ、3810kgと824kgである。

DOI： 10.1016/j.anucene.2013.01.042

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.anucene.2012.12.016

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2012.09.019

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.17146/aij.2012.163

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記述言語：英語  

現存する大出力陽子加速器では頻繁にビームトリップ事象が発生するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の未臨界炉を構成する機器に対して熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップ事象が未臨界炉を構成する4か所の部位(ビーム窓,燃料被覆管,内筒,原子炉容器)に与える影響を調べるため、熱過渡解析を実施した。解析結果とプラントの稼働率を考察したところ、許容ビームトリップ頻度は年間$42\sim2\times10^4$回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、既にビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が10秒$\sim$5分及び5分以上のビームトリップ頻度は、許容値を満足するために各々6分の1、35分の1に減少させる必要があることがわかった。

DOI： 10.1080/00223131.2012.669239

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記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算するとともに、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。

DOI： 10.3327/taesj.J11.040

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記述言語：日本語   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

JAEAで検討している鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システムを対象として、除熱源喪失時の過渡挙動をRELAP5/mod3.2を使用して解析した。

DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.208.0

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記述言語：日本語  

福島第一原子力発電所の放射性汚染水の処理では、汚染水から放射性のセシウムやストロンチウムを除去するためゼオライトが吸着剤として用いられる。吸着処理中や処理後の吸着剤保管時には、水の放射線分解で水素が発生する。安全な処理のためには発生する水素量の評価が重要である。そこで、ゼオライト系吸着剤と海水との混合物から$\gamma$線照射により発生する水素を測定し、処理時の水素発生量を評価した。海水のみ、吸着剤1wt\%添加,約50wt\%添加の試料について測定した結果、吸着剤量が1wt\%では、海水のみの場合と同等の水素発生量であったが、約50wt\%では減少した。しかし、約50wt\%添加試料で測定された水素発生量は、混合物中の海水の放射線分解からのみ水素が発生するとして見積もった水素量よりも大きく、吸着剤に付与された放射線エネルギーが水素発生に寄与することが示唆された。汚染水中の核種分析の結果を元に、本研究の実験結果から水素発生量を評価した結果、処理前の汚染水1tからは標準状態で3.6mL/h、処理後の吸着剤では高放射線場となるため、吸着剤1tから1.5L/hの水素が発生すると見積もられた。

DOI： 10.3327/taesj.J11.021

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.anucene.2011.06.015

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記述言語：英語  

大強度陽子ビームなどを加速する加速器では、経験的にビームトリップ事象が頻繁に発生することが知られており、加速器駆動未臨界システム(ADS)の燃料被覆管に熱疲労による強度的な影響を与えるおそれがある。この影響を評価するため、定常状態とビームトリップによる過渡状態における燃料被覆管に生じる熱応力を評価した。まず定常状態における評価では、発生する熱応力を一次応力と二次応力に分け、改良9Cr-1Mo鋼の制限値と比較した。その結果、すべての熱応力は制限値よりも小さくなり、燃料被覆管は構造的な強度を有することがわかった。次に、ビームトリップによる過渡状態における評価では、一次応力と二次応力から算出される歪み振幅から許容ビームトリップ頻度を求めた。その結果、許容ビームトリップ頻度は年$5\times10^5$以上となり、燃料被覆管はADS用加速器で予想されるビームトリップ頻度より20倍以上のビームトリップ事象を許容できることがわかった。

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

マイナーアクチノイド(MA)核変換のための加速器駆動システムに対する、天然ウランの核破砕ターゲットの適応性研究を行った。鉛ビスマス(PbBi)ターゲットとのターゲット単体での比較においては、ウランターゲットは優れた中性子生成性能を示した。しかし、$^{238}$Uの中性子吸収のため、ターゲットの大きさによった。ターゲットをADS内に設置した場合、ウランはPbBiと異なり中性子を吸収することがわかった。次に、より現実的な、ウランピンをPbBiで冷却する概念を検討した。しかし、PbBiターゲットに比較して中性子バランスが悪化し、実規模ADSにはウランターゲットは適さないことが結論づけられた。

DOI： 10.1016/j.pnucene.2011.05.019

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2011.04.032

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記述言語：英語  

未臨界系の中性子増倍を記述する核特性パラメータの核断面積に対する感度解析を行った。未臨界増倍率k$_{\rm sub}$と、本研究で新たに定義した世代ごと中性子増倍率k$_{\rm i}$の感度を計算し、従来用いられている実効増倍率k$_{\rm eff}$の感度との比較を行った。その結果、k$_{\rm sub}$及び世代数が小さいときのk$_{\rm i}$の感度がk$_{\rm eff}$に対する感度と大きく異なることを示した。これより、固有値方程式の解に着目した従来の感度解析では未臨界系の核特性を把握するには不十分であり、実際の中性子増倍を記述する核特性パラメータの感度解析が必要であることがわかった。

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記述言語：英語  

0.04から2.6GeVのエネルギーを持つ陽子を$^{56}$Fe及び$^{\rm nat}$Crの厚いターゲットに入射した場合の核種生成断面積を、2台の$\gamma$スペクトロメータを用いて測定した。これらのスペクトロメータは1332keVの$\gamma$線に対してそれぞれ1.8と1.7keVの解像度を有する。実験の結果649の生成核種が同定された。$^{27}$Al($p$,$x$)$^{22}$Na反応をモニター反応として利用した。実験データをMCNPX(BERTINI, ISABELモデル), CEM03.02, INCL4.2, INCL4.5, PHITS、及び、CASCADE07コードの計算結果と比較した。

DOI： 10.1134/S1063778811040168

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記述言語：英語  

ITEP複合加速器施設において、0.4, 0.6, 0.8, 1.2, 1.6、及び、2.6GeVのエネルギーを持つ陽子を$^{\rm nat}$W及び$^{181}$Taの厚いターゲットに入射した場合の$^{148}$Gd生成断面積を、$\alpha$スペクトロメータを用いて測定した。得られた実験データを他施設の実験結果及び、MCNPX(BERTINI, ISABELモデル), CEM03.02, INCL4.2, INCL4.5, PHITS、及び、CASCADE07コードの計算結果と比較した。2

DOI： 10.1134/S1063778811040193

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記述言語：英語  

0.04から2.6GeVのエネルギーを持つ陽子を$^{\rm nat}$W及び$^{181}$Taの厚いターゲットに入射した場合の核種生成断面積を、2台の$\gamma$スペクトロメータを用いて測定した。これらのスペクトロメータは1332keVの$\gamma$線に対してそれぞれ1.8と1.7keVの解像度を有する。実験の結果1895の生成核種が同定された。$^{27}$Al($p$,$x$)$^{22}$Na反応をモニター反応として利用した。実験データをMCNPX(BERTINI, ISABELモデル), CEM03.02, INCL4.2, INCL4.5, PHITS、及び、CASCADE07コードの計算結果と比較した。

DOI： 10.1134/S1063778811040181

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記述言語：英語  

0.04から2.6GeVのエネルギーを持つ陽子を$^{93}$Nb及び$^{\rm nat}$Niの厚いターゲットに入射した場合の核種生成断面積を、2台の$\gamma$スペクトロメータを用いて測定した。これらのスペクトロメータは1332keVの$\gamma$線に対してそれぞれ1.8と1.7keVの解像度を有する。実験の結果1112の生成核種が同定された。$^{27}$Al($p$,$x$)$^{22}$Na反応をモニター反応として利用した。実験データをMCNPX(BERTINI, ISABELモデル), CEM03.02, INCL4.2, INCL4.5, PHITS、及び、CASCADE07コードの計算結果と比較した。

DOI： 10.1134/S106377881104017X

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記述言語：英語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

分離変換(PT)技術を将来の高速増殖炉燃料サイクルに導入した場合の、処分場に対する導入効果を検討した。PT技術を導入した燃料サイクルとして、(1)分離のみ(核分裂生成物の一部を分離),(2)核変換のみ(MAを分離し核変換),(3)分離変換両方、の3つのシナリオを検討し、PTなしの燃料サイクル及び、従来の軽水炉サイクルと比較した。軽水炉サイクルからのガラス固化体は50年貯蔵、高速炉サイクルでは65年貯蔵を選択すると、PTを導入しない高速増殖炉サイクルの処分場定置面積は軽水炉サイクルの0.65倍であるが、貯蔵期間の延長によってこれ以上処分場を縮小することはPTを導入しなければ困難である。分離のみの導入では処分場定置面積を小さくすることはできないが、核変換のみを導入し80年貯蔵することによって、PT導入なしの場合の0.25倍にできる。さらに、PT両方を導入し、ガラス固化体を60年、焼成体を295年貯蔵することにより、二桁小さい処分場面積にできる。焼成体のこのような長期貯蔵に必要となる貯蔵施設の規模は、焼成体の発生本数が少ないことから、PTなしのガラス固化体50年貯蔵と同程度となる。

DOI： 10.3327/jnst.47.1101

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記述言語：英語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、核破砕ターゲット領域におけるビーム窓の概念設計研究は最も重要な課題の一つである。本研究では、陽子ビームプロファイルをこれまでのガウス分布から放物線分布及びフラット分布に変えることによって、より実現性の高い概念を提示することを試みた。具体的には、陽子・中性子輸送計算,液体鉛ビスマスターゲット領域の熱流動解析,ビーム窓の構造解析の各解析を詳細に行った。その結果、ガウス分布から放物線及びフラット分布に変えることで、これまで問題となっていたビーム窓先端部の熱負荷の削減を達成した。これにより、放物線分布の場合、座屈に対する耐性(座屈圧力)が約20\%向上した。一方、フラット分布の場合、ビーム窓先端部の代わりにビーム窓周辺部での熱負荷が増加し、座屈圧力はほとんど向上しない結果となった。これらの結果から、現在のADS設計条件においては、本論文で提示した放物線分布が最もよい概念といえる。

DOI： 10.3327/jnst.47.953

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記述言語：英語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

核変換システムについて、計算結果として得られる炉物理パラメータの信頼性を確認するため、JENDL-3.3に整備された共分散データにより計算される不確かさと、モンテカルロ計算において核データライブラリを変えた場合の炉物理パラメータの差との比較を行った。核変換システムとしては、加速器駆動未臨界システム(ADS)とマイナーアクチノイド装荷高速炉を対象とした。その結果、JENDL-3.3の共分散データによって計算された不確かさは、核データライブラリ間の差よりも小さく、不確かさを過小評価している可能性があるとの結果を得た。この不一致の理由として、JENDL-3.3の主要な核種・反応の共分散データは、各核データライブラリ間の断面積の相対差よりも、一部過小評価している点が挙げられる。核変換システムの炉物理パラメータの不確かさの議論を行うためには、積分実験による検証を行い、併せて共分散データに基づく不確かさの利用方法について議論をする必要がある。

DOI： 10.3327/jnst.47.521

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2009.10.040

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記述言語：英語  

原子力機構では、商用原子炉から排出される使用済燃料に含まれるマイナーアクチノイド(MA)を核変換するため、熱出力800MW,鉛ビスマス(LBE)冷却型の加速器駆動未臨界システム(ADS)を検討している。本研究では、ADSの成立性に大きく影響を及ぼすMA核データの信頼性向上方策と、ビーム窓の構造成立性について検討を行った。ADSはMAを大量に装荷することから、通常の原子炉炉心に比べて、核設計時における核データ起因誤差が大きいと考えられる。本研究では、核データ起因誤差を定量的に示し、併せてMA装荷臨界実験を行った場合にこの誤差がどの程度改善するかを、炉定数調整法により示した。ビーム窓は非常に厳しい環境での使用が想定されていることから、ADSの成立性にかかわる重要な構成要素である。本検討では、陽子ビームによる発熱とLBEによる外圧を考慮した解析を行い、成立性の高い概念の検討を行った。併せて、LBEによる静的腐食試験の結果をもとに、ビーム窓の成立性について議論を行った。

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記述言語：英語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

本研究では、鉛ビスマス溶融金属冷却加速器駆動炉(ADS)の核設計において、出力ピークとビーム電流の低減を目的とした幾つかの設計手法を検討し、被覆管とビーム窓温度の低減効果を評価した。用いた設計手法は、希釈材割合のサイクルごとの調整,ピン径と希釈材割合についての炉心多領域化、そして、ビーム窓位置と中央集合体高さの調節である。検討の結果、希釈材割合のサイクルごとの調整,希釈材割合についての多領域化、そして、ビーム窓位置調整を組合せることで、被覆管とビーム窓温度低減の観点からADSの核設計を最適化できることがわかった。被覆管表面温度とビーム窓表面温度を、それぞれ、91$^{\circ}$Cと38$^{\circ}$C低下させることができ、これにより、鉛ビスマスによる材料腐食の影響を大幅に緩和できる。

DOI： 10.3327/jnst.45.812

CiNii Books

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記述言語：英語  

800MW加速器駆動炉概念のビーム窓における照射損傷及び発熱を評価した。3.0GeVまでの陽子と中性子の輸送をPHITS及びTWODANTで計算した。PHITSはモンテカルロ輸送コード、TWODANTは決定論的2次元輸送コードである。ビーム窓は加速器駆動炉の中心で20MWの陽子と炉心からの中性子によって300炉内実効滞在日にわたって照射される。ガウス分布と平坦な分布の陽子ビームを仮定し、発熱、はじき出し、水素・ヘリウム元素の生成及び中性子・陽子場を評価した。

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2008.02.045

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記述言語：英語  

放射性廃棄物中のマイナーアクチノイドを核変換することを目指した鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の工学的成立性を検討した。液体鉛ビスマスは高温領域において腐食性が高いために、燃料被覆管温度はできるだけ下げなければならない。またADSの設計では、核破砕ターゲットとビーム窓の工学的成立性が最も重要な開発要素である。したがって、燃料集合体とビーム窓に対する熱流動解析及び構造解析を行った。これらの解析では、定常状態での解析に加えて、異常な過渡変化や仮想事故等の過渡特性の解析も行った。解析の結果、通常運転時の工学的成立性は十分見込めるものであることがわかった。また、ADSの異常な過渡変化のうちで最も頻繁に起こることが予想されるビームトリップに対しては、ビーム窓の健全性の観点から許容される回数は$10^{5}$回であることがわかった。仮想事故時のADSの安全性に関しては、事故時にビーム停止ができなかった場合には、冷却材流量喪失事故が最も大きな影響を与えることがわかった。これらの解析結果から、ADSの実現のためにはビーム停止の信頼性を高めることが必要なことを示した。

DOI： 10.13182/NT08-A3929

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1016/j.pnucene.2007.11.017

Scopus

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記述言語：英語  

分離変換技術(PT)を導入した軽水炉核燃料サイクルで発生する放射性廃棄物の処分場における定置概念が、処分前の貯蔵期間によって受ける影響を検討した。PTを導入した燃料サイクルについて、(1)分離のみ(核分裂生成物の一部を分離),(2)核変換のみ(MAを分離し核変換),(3)分離及び核変換の両方、の3つのシナリオを検討した。過渡熱解析によって、処分場における幾つかの廃棄体配置に対して必要となる処分前貯蔵期間を評価し、貯蔵期間と定置面積の関係を得た。それぞれのシナリオに対して、発熱性の廃棄体の乾式貯蔵に必要な貯蔵能力を評価した。PTの廃棄体の貯蔵と処分双方に対する貢献が議論され、分離変換の双方を導入することが廃棄物管理の規模縮小に有効であることが示された。

DOI： 10.3327/jnst.45.84

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記述言語：英語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の観点から、分離変換技術の導入効果に関するパラメトリックサーベイを実施した。本研究では、地層処分場面積の削減可能性を導入効果評価の指標とした。評価の結果、マイナーアクチニド(MA)をリサイクルすることで、従来のPUREX法再処理に比べてUO$_{2}$-LWRの場合で17-29\%、MOX-LWRの場合で63-85\%、それぞれ廃棄体定置面積の削減が可能であることがわかった。MOX燃料で効果が大きいのは、長期熱源となる$^{241}$Amを回収している効果である。さらに核分裂生成物(FP)を群分離すると、MAリサイクルの場合に比べて、70-80\%の面積削減が可能であることがわかった。

DOI： 10.3327/jnst.44.398

CiNii Books

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記述言語：英語  

日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、マイナーアクチノイド等の放射性廃棄物を核変換することを目的とした加速器駆動核変換システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原子力機構では2002年から総合的な研究開発計画を実施してきた。本論文では、2005年までのプログラム第1期の概要と得られた成果について述べる。この計画では、以下に示すADS特有の3つの技術分野にわたって研究開発を進めてきた。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。超伝導線形加速器の研究開発では、クライオモジュールの試作・試験を行い、良好な加速性能が得られことを確認した。鉛ビスマスに関する技術開発では、鋼材腐食・純度管理,伝熱流動特性,放射性物質挙動についてのさまざまな技術情報を得ることができた。未臨界炉心の設計では、定常状態及び過渡状態におけるADSの技術的成立性を検討し、十分成立性が見込める炉心概念を提示した。また、未臨界度測定技術開発のために臨界集合体において基礎的な炉物理実験を行った。

DOI： 10.3327/jnst.44.483

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

Scopus

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記述言語：英語  

本稿では、原子力機構の有する核燃料サイクル諸量解析コードであるFAMILY21コードを用いた日本国内への高速炉サイクル導入シナリオの解析検討例を紹介すると共に、同じくサイクル諸量コードであるNMB4.0コードとのベンチマーク検討の成果を報告する。

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記述言語：日本語  

分離変換技術に加え、資源化技術の目指すところと全体像を述べ、分離・変換・資源化のそれぞれに対して、最近の研究開発状況を交えて概説した。原子力機構ではNXR開発センターが新たに設立され、資源化の技術開発として、蓄電池、スピン熱電素子開発、貴重元素の分離などの開発が行われている。

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記述言語：英語  

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。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2024-002

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記述言語：日本語  

分離変換技術の目指すところと全体像を述べ、分離と核変換のそれぞれに対して、最近の原子力機構の研究開発状況を交えて概説する。

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記述言語：英語  

核燃料サイクルにおける加速器駆動システム(ADS)の役割と、ADSを実現するための核データの必要性について解説する。日本の核燃料サイクルの概要と政府の方向性を説明した後、高レベル廃棄物(HLW)の地層処分の概念について説明する。高レベル廃棄物から問題のある元素を分離し、核変換,利用,貯蔵することで、地層処分のあり方を変えることができる。ADSは、高レベル廃棄物から分離したマイナーアクチニド(MA)を、MAより放射性毒性の低い核分裂生成物(FP)に変換する役割を果たす。ADSの原理を技術的課題とともに紹介し、最後にADSの研究開発における核データの活用を紹介する。

DOI： 10.11484/jaea-conf-2022-001

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記述言語：日本語  

溶融塩の密度および粘度は溶融塩を用いた加速器駆動核変換システム等を検討する上で必要不可欠な物性値である。本研究では、溶融塩を用いた物性値測定の手始めとして塩化鉛および硝酸カリウムを対象とし、粘度を測定するための装置の整備を行い、粘度および密度を測定した。

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記述言語：日本語  

分離変換技術の目指すところと全体像を述べ、分離と核変換のそれぞれに対して現在主に開発されている技術を概説した。また、日本原子力学会が行った分離変換を含む核燃料サイクルの総合的な評価を紹介した。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

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。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2021-016

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)はいかなる状態においても未臨界であることが測定によって確かめられる必要がある。これまでの検討で、運転前段階において所定の未臨界度へ安全かつ効率的に近接する手順を考案した。本手順では、未臨界度の絶対値測定が可能な面積比法によって初期状態の未臨界度校正点を与える。しかし、面積比法はパルス中性子源を用いるが、現実的に測定を行うための具体的な加速器のパラメータについては未検討であった。本検討では、未臨界度の測定不確かさに検出器の不感時間に起因する不確かさと計数率の統計的不確かさを考慮し、加速器パラメータを決定した。加えて、検出器に核分裂計数管の使用を仮定した場合のサンプル核種の塗布量の概算を行った。

DOI： 10.11484/jaea-research-2021-016

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記述言語：英語  

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。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

加速器駆動システム(ADS)の核破砕標的より上部に位置する構造物の放射線遮蔽解析を実施した。解析では、モンテカルロ粒子輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAINPHITSを用い、1サイクルを300日として、熱出力800MW及びビーム出力30MWの1サイクルフル出力運転を仮定した。解析対象の構造物は、標的の真上に設置されたビームダクト、原子炉容器上部に位置するビーム輸送室及びその室内に設置するビーム輸送機器及び遮蔽体並びに天井遮蔽体とした。それぞれの構造物に対する運転中及び運転後の放射線量及び放射能量を評価し、天井遮蔽体の遮蔽構造を求めた。その結果、本検討で求めた遮蔽構造を用いることで、法令で定められる敷地境界における線量限度を十分に下回る等の知見が得られた。さらに本検討の条件では、運転後における標的真上に位置するビーム輸送室内機器付近の実効線量率は10mSv/hを超え、室内機器の保守及び交換では遠隔での作業が必須となることを示した。

DOI： 10.11484/jaea-research-2021-012

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所の放射性汚染水の処理では、汚染水から放射性のセシウムやストロンチウムを除去するためゼオライトが吸着剤として用いられる。吸着処理中や処理後の吸着剤保管時には、水の放射線分解で水素が発生する。安全な処理のためには発生する水素量の評価が重要である。そこで、ゼオライト系吸着剤と海水との混合物からガンマ線照射により発生する水素を測定し、処理時の水素発生量を評価した。海水のみ、吸着剤1wt\%添加、約50wt\%添加の試料について測定した結果、吸着剤量が1wt\%では、海水のみの場合と同等の水素発生量であったが、約50wt\%では減少した。しかし、約50wt\%添加試料で測定された水素発生量は、混合物中の海水の放射線分解からのみ水素が発生するとして見積もった水素量よりも大きく、吸着剤に付与された放射線エネルギーが水素発生に寄与することが示唆された。汚染水中の核種分析の結果を元に、本研究の実験結果から水素発生量を評価した結果、処理前の汚染水1tからは標準状態で3.6mL/h、処理後の吸着剤では高放射線場となるため、吸着剤1tから1.5L/hの水素が発生すると見積もられた。

DOI： 10.15669/fukushimainsights.Vol.4.37

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

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。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2020-023

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

日本原子力研究開発機構では放射性廃棄物処理の負担軽減を目指した分離変換技術開発の一環として、加速器駆動型核変換システム(ADS)の設計検討を行っている。ADS特有の構成要素であるビーム窓の材料にはT91鋼を使用し、その形状は薄肉の半球殻を想定している。しかしながら、このような薄肉の構造物がT91鋼から製作可能であるかについては、これまで検討を行ってこなかった。そこで本検討では、1/4スケールのADSビーム窓小型模型をT91鋼の切削加工によって製作し、工程,製作精度そして形状測定方法についての検討を行った。その結果、実機ADSビーム窓の製作上推測される設計形状との誤差は5\%程度であり、この加工誤差による構造強度への影響は十分小さいことが分かった。

DOI： 10.11484/jaea-technology-2020-026

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記述言語：英語  

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。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発等を検討するために、原子力利用の将来シナリオを幅広く想定した諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量, 使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン需要, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2020-005

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記述言語：英語  

原子力機構では、MA核変換のため加速器駆動核変換システムを用いた階層型概念を提案している。ADSの核設計においては、これまで理想的な燃料組成を用いて検討が行われてきた。例えば、MAに随伴する希土類核種やPuに随伴するUは、これまで考慮されてこなかった。しかしながら、実際にはこれらの核種が随伴し、これらの中性子捕獲断面積により、ADS炉心の中性子経済が悪化することが考えられる。本研究では、原子力機構が提案している核種分離のプロセス、SELECTプロセス(Solvent Extraction from Liquid-waste using Extractants of CHON-type for Transmutation)に基づき、新しい燃料組成の検討を行い、これを用いたADS炉心の核設計を行った。あわせて、ADS使用済み燃料の再処理時における希土類核種の移行率についても検討を行った。これらを通じて、分離および再処理プロセスと整合の取れたADS炉心を提示する。

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記述言語：日本語  

本プロジェクトでは従来の高レベル放射性廃棄物に含まれていた長寿命の核分裂生成物(LLFP)を分離し短寿命化するとともに、資源化可能な元素を分離する。LLFPの短寿命化によって、地層処分に代わり、数十mの浅い地中に安全要求を満たして処分できる可能性があることが示された。また、資源化可能な元素を安心して再利用できるように、考え得る被ばく経路に対して評価を行い、安全な放射能濃度を推定した。

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記述言語：日本語  

高レベル放射性廃棄物には様々な特性の物質が含まれている。これらを特性ごとに分離し、適切に対処することで処分場の負荷を低減することができる。本プロジェクトではこれらのうち長寿命の核分裂生成物(LLFP)の短寿命化に取り組んだが、この技術が実現されると、高レベル放射性廃棄物は放射能が小さい新しい放射性廃棄物となる。新しい放射性廃棄物の処分方法を検討した結果、現在、低レベル放射性廃棄物に対して検討されている中深度処分が適している可能性があることが分かった。中深度処分は、従来の高レベル放射性廃棄物に適している地層処分に比べ、浅い場所に小規模に処分する方法である。これを新しい放射性廃棄物に適用した場合の安全性評価を実施し、今回、本プロジェクトが取り組んだ4つのLLFPについては、安全に処分できる可能性があることが分かった。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

分離変換技術の適用対象であるアクチノイド元素の回収率目標値を設定するためのデータを整備することを目的とし、経口摂取した場合の被ばく線量として与えられる潜在的放射性毒性を元素ごとに評価し、経時変化及び各元素の毒性全体に対する割合から、潜在的放射性毒性の観点から見たアクチノイド元素の重要度の比較を行った。検討した4種の使用済燃料いずれにおいても、Amが最も重要で、例えば加圧水型軽水炉の使用済燃料から発生する高レベル放射性廃棄物において、核分裂生成物の潜在的放射性毒性が減衰した10$^{3}$年後におけるAm潜在的放射性毒性はアクチノイド全体の93\%を占める。また、再処理で99.5\%回収した後の残留Puも無視できない寄与を示すことがわかった。軽水炉燃料で燃焼度が高くなった場合は燃焼度に比例するような形で潜在的放射性毒性が上昇するが、MOX燃料となった場合、及びマイナーアクチノイドリサイクル型の高速炉では、それ以上に潜在的放射性毒性が大きくなった。燃料が異なる場合のアクチノイド元素回収率の目標値設定には十分な考慮が必要であり、今後の課題である。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2018-017

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記述言語：日本語  

高レベル放射性廃棄物の処分場設計と安全評価において放射線量のソースタームを減少させることの効果を考える。分離変換技術ではどのようにソースタームを減少させるかを示し、その処分場への影響を紹介する。また、分離変換技術の費用と開発段階を概観する。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

DOI： 10.11484/jaea-technology-2017-033

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記述言語：日本語  

本稿で紹介する加速器による放射性廃棄物の低減技術は地層処分の負担を軽減することを目指す技術であり、実現すれば廃棄物の量そのものを減らすと共に閉じ込めるべき期間を数百年程度に短縮し、廃棄物処分の概念を一新できる可能性を秘めている。

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記述言語：英語  

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇の評価が不可欠である。冷却ブロワ停止時の炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の空格子管領域に適用されている熱通過パラメータの適用性の検証が必要である。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を通過する一次元熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる熱通過パラメータを実験的に取得した。

DOI： 10.11484/jaea-technology-2015-052

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

汎用炉心解析システムMARBLEを用いて加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計検討を行う場合、燃焼計算において核分裂生成物がランプ化して扱われるため、燃料交換時に考慮されるべきレアアース等の残存が考慮されないという問題があった。これを改善するため、燃焼計算コードORIGEN2コードをMARBLEで利用できるよう整備を行った。すなわちMARBLE用にORIGEN2コードのカプセル化を行い、高速炉およびADSの燃焼計算にORIGEN2コードを使えるように整備した。これにより燃焼計算における核分裂生成物を核種毎に扱うことが可能となり、燃料交換時のレアアース等の残存を考慮することが可能となった。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2015-016

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所の事故以降、核変換技術が放射性廃棄物処理に有効な技術として注目されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を行うための、鉛ビスマス(Pb-Bi)を核破砕ターゲット及び冷却材に使用する加速器駆動システム(ADS)を提案している。ADSの設計に不可欠なデータを取得するため、原子力機構ではJ-PARC計画の中で核変換実験施設(TEF)の建設を検討している。TEFは400MeV-250kWのPb-Bi核破砕ターゲットを持つADSターゲット試験施設(TEF-T)及び低出力の陽子ビームでMA燃料を装荷した炉心を駆動する核変換物理実験施設(TEF-P)から構成する。TEF-Tでの主な研究項目として、ADS構造材候補の照射試験、Pb-Biターゲットの運転試験及び陽子ビーム窓の寿命を決めるための実験を実施する。ターゲットが定格出力で運転される際には、ターゲット周辺に高速中性子場が形成されるため、これを多目的に利用することも検討している。基礎物理研究や核データ測定などの実験が提案されており、実験ホールの配置概念の検討を進めている。報告では、ADS核変換を実現するためのロードマップとともに、TEF建設のための設計研究活動を報告する。

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記述言語：英語  

原子力機構(JAEA)では、高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の核変換を目的に、加速器駆動システム(ADS)による核変換システムの研究開発を実施している。JAEAが提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。JAEAでは、2013年から4年間の計画で、公募型研究を利用して、ADS階層型概念の実現に向けた技術的課題に対する工学的実現性のボトルネックとなる重要課題を解決し、ADS階層型概念を「基礎研究段階」から「準工学段階」へ移行するための工学的見通しを得ることを目的とした研究開発を開始した。本発表では、この研究計画の中で、ADSプラントの技術的課題解決に向けた研究開発を紹介する。

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記述言語：英語  

加速器駆動核変換システム(ADS)は、未臨界状態で外部中性子源により駆動することから、従来型の臨界炉よりも安全性が高いと考えられている。本研究では、SIMMER-IIIコード及びRELAP5コードを使用して、原子力機構が検討している鉛ビスマス冷却型ADSを対象に過渡解析を行い、炉心損傷の可能性について検討を行った。典型的なADSの事故事象として3つの事象、スクラム成功時の除熱源喪失事象、スクラム成功時の過冷却事象、スクラム失敗時の流路閉塞事象、を対象に解析を行った。これらの解析の結果、スクラム成功時の除熱源喪失事象以外の事象について、炉心損傷にいたる可能性が極めて低いことを確認した。スクラム成功時の除熱源喪失事象については、非常に保守的な解析条件のもとでは、事象発生後、18から21時間後に炉心損傷が起きることがわかった。これらの結果から、ADSの炉心設計においては、事故事象発生の頻度を低減し、事象推移を緩和するシステムの検討を行う必要があることを示した。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0\%から0.4\%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4\%から4.2\%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。

DOI： 10.11484/jaea-research-2014-033

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等   出版者・発行元：日本原子力研究開発機構  

高速増殖炉もしくは加速器駆動システムを用いた核変換を導入した核燃料サイクルの平衡期におけるマスフロー評価から、環境適合性、経済性、核拡散抵抗性を評価した。いずれの場合も高速増殖炉のみで核変換を実施するシナリオが、加速器駆動システムを組み合わせるシナリオよりも優れていたが、その差は小さいことを明らかにした。

DOI： 10.11484/jaea-research-2014-032

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

未臨界度調整機構を導入した加速器駆動核変換システム(ADS)検討に資するため、汎用炉心解析システムMARBLEの機能を利用して、三次元炉心解析コードADS3Dを整備した。従来のADS核解析では二次元RZ計算モデルを主に扱ってきたが、この整備により、三次元の非均質な計算体系を対象として、陽子・中性子の輸送から燃焼計算、燃料交換までを扱うことが可能となった。これにより、制御棒や可燃性毒物などの未臨界度制御機構を取り入れた三次元の非均質な計算体系を計算対象とすることが可能となり、より幅広いADS炉心概念の検討が可能となる。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2014-024

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。原子力機構では、ADSの実現に向けた課題解決のために、J-PARCにおいて核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADS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、臨界状態及び未臨界状態での実験が可能なゼロ出力の臨界集合体で、未臨界状態では陽子ビームを導入したADS模擬実験を実施する。TEF-Tは、液体鉛ビスマスターゲットを用いて、流動液体鉛ビスマス中でのADS用材料の照射試験とADSのビーム窓の部分モックアップを行う。原子力機構では、TEF建設に向けた様々な研究開発を実施しており、本発表では現在の研究開発の状況及び将来計画について報告する。

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記述言語：英語  

原子力機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)として、鉛ビスマス冷却型の概念を検討している。近年、核データライブラリとしてJENDL-4.0が公開されたが、鉛の同位体についてJENDL-3.3のデータから大幅な変更がなされ、ADSの核設計に対して大きな影響を与えている。そこで鉛核データの検証を目的に、京都大学原子炉実験所臨界集合体(KUCA)A架台において、アルミニウムから鉛に置換した場合の置換反応度測定実験を行い、JENDL-4.0及びJENDL-3.3を用いて解析を行った。解析の結果、実験値と解析値に差が生じたものの、全体的な傾向として、JENDL-4.0を用いた解析結果の方が、実験結果に近いことが示された。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等   出版者・発行元：日本原子力研究開発機構  

高速炉(FR)もしくは加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換を導入した核燃料サイクルの平衡期におけるマスフローを評価し、新燃料及び使用済燃料中のアクチノイド核種の核物質としての魅力度を評価した。その結果、FR中のプルトニウム、及び、FRとADS中のネプツニウムの魅力度が比較的高いことなどがわかった。また、魅力度に差はあるものの、すべての燃料サイクルにおいて保障措置対象外となるような低魅力度Puはなく、制度的枠組み等の核拡散抵抗性の他の要因と組合せることが重要である。

DOI： 10.11484/jaea-research-2013-010

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記述言語：英語  

原子力発電の終焉時に、商業炉使用済燃料中のTRU核種のマネジメントが大きな課題になる。これらを直接処分するときのリスク要因となる長期間の潜在的毒性や核拡散に対する懸念を低減するためにTRU核種の核変換を行う場合のシナリオ検討を行った。この場合、核変換対象として、量と核不拡散の理由からPuの方がMAよりも優先度は高くなる。本研究では既存軽水炉技術のみを用いた場合と、高速炉やADS等の革新的システムを用いた場合を検討した。高速炉やADSを導入できる場合は、PuとMAのHLW中の含有量は極めて小さくなる。本研究ではこれらの核変換方策に対して、必要な核変換システムの基数と期間を核物質フロー解析コードを用いて評価した。また、処分場規模についての比較も行った。

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記述言語：英語  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的とした加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を進めている。熱出力800MWのADSが1基で、電気出力1GWの軽水炉10基で生じるMAを核変換できる。原子力機構では、超伝導陽子加速器、核破砕ターゲットとビーム窓、未臨界炉心の核設計と安全性評価等に関するさまざまな研究開発を進めている。さらに、核変換技術に関する基礎的な実験を行うため、J-PARCの第2期計画として核変換実験施設の建設を検討している。

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所事故では、損傷炉心の冷却のために大量の放射性汚染水が発生した。塩水を含む汚染水処理にはゼオライトによるセシウム吸着が適用されたが、使用済ゼオライトは高放射能廃棄物となるため、その安定保管が喫緊の課題である。原子力機構は水処理設備の運転で生じる二次廃棄物管理の研究開発を実施しており、使用済ゼオライトの安定保管に関しては、性状の調査及び現行保管方法の有効性評価を行っている。評価においては、崩壊熱の影響、水の放射線分解による水素発生、塩水に曝された容器の健全性を考慮する必要がある。本発表では、これまでに得られた成果について報告する。

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記述言語：英語  

これまでのわれわれの研究では、未臨界体系におけるパルス中性子実験の中性子束時間変化の測定データに対して最尤法を用いた解析を適用して、未臨界度の測定を行ってきた。今回の研究では、未臨界度とともに中性子生成時間も同時に解析する方法を開発し、KUCAの実験結果に適用した。異なる周波数のパルス中性子を用いて実験を行い、得られた中性子生成時間を検証した結果、従来の方法よりも整合性の高い結果が得られた。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

東京電力福島第一原子力発電所1$\sim$4号機の2011年3月11日時点、及び、その後の放射性核種量をORIGEN2コードにより評価した。評価対象は、原子炉内及び貯蔵プールに存在する、被照射燃料中のウラン燃料及びジルカロイ被覆管であり、評価量は重量,放射能,発熱量,光子放出量及び中性子放出量である。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2012-018

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記述言語：英語  

加速器駆動システム(ADS)階層型サイクルから発生する使用済窒化物燃料の乾式再処理について、プロセスフロー図を構築して各元素の物質収支を評価することで、その成立性を評価した。これまでに提案されている、使用済窒化物燃料の溶融塩電解と液体Cd陰極に回収したアクチニドの再窒化を中心としたプロセスの物質収支を計算により評価した結果、1年間操業後のPu及MAの回収率は約99.97\%、製品への希土類FP移行量は約1.5\%でほぼ一定となり、このプロセスが原理的にADS炉心設計から要求される基準値を満たすことができることを確認した。

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記述言語：英語  

加速器駆動炉の設計に際しては、特にマイナーアクチノイド(MA)の核データが重要である。著者らは、IAEA-CRPで行われたベンチマーク活動を紹介する。ベンチマークの結果、燃焼初期においても、臨界性は核データによって3\%も異なることが明らかにされた。この核データ不確実性を減少させるために、J-PARC計画において、MAを多量に用いることができる核変換物理実験施設(TEF-P)が提案されている。TEF-Pによってもたらされるであろう臨界性,ボイド反応度,ドップラー係数の不確実性の減少を、JENDL3.3をもとに、炉定数調整手法を用いて評価した。その結果、もし、TEF-Pが従来の臨界実験とともに核データに適用されたなら、不確実性は35\%-45\%減少することが示された。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等   出版者・発行元：日本原子力研究開発機構  

汎用評価済核データライブラリJENDLの最新版JENDL-4.0と旧版JENDL-3.3を用いて、核変換システムの積分核特性(臨界性,冷却材ボイド反応度,ドップラー反応度)及びそれらの解析値に対する核データ起因誤差の解析を実施した。解析は、鉛ビスマス冷却加速器駆動未臨界システム(ADS)とマイナーアクチノイド(MA)添加型ナトリウム冷却高速炉(FR)を対象とした。両者のライブラリによる解析値の相違は、ADSとFRの両方で見られ、特にADSの核特性値で相違が顕著であることがわかった。この原因を感度解析及び誤差解析を用いて調査した結果、ADS核特性値の差は、おもにPb同位体の非弾性散乱断面積及び$^{241}$Amの各核反応断面積に起因すること等がわかった。さらに、FRの冷却材ボイド反応度誤差の相違は、おもに$^{23}$Naの非弾性散乱断面積に関する共分散評価値の差に起因することが明らかになった。

DOI： 10.11484/jaea-research-2011-036

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記述言語：英語  

使用済ADS用窒化物燃料の乾式再処理技術の開発における要素技術及びプロセス構築についての最近の研究の進展を紹介する。要素技術開発では、使用済燃料の陽極溶解、液体Cd陰極へのPu及びMAの回収、回収アクチノイドの再窒化等の主工程に加えて、陽極溶解残渣からのアクチノイド回収工程及び電解槽中の溶融塩の精製工程の技術開発を行った。また、主工程以外の工程を追加したプロセスフロー図を作成し、報告されている各工程に関する実験データをもとに、アクチノイド、FP及び希釈材元素の物質収支を求めた。物質収支の計算結果は、乾式処理工程でのPu及びMAの回収率99.97wt\%、新燃料中への希土類元素の混入割合2.6wt\%であり、いずれもADSの設計研究の中で定めている基準値を満足するものであった。

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記述言語：英語  

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取り扱いである。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。ADSの実現には解決すべき課題が幾つかあるが、大きく以下の3つの分野に分けることができる;(1)ADS用超伝導加速器の開発,(2)液体鉛ビスマス関連技術開発,(3)未臨界炉の炉心設計。これらの技術開発課題に関して、原子力機構ではさまざまな研究開発を実施しており、本発表では現在の研究開発の状況及び将来計画について報告する。

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記述言語：英語  

高濃度の不活性母材が共存したADS用窒化物燃料の再処理に対応した、溶融塩中での窒化物の化学溶解を主工程とした革新的な乾式再処理プロセスを開発することを目的に、アクチノイド窒化物の模擬物質として希土類窒化物を用いて溶融塩中でのCdCl$_{2}$との反応による化学溶解挙動を調べた。不活性母材としてZrN及びTiNを含んだDyNは、いずれの場合も550$^{\circ}$Cで約12時間加熱した結果、大部分のDyがCdCl$_{2}$との反応により溶融塩中に溶解した。一方、Zrは試験後に試料中の約0.1\%に相当する微量の溶融塩中濃度の増加が見られたが、Tiの濃度は検出限界以下でありTiNはほとんど溶解しない結果であった。

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記述言語：英語  

高速増殖炉(FBR)燃料サイクルに分離変換(PT)技術を導入した場合の廃棄物管理を、貯蔵施設及び処分場の熱制限に着目して検討した。その結果、マイナーアクチノイド(MA)の核変換は、処分場の廃棄物定置面積を縮小させるのに効果的であることが示された。また、発熱性FPの分離とMA核変換を組合せることで、処分場を従来よりも二桁小さくできた。コスト評価によって、従来軽水炉,PTなしのFBR、及びMA核変換のみを行ったFBRでは、貯蔵と処分のコストが同程度であることが示された。また、PTを導入したFBRでは処分コストが一桁小さくなり、貯蔵コストは増加しないことが示された。

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記述言語：英語  

加速器駆動未臨界システム(ADS)は、未臨界状態で外部中性子源により運転されることから、一般的な臨界炉に比べて安全性が高いとされている。本検討では、ADSで起こりうる異常な事象を系統的に整理し、炉心損傷の可能性が考えられる事象について詳細な安全解析を実施することで、ADSが炉心損傷の可能性を包含していないかどうかを検討した。レベル1PSAの結果に基づいて異常な事象を整理し、その結果を踏まえて安全解析を行った結果、対象としたすべての事象で炉心損傷は起こらず、再臨界事故も起こらない結果が得られた。基準外事象においては クリープ破断による炉心損傷の可能性が考えられるものの、その発生頻度は極めて低く、対象としたADSは炉心損傷及び損傷に伴う再臨界の可能性が非常に低いシステムであるといえる。

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記述言語：英語  

現存する大出力陽子加速器では経験上頻繁にビームトリップ事象が発生するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の未臨界炉を構成する機器に対して熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップがADSの未臨界炉を構成する4か所の部位(ビーム窓,燃料被覆管,内筒,原子炉容器)に与える影響を調べるため熱過渡解析を実施した。熱過渡解析では、歪み振幅から許容トリップ頻度を算出する方法を統一するなど、従来の解析に修正を加えた。その結果、許容ビームトリップ頻度は年間$50\sim 2 \times 10^4$回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、既にビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が5分を超えるビームトリップ頻度については許容値を満足するために、約30分の1に減少させる必要があることがわかった。

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記述言語：英語  

分離変換技術に関する2000年のチェックアンドレビューの後、日本では、群分離,燃料製造,核変換及び燃料サイクルの各研究分野において多くの進展があった。これに対する第2回のチェックアンドレビューが2008年から2009年にかけて行われた。2009年4月に示された最終報告書では、分離変換技術の導入意義として、(1)潜在的有害度の低減,(2)地層処分場に対する要求の軽減,(3)廃棄物処分体系の設計における自由度の増大の3点が挙げられている。また、現在の技術レベルの評価では、マイナーアクチノイド(MA)に関するデータの不足が指摘され、FBRとADSの双方についての共通な基盤としての実験データの蓄積が強く求められた。

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記述言語：英語  

パルス中性子源(PNS)実験に対する回帰分析法が、加速器駆動炉の未臨界度監視のために開発されてきた。この分析法は、高繰り返しなど条件が悪く、$\alpha$フィッティング法で遅発成分を決定することが困難な実験条件に対しても適用可能である。本研究では、KUCA-A炉心で幾つかの未臨界度と幾つかのDT中性子源周期を組合せた実験を行い、回帰分析法を検証した。その結果、低繰り返しにおいて、$k$$_{eff}$と計数率について、実験値と解析値の差がみられた。今後バックグラウンドの影響評価が必要である。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

原子炉から排出される使用済核燃料の潜在的放射性毒性は、含まれる核種の放射能を、各々が経口摂取されたときの被ばく線量に換算し、総和を取ることで得られる。本データベースは、使用済核燃料に含まれる主要な長寿命核種を選定し、線量換算係数をまとめるとともに、経時変化の解析解を得ることが困難なアクチノイド核種に対しては子孫核種を考慮して毒性の経時変化を示した。これらのデータを用いることで、潜在的放射性毒性の経時変化を初期の重量組成から簡便に計算することができる。計算例として、軽水炉使用済核燃料の潜在的放射性毒性を示した。なお、データベースに含まれる核種は、使用済核燃料に起因するものであり、原子炉及び関連施設の解体廃棄物を含まない。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2010-012

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

加速器駆動システム(ADS)において核破砕ターゲット及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)に関する研究やビーム窓候補材料に対する照射試験等により新たに得られたデータや知見に基づき、ADS概念の再構築を行い、その成立性を検討した。炉心の核・熱設計では、燃料被覆管候補材である改良9Cr-1Mo鋼のLBE中での最高使用温度の目安値を550$^{\circ}$Cと設定し、熱出力800MWを維持するのに必要なビーム電流を可能な限り低減する概念を構築した。この炉心概念について、1サイクル600日の運転期間中の燃料被覆管及びビーム窓の健全性評価を行った。その結果、温度及び腐食並びに未照射条件での構造強度について、高い成立性を有することを確認した。材料特性に対する照射影響に関しては、既存データからの類推等により実機ADSの使用条件下においては影響がそれほど大きくはないことを示したが、今後の実験データのさらなる拡充が必要であり、その結果によっては運転サイクルの短縮等の対処が必要となる。ADSの安全性に関する検討では、レベル1PSA(確率論的安全評価)及び基準外事象の過渡解析を行い、炉心損傷及び損傷に伴う再臨界の可能性が非常に低いことを明らかにした。

DOI： 10.11484/jaea-research-2010-012

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記述言語：英語  

核変換実験施設(TEF)は、J-PARC計画の中で建設が予定されている。現在の予定では、臨界集合体と30kWビームダンプを先行的に建設し、鉛・ビスマス核破砕ターゲットを持つ施設と超伝導LINACはその後に建設することとしている。この計画をもとに、JAEAでは予備的な実験計画の募集を行った。30以上の提案が集まり、これをもとに施設の再検討や新しい実験装置の設計を進めている。重要な実験装置の一つはマイナーアクチノイド燃料の臨界集合体での利用に関連しており、高い放射線を持つ燃料の取り扱いに関する開発を行っている。また、パルス駆動される未臨界炉心のためのレーザー荷電変換技術やパルス駆動に対応した計装設備の開発を行っている。これらの成果を反映した施設概念案を紹介する。

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記述言語：英語  

分離変換技術の導入効果を示すことを目的に、廃棄物管理及び地層処分の幾つかの概念を、廃棄体定置面積の観点から検討した。長期に渡る発熱源である$^{241}$Amの核変換は、プルトニウム利用で予想される処分場規模の増大を抑制するのに効果的であることがわかった。処分場規模をさらに大幅に削減するには、MA核変換とともにSr及びCsの分離後の長期貯蔵(100-300年)が必要であることを示した。

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記述言語：英語  

現存する高出力陽子加速器では経験上頻繁にビームトリップが起こるため、加速器駆動核変換システム(ADS)を構成する機器に対して熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップがADSの未臨界炉を構成する4か所の部位(ビーム窓,燃料被覆管,内筒,原子炉容器)に与える影響を調べるため熱過渡解析を実施した。その結果、許容ビーム停止頻度はビームトリップ時間が$10$秒以下の場合年間$2.5\times10^4$回、一方ビームトリップ時間が$5$分を超える場合年間$43$回となった。

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記述言語：英語  

持続的な核エネルギー利用のためには、アメリシウム(Am)とキュリウム(Cm)の管理が重要である。AmとCmの効率的な核変換を行う液体溶融塩燃料を用いた加速器駆動システムを提案する。この概念では、AmとCmは使用済燃料から分離されて塩化物溶融塩に転換される。液体燃料とすることで、AmとCmの欠点である高い放射線と発熱や燃料中での化学的不安定性は問題にならない。システムは10MW級のサイクロトロン,タングステン製核破砕ターゲット及び未臨界炉心から構成される。溶融塩燃料を用いた加速器駆動システムと専用の燃料サイクル概念を紹介する。

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記述言語：英語  

加速器駆動未臨界システム(ADS)の成立性にかかわる課題の1つであるビーム窓の健全性確保について、有限要素法による構造解析を行い、成立性の高い設計概念の検討を行った。これまでの研究から、座屈防止が最も重要であることが確認されていたので、座屈防止を図るため、ビーム窓の板厚について、有限要素法コードによるパラメトリックサーベイを行い、ビーム窓形状の最適化を行った。併せて座屈評価上の安全率を合理化することを目的に、不整量を考慮した座屈解析も行い、ビーム窓のための安全率について検討を行った。検討の結果、ビーム窓の安全率として3程度を確保すれば十分であることを確認し、これによりビーム窓の基本的な成立性の見通しを得ることができた。安全率3、設計外圧を1.0MPaとして、パラメトリックサーベイの結果を評価した結果、先端部の板厚を2.0-2.4[mm]とし、遷移部の板厚を2.0-4.0[mm]の範囲とする長円型の概念が、現在のADS設計概念に対して最も成立性が高いことがわかった。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

マイナーアクチノイド(MA)の核変換システムについて、核設計精度の現状の把握とMAを用いた臨界実験の効果を定量的に議論することを目的に、高速炉(FR)と加速器駆動未臨界システム(ADS)について、JENDL-3.3とその共分散データに基づく解析検討を実施した。核設計精度については、MAを大量に含むADSの場合でも目標精度に近い値を与えることがわかった。一方、他の核データライブラリを用いた場合の実効増倍率をJENDL-3.3による値と比べたところ、JENDL-3.3の共分散で求めた核データ起因誤差を大きく超える相違が認められた。したがって、JENDL-3.3の共分散データを用いると、核設計精度を一部、過小評価している可能性があることがわかった。MAを用いた臨界実験の効果については、J-PARC第II期計画で建設が検討されている核変換物理実験施設(TEF-P)での実験を想定し、核データ起因誤差が縮小できるかどうかを検討した。その結果、TEF-PでMA燃料を用い、さまざまな実験を行うことで、核データ起因誤差が減少することを定量的に確認した。また、ボイド反応度やドップラー反応度に対するMA核種の核データに起因する誤差を改善するには、kgオーダーのMAを用いてスペクトル場及び組成を模擬することが重要であることがわかった。

DOI： 10.11484/jaea-research-2009-033

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

加速器駆動未臨界システム(ADS)は、未臨界状態で外部中性子源により運転されることから、一般的な臨界炉に比べて安全性が高いとされている。本検討では、ADSで起こりうる異常な事象を系統的に整理し、炉心損傷の可能性が考えられる事象について詳細な安全解析を実施することで、ADSが炉心損傷事故の可能性を包含していないかどうか検討した。レベル1 PSAの結果に基づいて異常な事象を整理し、その結果を踏まえて安全解析を行った結果、対象としたすべての事象で炉心損傷は起こらず、再臨界事故も起こらない結果が得られた。基準外事象においては、クリープ破断による炉心損傷の可能性が考えられるものの、その発生頻度は極めて低く、対象としたADSは炉心損傷及び損傷に伴う再臨界の可能性が非常に低いシステムであるといえる。

DOI： 10.11484/jaea-research-2009-024

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

大強度陽子ビームなどを加速する加速器では、経験的にビームトリップ事象が頻繁に発生することが知られており、加速器駆動未臨界システム(ADS)の構造物に熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップ事象がADS未臨界炉部に与える影響を調べるため、熱過渡解析を実施した。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存し、年間$50\sim2\times10^{4}$回となった。次に、ADS用大強度加速器で生じるビームトリップ頻度を減らす方法を検討するため、許容ビームトリップ頻度と現状の加速器運転データから推定されるビームトリップ頻度を比較した。その結果、現状の加速器の技術レベルにおいても、既に停止時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。また、停止時間が5分を超えるビームトリップ頻度は、熱応力条件を満足するために、30分の1程度に減少させれば良いことがわかった。

DOI： 10.11484/jaea-research-2009-023

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記述言語：英語  

現存する大出力陽子加速器では経験上頻繁にビームトリップ事象が発生するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の未臨界炉を構成する機器に対して熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップがADSの未臨界炉を構成する4か所の部位(ビーム窓,燃料被覆管,内筒,原子炉容器)に与える影響を調べるため熱過渡解析を実施した。熱過渡解析では、燃料被覆管での許容ビームトリップ頻度の算出、プラントの稼働率の考察などに基づき、従来の解析結果に修正を加えた。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存して、年間$43\sim2.5\times10^4$回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、既にビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が5分を超えるビームトリップ頻度については、許容値を満足するためには約35分の1に減少させる必要があることがわかった。

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記述言語：英語  

MEGAPIE計画では、鉛ビスマスターゲットから放出された放射性ガスの測定が行われた。測定値と複数の計算コードによる結果の比較を行い、鉛ビスマスターゲットからの放射性ガスの放出率を評価した。また、MCNPX2.5.0, FLUKA, SNTコードと放射化評価コードを結合し、ターゲットと構造材の放射化を評価した。これにより、運転中、照射後試験、そして、ターゲット廃棄時の安全や被爆評価にかかわるデータベースを構築した。

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等   出版者・発行元：日本原子力研究開発機構  

加速器駆動未臨界システム(ADS)の成立性にかかわる課題の1つであるビーム窓の健全性確保について、有限要素法による構造解析を行い、成立性の高い設計概念の検討を行った。有限要素法を適用する前に、簡易的な半球モデルを用いて発電用原子力設備規格に基づく包括的評価を実施したところ、座屈防止が最も重要であることが確認された。次に座屈防止を図るため、ビーム窓の板厚について、有限要素法コードFINASによるパラメトリックサーベイを行い、ビーム窓形状の最適化を行った。併せて座屈評価上の安全率を合理化することを目的に、不整量を考慮した座屈解析も行い、ビーム窓のための安全率について検討を行った。検討の結果、ビーム窓の安全率として3程度を確保すれば十分であることを確認し、これによりビーム窓の基本的な成立性の見通しを得ることができた。安全率3,設計外圧を1.0[MPa]として、パラメトリックサーベイの結果を評価した結果、先端部の板厚を2.0$\sim$2.4[mm]とし、遷移部の板厚を2.0$\sim$4.0[mm]の範囲とする長円型の概念が、現在のADS設計概念に対して最も成立性が高いことがわかった。

DOI： 10.11484/jaea-research-2008-026

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記述言語：英語  

日本では高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の負担軽減を目指した分離変換技術の研究開発が行われている。将来の核燃料サイクルの廃棄物管理における分離変換技術の導入効果を明確に示すことを目的に、UO$_{2}$-LWR, MOX-LWR, MOX-FBRで生じる使用済燃料について、HLWの処分に要する処分場面積を定量的に議論した。解析では、分離プロセスとして、(1)従来型PUREX法,(2)マイナーアクチニド(MA)の核変換,(3)核分裂生成物(FP)の群分離,(4)MAの核変換とFPの群分離の4種類を仮定した。検討の結果、LWRでもFBRでもMOX燃料を用いる場合、処分場面積をUO$_{2}$燃料と同程度の広さとするにはMA核変換が必要であることがわかった。また、燃料種類,炉の種類,再処理前冷却期間によらず処分場面積をさらに低減するには、MA核変換とFP群分離を組合せる必要があることを示した。

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記述言語：英語  

Scopus

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

マイナーアクチニド(MA)核変換による高レベル放射性廃棄物の処理・処分の負担軽減を目的として、日本原子力研究開発機構では加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは炉心中心で大強度の陽子加速器による核破砕中性子の供給を受けているため、炉心中心部分に高い出力ピークを持つ。このことは、燃料被覆管表面の最高温度が高くなる要因となるため、高温における腐食性の高い鉛ビスマス溶融金属(LBE)冷却材を使用する際の課題となっている。本研究では、出力ピーク低減を目的とした幾つかの炉心設計手法を検討し、それぞれの被覆管温度低減効果とビーム電流に対する影響を示した。手法として、燃料希釈材割合のサイクルごとの調整,燃料希釈材含有量,プルトニウム富化度、又はピン径の調整による炉心多領域化,ビーム入射位置の変更、そして、中央燃料集合体の短尺化を検討した。その結果、燃料希釈材割合のサイクルごとの調整と希釈材含有量又はピン径についての多領域化を組合せることで、被覆管表面最高温度を従来設計に比べて最大110$^{\circ}$C低減可能であることなどを示した。

DOI： 10.11484/jaea-research-2007-025

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記述言語：英語  

原子力機構では、長寿命放射性廃棄物の核変換専用システムとして、加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を実施している。ADSは、FBRと共生することで、商用発電用FBRサイクルの信頼性や安全性の向上に寄与できる。原子力機構では、ADSの研究開発として、核・熱流動・構造設計,ビームトリップ時の過渡解析,鉛ビスマス核破砕ターゲットの開発,材料研究,コスト評価等を進めている。さらに、J-PARCの一環として、核変換実験施設を建設する予定である。

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J-GLOBAL

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記述言語：日本語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

高レベル放射性廃棄物(HLW)の処理・処分の負担軽減を目的として、商業発電炉サイクルと群分離-核変換(P-T)専用サイクルからなる階層型核燃料サイクルが提案されている。P-Tサイクルはさまざまな商業発電炉サイクルに対して導入でき、HLW量の低減,処分概念の多様化など、放射性廃棄物管理の合理化が期待できる。本検討では今後200年程度の期間で考えられる幾つかの商業炉シナリオに対して、アクチニド核種のマスバランス解析に基づいて、P-Tサイクルの導入シナリオを設定し、P-Tサイクル導入によるHLW処分への効果を検討した。マスバランスを計算するためにSCENARIOコードを作成した。プルサーマル,Npリサイクル高速炉,MAリサイクル高速炉などのシナリオに対して検討を行った結果、2200年時点で5$\sim$9個必要だった処分場が、P-Tサイクルの導入によって2個程度に縮小される効果などが示された。

DOI： 10.11484/jaea-research-2006-081

J-GLOBAL

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開催年月日： 2025年3月

記述言語：日本語  

開催地：八王子   国名：日本国  

近年の世界的なエネルギー需要の増加やカーボンニュートラル宣言などにより、発電効率が高く二酸化炭素排出がない原子力発電への需要が高まりつつある。しかし、使用済み核燃料の処理、処分が原子力発電において大きな問題となっている。改善策として核変換技術を用いて高レベル放射性核種を安定化させる加速器駆動核変換システムや核変換機能を有する高速中性子系の溶融塩炉が検討されている。この原子炉設計には熱流動解析シミュレーションが必要不可欠であるが、高速中性子溶融塩炉で用いられる共晶組成である0.5NaCl-0.5CaCl$_{2}$融体の粘度の値は存在しない。そこで、本研究では0.5NaCl-0.5CaCl$_{2}$融体の粘度を測定し、その値を検証したので報告する。

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開催年月日： 2025年3月

記述言語：日本語  

開催地：online   国名：日本国  

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。

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開催年月日： 2025年2月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

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。

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開催年月日： 2025年2月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

NMBとFAMILYの計算方法の違いによる影響を、単基高速炉の解析を通して明らかにした。また、現状の国内軽水炉の高速炉へのリプレースシナリオを解析し、両コードの解析結果を比較した。

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開催年月日： 2025年1月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2024年9月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

総合講演・報告「原子力将来シナリオの諸量評価技術」において、諸量評価コードの現状と課題を述べる。国内においては4つのコード(NMB, FAMILY-21, MISA, ATRUNCYS)が認知されているが、その他にも複数の組織がコード開発を行っているものと考えられる。これらのコードは、組織内部での評価に用いるためにインハウスコードとして整備されていることがほとんどであり、これまで、コードが公開されることや、相互の比較が行われることはなかった。同一問題を複数のコードで解いて比較するベンチマークは諸量評価コード検証の有望な方法であるが、大きく3つの課題があると考えられる。一つ目は、有効性のあるベンチマーク問題の設定が必要であること、二つ目はコード間でモデル・データベースが多様であること、三つめは燃焼計算の精度が悪いことである。研究専門委員会ではこれらの課題取り組み、ベンチマーク問題を整備し、今後の諸量評価品質保証の基盤としたい。

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開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

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。

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開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

諸量評価コードは原子力利用戦略・研究開発目標を立案することを目的とし、将来原子力シナリオを定量化ためのもので、国内外で多くのコードが開発されている。しかし、品質保証・精度検証については、OECD/NEAによる簡単なシナリオのベンチマーク相互比較がある程度で、十分に行われているとはいいがたい。諸量評価コードでは、核燃料サイクルおよび原子炉の各プロセスに対して多くのモデルが用いられているほか、入出力の定義やデータベースにも差異があり、一般的な検証方法は確立されていないことが課題である。そこで、今後の品質保証・精度検証に資するために、諸量評価コードを対象とした検証・妥当性確認(V\&V)方法を構築した。

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開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

東京工業大学と原子力機構で共同開発している核燃料サイクルシミュレータNMB4.0に対して、使用済み燃料中間貯蔵施設の複数指定および貯蔵施設間の輸送量指定を可能とする機能拡張を行った。本発表では当該機能の紹介および、検証のため伊方発電所における使用済み燃料搬出計画を再現した結果の報告を行う。

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開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化、有害度低減のため、加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。検討しているADS(JAEA-ADS)は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、800MW熱出力により、250kgMA/年の核変換を行うスペックとなっている。一方でJAEA-ADSを実現するためには、様々な技術実証を行うための小・中規模のパイロットプラント建設が必須である。本検討ではパイロットADSに求められる要件を整理し、今後の検討の基礎となる核設計を行った。

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開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

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。

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開催年月日： 2023年10月

記述言語：英語  

国名：フランス共和国  

MOX使用済み燃料を直接処分する場合において、MOX燃料はUO$_{2}$使用済み燃料よりも高い崩壊熱を有することから、廃棄体を包む緩衝材の温度が制限を超過することが考えられる。この制限を満足するため、種々の設計パラメータを変更することによる緩衝材温度への影響を調査し、いくつかのMOX使用済み燃料直接処分概念を得た。

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開催年月日： 2023年9月

記述言語：日本語  

開催地：名古屋   国名：日本国  

原子力機構で開発している核燃料サイクルシミュレータNMB4.0に、回収ウランを再濃縮した際の新燃料組成を数値的に計算するモデルを実装した。この機能を使用し、我が国の今後の原子力利用にて回収ウランの再濃縮を行った場合について、劣化ウランのU-235割合等をパラメータとして天然ウラン消費量などの諸量評価を行った。本発表では、当該機能で用いられている計算手法および諸量評価の結果を報告する。

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開催年月日： 2023年9月

記述言語：日本語  

開催地：名古屋   国名：日本国  

我が国の将来の原子力発電ならびに地層処分を含む核燃料サイクルを検討するために、様々な物量の時間変化を計算する諸量評価コードが用いられている。東京工業大学と原子力機構によって公開されているNMBコードを用いて伊方発電所を例に諸量評価を行い、コードの検証を行うとともに、簡単な将来予測を行った。

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開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

プルサーマル使用済み核燃料は崩壊熱が大きいため、直接処分時には定置間隔をはじめとした処分条件がUO$_{2}$使用済み核燃料と比べて厳しくなることが予想される。本研究では有限要素法を用いた廃棄体周辺の熱伝導解析を実施し、緩衝材最高温度が制限値未満となる処分条件を検討した。その結果、処分深度1000mの場合には、冷却年数を延長し廃棄体当たりの専有面積をUO$_{2}$燃料処分時の約13倍にするといった複数の処分概念を得た。

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開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

加速器駆動核変換システム(ADS)の設計において、加速器と未臨界炉心の境界をなすビーム窓は過酷な環境下で運用される構造物の一つである。特に、定格出力時におけるビーム窓の最高温度は500$^{\circ}$C以上になるため、クリープ損傷評価の必要性が指摘されていた。そこで今回、運転期間中に発生するクリープひずみを定量評価するための連成解析システムをANSYS Workbench上に構築した。本システムでは、ビーム窓を貫通する陽子ビームの強度やビーム窓周囲を流れる冷却材の状態などの境界条件を反映した詳細な結果を取得するため、粒子輸送解析コードPHITSによって得られた発熱分布をもとに、熱流動コードFluentで求めたビーム窓の温度分布を、構造解析コードMechanicalによるクリープ解析における境界条件として渡している。本システムを使用して、600日間の定格運転時における解析を実施した結果、運転後のクリープひずみは0.1\%未満であることを確認した。

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開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

分離変換技術の早期実現を目指し、原子炉を用いない分離変換複合施設(PTComplex)を提案する。PTComplexは乾式再処理施設と陽子加速器から構成され、乾式再処理施設のタンクに直接陽子ビームを入射し、タンク内の溶融塩中のTRU等を核変換する。PTComplexは、従来の分離変換サイクルに対し、燃料製造,燃料および使用済み燃料の輸送・保管が不要となり、よりコンパクトな分離変換が可能になる。PTComplexの核変換モジュール検討例として、100MW級のMA核変換用モジュールを検討し、基本的な性能を評価した。

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開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

プルサーマル燃料の燃焼後に発生するプルサーマル使用済燃料の管理方法を検討するために、プルサーマル1回リサイクルと2回リサイクルのサイクル諸量を、使用済み核燃料の長期貯蔵,直接処分、および再処理を前提として比較した。その結果、フロントエンドのU採掘および濃縮では2回リサイクルで取扱量が少ないが、バックエンドなどその他の多くの工程では1回リサイクルでの取扱量が少ないことなどが分かった。

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開催年月日： 2022年10月

記述言語：日本語  

開催地：和歌山   国名：日本国  

溶融塩の密度および粘度は溶融塩を用いた加速器駆動核変換システム等を検討する上で必要不可欠な物性値である。本研究では、溶融塩を用いた物性値測定の手始めとして塩化鉛および硝酸カリウムを対象とし、粘度を測定するための装置の整備を行い、粘度および密度を測定した。

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開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

鉛ビスマス共晶合金(LBE)を冷却材とする炉の設計において、構造材料の腐食速度の推定は安全性や構造物全体の寿命を検討する上で重要な課題である。このため構造材料には、表面に形成される酸化層が腐食抑制効果を持つT91鋼材が有力候補とされているが、酸化層が溶解した場合には急激に腐食が進行する危険性がある。酸化層の成長・溶解速度は温度と酸素濃度に依存し、特に一定の条件下における静止LBE中での酸化層の成長速度に関しては半機構論的モデルが開発されており、実験値の再現性も確認されている。しかしながら、実機条件に近い流動場における酸化層の成長・溶解速度については未だ知見が乏しい。以上から本研究では、流動LBE中における酸化層の成長・溶解速度について、CFDを用いた推定手法の構築を目的としている。本報告では、既存の酸化層成長・溶解モデルをANSYS Fluentコードに実装し解析した結果について述べる。

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開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

溶融塩化鉛の密度および粘度は溶融塩を用いた加速器駆動核変換システム等を検討する上で必要不可欠な物性値である。本研究では、溶融塩化鉛の密度をセシルドロップ法で、粘度をるつぼ回転振動法で測定するための装置を整備し、測定した溶融塩化鉛の密度および粘度のデータを検証したので報告する。

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開催年月日： 2022年3月

記述言語：日本語  

開催地：神戸(online)   国名：日本国  

将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでを物質収支を統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーターは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、解析可能なバックエンドのシナリオは限定されている。また、既存の核燃料サイクルコードのほとんどが公開されていないため、多様なステークホルダーが利用可能な基盤システムとして確立されていない。そこで東京工業大学と原子力機構は共同で、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行までをモデル化した核燃料サイクルの諸量計算コードNuclear Material Balance analysis code version 4.0(NMB4.0)を開発した。また、国産の核燃料サイクルシミュレーターとして確立するために、無償公開している。本発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について紹介する。

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開催年月日： 2022年3月

記述言語：日本語  

開催地：神戸(online)   国名：日本国  

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$_{2}$燃料を混合再処理する場合におけるMOX-UO$_{2}$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。

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開催年月日： 2022年3月

記述言語：日本語  

開催地：神戸(online)   国名：日本国  

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。

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開催年月日： 2022年3月

記述言語：日本語  

開催地：神戸(online)   国名：日本国  

2050年カーボンニュートラルに向けて、原子力発電の役割は大きい。今後持続的な原子力利用を実現するためには、原子力発電事業を構成する各プロセスの合理的かつ統合的な運用と放射性廃棄物の負荷低減が必要である。そこで東京工業大学と原子力機構は多様な原子力利用シナリオを分析するための計算コードNMBコードを中核とした、再処理・地層処分分野の統合化研究を行ってきた。本発表では、本研究を実施した背景と主だった研究成果について発表する。

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開催年月日： 2021年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌(online)   国名：日本国  

将来の原子力利用シナリオの検討には、核燃料サイクルにおけるフロントエンド,原子炉運転,バックエンドを統合的に分析する必要がある。一方、これまで国内外で開発されてきた核燃料サイクルシミュレーションコードは、フロントエンドのシナリオ分析に特化しており、バックエンドを柔軟に解析可能なコードは開発されていない。そこで、東京工業大学と原子力機構は共同で、核燃料サイクルのフロントエンドからバックエンドまでのシナリオを統合的かつ、柔軟に解析するための計算プラットフォームNMB4.0を開発した。発表では、NMB4.0の機能全般と計算性能について報告した。

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開催年月日： 2021年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌(online)   国名：日本国  

「東京電力福島第一原子力発電所の全炉心3次元核種インベントリ計算」のシリーズ発表の第3報として、新たに開発した全燃料集合体上下部構造材(タイプレート/スプリングなど)に対する放射化計算手法と本手法を2号機に適用した結果について報告する。シリーズ発表の第2報では、2号機の炉心燃料部に存在する燃焼燃料および放射化した構造材のインベントリデータについて報告した。今回は2号機の集合体上下部構造材の全1096領域(燃料集合体数548$\times$上部下部領域数2)に対し、核種インベントリ計算をおこなった。これらの領域には燃料材が存在していないため、各燃料集合体の上下部の中性子束をモンテカルロ法で評価し、全領域における微量不純物の放射化を考慮した674核種のインベントリデータを取得した。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

「放射性廃棄物の処理・処分と分離・変換技術」研究専門委員会では、分離・変換技術を含む先進的な核燃料サイクルについて調査し、二次廃棄物も含めた各種廃棄物の処理・処分に及ぼす影響を定量的,総合的に検討・評価するために、先進的核燃料サイクルの総合的な性能評価を実施している。本発表では、その基本的な考え方を述べる。これまで、日本原子力学会の研究専門委員会やOECD/NEAなど国内外の共同研究により分離変換を導入した場合の地層処分への利益が評価されてきた。しかし、分離・変換技術を導入することにより、そのほかの燃料サイクルにおいて、不利益を含む様々な影響が想定される。その最たるものは経済性に対する悪影響であるが、そのほかにも、工程複雑化により安全性、環境、核不拡散性などに影響があることが予想される。また、分離・変換技術の開発リスク(開発コスト,開発時期,開発難易度)も重要な評価指標である。これらの多面的な評価を実施するために、本委員会では、「漏れなく・ダブりなく」の考え方に基づき、技術-特性マトリクスの評価を行うこととした。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

東京工業大学と原子力機構は共同で、核燃料サイクルのマスバランス解析コードであるNMB(Nuclear Material Balance)コードの開発を進めている。このコードの燃焼計算は原子炉または燃料バッチ毎に行列指数法を用いて行われる。解析条件によっては燃焼計算を非常に多くの回数行うため、計算コストの低減が課題であった。特に短半減期核種を行列指数法で解くためにはタイステップを半減期より十分に短くし、高い次数まで計算する必要があるため非常に計算コストがかかる。そこで計算コストをかけることなく短半減期核種を精度良く計算する方法として高速行列指数法を考案した。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

持続可能な原子炉実習教育に向けて必要な条件の一つは、教育実習へのニーズの多様性であろう。教育実習は大学学部生・院生,原子炉技術者などに対して開かれているのが現状であるが、原子炉開発メーカーや国立研究開発法人の研究者も教育実習を受けるようになれば、人材育成に大きく貢献する可能性がある。本発表では、原子力機構における加速器駆動システム(ADS)の開発経験を通じて、これらの研究者に対する実習教育の有効性について考えてみたい。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

軽水炉では、炉内や取り出し燃料集合体の詳細な核種インベントリが必要な場合には、ORIGENコード等を用いた燃焼計算が行われてきた。しかし、この種のコードでは、中性子スペクトルや燃焼度が大きく異なる領域が含まれていても、領域平均的な扱いがなされてきた。この扱いは、核種生成量が燃焼度に対して直線的に変化する核種については精度良く評価できるが、その他の核種については、系統的な誤差を発生させる。また、Gd入り燃料を適切に扱うことができない。そこで、炉内の全燃料を3次元ノードに分割し、Gdの効果も考慮して、領域毎の詳細な核種インベントリを計算する手法を開発した。本手法を、福島第一原子力発電所(1F)の各号機に適用し、事故直前における核種インベントリのデータを取得している。得られたデータは、今後の事故進展解析の高度化、燃料デブリの臨界性評価、分析値の評価、非破壊測定技術の開発、放射性廃棄物評価などへの利用が期待される。本発表では、既存の1F核種インベントリデータベースからの改良点を中心に紹介する。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)において、加速器と未臨界炉の境界を成すビーム窓の成立性の高い概念設計を行うために、原子力機構では、核計算によるビーム窓発熱量を用いた熱流動解析とそれに基づく熱構造解析が行われている。これまでに、3次元詳細熱流動解析コードJUPITERによりADSビーム窓周りの非定常詳細流動場が解析され、複雑な流動挙動によりビーム窓の温度分布に影響を及ぼすことが示唆された。本発表では、ビーム窓周り熱流動場に影響を及ぼすと考えられるノズル形状の影響を調べることを目的として、ノズル形状をパラメータとする詳細熱流動解析を実施した。その結果、ビーム窓健全性に係わるビーム窓の温度分布への影響として、ノズル形状の考慮が重要であることを確認した。

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開催年月日： 2021年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京(online)   国名：日本国  

本発表では「東京電力福島第一原子力発電所の全炉心3次元核種インベントリ計算」のシリーズ発表の第2報として、全炉心3次元核種インベントリ計算手法の概要と、本手法を用いて評価した福島第一原子力発電所(1F)2号機の結果について報告する。本計算では、実際の燃料集合体仕様と実機運転管理データに基づき、BWR特有の炉心軸方向ボイド率分布や比出力の時間変化、並びに初期組成を詳細に考慮した炉内の3次元全13,152領域(燃料集合体数548$\times$軸方向分割数24)に対し、約1,600核種のインベントリデータ(重量や放射能量等)を取得した。この核種インベントリデータには、燃料集合体中に含まれる微量不純物の放射化物(Co-60やC-14等)も含まれる。また、従来のORIGEN計算では正確な評価が困難であった可燃性毒物入り燃料棒中のGd同位体核種も考慮することができる。

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開催年月日： 2020年10月

記述言語：日本語  

開催地：online   国名：日本国  

加速器駆動型核変換システム(ADS)特有の構成要素であるビーム窓は、直径45cm厚さ最小2mmの薄い半球殻形状となっており、その製作方法および製作精度が開発課題となっている。そこで、T91鋼の切削加工によりその小型模型を製作した。製作品の三次元測定結果から、実機ビーム窓に対して推定される製作加工誤差は5\%程度であり、許容範囲内であることが分かった。

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開催年月日： 2020年5月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA)核変換のため、加速器駆動未臨界システム(ADS)の検討を行っている。ADSの研究開発においては多くの課題があるが、これらを効率的に進めるため、$\psi$ (PSi, Proton accelerator-driven Subcritical virtual system)プロジェクトを開始した。これは、計算機に仮想のADSを構築し、設計検討を効率的, 合理的に進めることを目指すものである。本発表では、このプロジェクトのうち、プラントの設計に関する取り組みを紹介する。ADS固有の構造物として、加速器と未臨界炉の境界を成すビーム窓が存在する。ビーム窓は、非常に過酷な条件で用いられる構造物であり、ADSの成立性に関わる重要な構造物である。$\psi$プロジェクトでは、このビーム窓の設計検討を効率的に行うため、FLUENTとANSYSを用いた、熱流動・構造の連成解析システムを検討している。一方、全電源喪失時(SBO)における、炉内の自然循環を解くことは、崩壊熱除去システムの設計検討を行う上で必須の項目である。本プロジェクトでは、崩壊熱除去システムの設計検討に資するため、炉心内の3次元モデルを作成し、これらの流れを解析する。

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開催年月日： 2020年5月

記述言語：英語  

国名：日本国  

日本原子力研究開発機構は過去の研究開発を再編し、$\Phi$計画(PSi: Proton accelerator-driven Subcritical virtual system)を開始した。$\Phi$計画ではADS(加速器駆動システム)による分離変換の産業化に向け、計算機上に構築する仮想ADSにより、効率的な研究開発を狙う。計画は10年間程度で実証規模ADSの実施設計と許認可の準備を行うことを目標とする。本発表では計画の全体概要と進捗を説明する。

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開催年月日： 2020年3月

記述言語：日本語  

開催地：福島   国名：日本国  

加速器駆動核変換システム(ADS)の設計において、加速器と未臨界炉心の境界をなすビーム窓は重要な構造物の一つである。今回、原子力機構では、ビーム窓と周囲の鉛ビスマス(LBE)流動場の3次元体系を作成し、その熱流動・構造連成解析システムをANSYS Workbench上に構築した。本システムでは、モンテカルロ計算コードPHITSから得られた陽子ビーム照射による発熱分布を読み込み、冷却材であるLBEの定常熱流動解析をFluentで行った後、得られた温度・圧力分布からビーム窓の静的応力評価および固有値座屈評価を行う。3次元解析により非軸対称性を考慮できるようになったが、これに伴い低次の座屈モードではダクト部の半径方向に大きくひずんだ形状が示された。

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開催年月日： 2019年12月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構が開発したNMB (Nuclear Material Balance)コードに着目し、これまで竹下研究室で行ってきた核燃料サイクルシナリオ研究の知見を基にNMBコードの改良に取組んできた。従来のNMBコードはアクチノイドの諸量評価に特化した計算コードであり、バックエンドのシナリオ解析の機能が不足していた。そこで今回の改良では、NMBコードで取り扱うFP核種の拡張を実施した。FP核種の拡張において主に以下の3点の研究・開発を行った。(1)NMBコードに導入するFP核種の選出、(2)NMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発、(3)燃焼計算とその誤差評価である。発表では、NMBコードの詳細に加えて3点の検討結果について報告した。

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

国名：ベルギー王国  

原子力機構では加速器駆動型核変換システム(ADS)に使用する冷却材および核破砕ターゲットの候補として鉛ビスマス共晶合金(LBE)の研究を行っている。J-PARCプロジェクトではADSビーム窓の実現可能性研究を行っているが、これはADSビーム窓が高温の流動LBE中、および高エネルギーの陽子や中性子の照射環境に置かれるためである。このプロジェクトの一環としてLBE核破砕ターゲットに関する実験施設の建設が計画されている。原子力機構ではそのデモ機として、一次冷却系の運転技術の確立および開発中のLBE用器材の統合テスト実施のため、LBEターゲットモックアップループ"IMMORTAL"を製作した。LBEの熱流動特性は非常に重要である一方、その研究成果は軽水に比べ未だに限られたものしかない。したがって本研究では、IMMORTALの一次系ループについて解析モデルを作成し、RELAP5-3Dコードを使用してその熱流動挙動の数値解析を行った。また、そこから得られたシミュレーション結果と実験結果を比較することで、LBEの熱伝達係数及び物性値について検証した。

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

国名：ベルギー王国  

日本原子力研究開発機構は過去の研究開発を再編し、$\Phi$計画(PSi: Proton accelerator-driven Subcritical virtual system)を開始した。$\Phi$計画ではADS(加速器駆動システム)による分離変換の産業化にむけ、計算機上に構築する仮想ADSにより、効率的な研究開発を狙う。計画は10年間程度で実証規模ADSの実施設計と許認可の準備を行うことを目標とする。本計画は4つの開発分野からなる: 炉物理と核データ、ADSプラントと安全性、鉛ビスマス共晶金属と材料、そして加速器である。各々の分野は効率的な工学設計のための計算コード、コードに内蔵されるモデル構築、そして、モデルの検証のための実験からなる。実験は、実規模ではなく我が国および海外の既存施設を活用し、小規模に行う。

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開催年月日： 2019年9月

記述言語：日本語  

開催地：富山   国名：日本国  

「核燃料サイクルの成立性」研究専門委員会において、将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発・人材育成を議論するために、将来シナリオを幅広く想定し諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量、使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン消費量, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。

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開催年月日： 2019年6月

記述言語：英語  

国名：ベルギー王国  

原子力機構では、加速器駆動型核変換システム(ADS)に使用する冷却材および核破砕ターゲット材の有力候補として、鉛ビスマス共晶合金(LBE)の研究を行っている。ADSのビーム窓は高温流動LBEならびに高エネルギーの陽子および中性子の照射環境にさらされることになるが、その実現可能性の研究のため、J-PARCプロジェクトにおいてLBE核破砕ターゲットのための実験施設が建造予定である。LBEターゲット模擬ループ"IMMORTAL"はそのデモとして製作された。当ループの目的は、一次冷却系の運転方法の確立およびLBE取扱装置開発のための統合試験の実施である。重要課題の一つがLBEの熱流動特性の解明であるが、その研究報告は、水と比較して未だに限られたものしかない。そこで本研究では、RELAP5-3Dコードを使用したIMMORTALの数値熱流動解析、およびその計算結果の評価を行った。まず、IMMORTAL一次系LBEループの解析モデルを作成した。熱収支に関しては、モジュールヒーター(MH)と熱交換機2機(HXs)を除いて断熱と仮定した。MHでは18本のヒーターピンで加熱を行うが、解析モデルにおける熱源は、断熱面積が実際と等しい1本のロッドと仮定した。加えて、RELAP5-3Dコードには熱交換機の構造を直接再現する機能がないため、代わりに仮想の熱源を導入し伝熱の補正を行った。結果、測定値と比較して、この解析モデルでは1次系の温度を約20K高く評価していた。この過大評価は、LBE側におけるNusseltの相関関係の不確かさ、あるいはフィン効率の過小評価によるものとも考えられる。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

原子炉の稼働に伴い生成される高レベル放射性廃棄物の処理は原子力にとって非常に重要な課題である。核変換によるLLFPの有害度低減・資源化を目指したImPACTプロジェクトの一部として、核変換システムの検討に資するために、新たな核データライブラリーJENDL/ImPACT-2018を開発した。LLFPの核変換では、不安定核を含む様々な二次生成物が作られることが見込まれるため、理論的な計算の予測精度の向上をはかり、核反応データの評価を実施した。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

本プロジェクトでは、分離および核変換について要素技術の研究開発が進められてきた。本研究では、それらを統合してHLWの減容化・資源化システムを構築し、全体のマテリアルバランスを評価した。併せて、発生する廃棄物の処分方法、資源化された物質の再利用可能性を検討した。

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開催年月日： 2017年9月

記述言語：英語  

国名：北朝鮮＝朝鮮民主主義人民共和国  

ImPACTプロジェクトでは、他プログラムで行われているマイナーアクチノイド(MA)の核変換に加えて、長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換が開発されている。MA, LLFP, 発熱性核分裂生成物(Sr-90, Cs-137)が高レベル廃棄物(HLW)から除去された場合、HLWの処分に対する劇的な効果が期待できる。本研究では放射性核種の輸送解析により、(1)核変換後の廃棄物を従来HLW用に設計された地層処分場に処分、及び、(2)核変換後の廃棄物を使用済燃料集合体のハル・エンドピース等の低レベル放射性廃棄物用に設計された余裕深度処分場に処分した場合の効果を評価した。結果として、(1)の解析では公衆被ばく線量の低減が見られ、(2)の解析では被ばく線量は十分に小さかった。

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開催年月日： 2017年3月

記述言語：日本語  

開催地：平塚   国名：日本国  

加速器駆動核変換システム(ADS)をはじめとする未臨界炉心における未臨界度絶対値測定に向けて、面積比法から一点炉近似を排除し一般化した手法を考案した。面積比法は、パルス中性子を周期的に未臨界体系に打ち込み、その即発中性子成分と遅発中性子成分との比を求めることで、未臨界度の絶対値測定を可能とするものである。しかし従来の面積比法では、中性子束が基本モード成分に比例するという一点炉近似を用いており、検出器の位置や種類に応じて測定結果が異なってしまう。本検討で新たに提案する手法はこの一点炉近似を排除することで一般化されており、数値解析の結果と複数の検出器の情報を活用して、未臨界度を測定する。提案手法により、検出器位置に対してより頑健な未臨界度の絶対値測定が可能となり、従来法より高精度な測定の可能性が見込まれる。

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開催年月日： 2016年12月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

分離変換技術を導入したMAリサイクルシステム概念の一つとして、発電用核燃料サイクルとは別に小規模の核変換専用サイクルを設けて、その中で加速器駆動核変換システム(ADS)を用いてMAの核変換を行うADS階層型MA核変換システムの概念検討を進めている。本研究では、ADS固有の研究開発であるビーム窓について、ビーム窓の運転条件を緩和した、より成立性の高いADS概念構築を目的とした新たな炉心概念の検討を行った。その結果、反応度調整機構等を導入することで、燃焼中の反応度変化を抑制して実効増倍率を一定に保つ炉心概念を構築することができた。

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開催年月日： 2016年10月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)の検討を行っている。ADSは加速器と原子炉を組み合わせたシステムのため、様々な固有の研究開発項目がある。ここでは、より成立性および信頼性の高いADS概念を得るために行われている最新の2つの活動について報告する。成立性については、ビーム窓の設計が重要な課題の一つとなっている。ビーム窓の設計条件を緩和するため、未臨界度調整棒を導入した炉心概念の検討を行った。その結果、陽子ビーム電流値を14mAに下げることができることを示した。信頼性については、ビームトリップ頻度の問題が挙げられる。本研究では、加速器二台構成概念を提案した。この概念に対して、J-PARCリニアックの運転データおよびモンテカルロ法を用いて ビームトリップ頻度を評価した。これらの評価の結果、加速器二台構成概念は、より信頼性の高いADS加速器の運転を可能とすることが示された。

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開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

J-PARCで建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P)では、MA核変換システムの炉物理的課題に取り組むため、通常の板状燃料に加えて数十kg規模のMAを含有したMA燃料ピンを用いた臨界実験を行うことを想定している。MA燃料は崩壊熱による発熱量が高く、燃料要素の健全性を担保し、なおかつ臨界実験における温度条件を常に一定にするために常時冷却を行う必要がある。本試験では、水平二分割型臨界実験装置でのピン状燃料の使用を想定して、ピン状燃料装荷状態を模擬した燃料冷却試験装置を製作して、空気冷却による熱流動試験を実施した。試験の結果、例えば被覆管表面温度については、C/E値で0.97$\pm$0.07(標準偏差)程度の精度で予測できていることが確認された。これにより、TEF-Pの設計に用いている評価手法の妥当性が確認され、冷却設備成立性の見通しを得た。

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開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MA(マイナーアクチノイド)を含む高線量の燃料を遠隔操作で炉心に装填・取出しを行うことが必要となる。そのための装置で必要となる基本機能を反映した燃料装填試験装置を製作し、模擬燃料ピンおよび模擬炉心を用いた装荷・取出し試験を行った。これにより、MA燃料を遠隔操作で取り扱う装填装置の製作に有益となる実績を得た。また試験により、不具合無く燃料ピンを所定の位置に装荷/取出しできることを確認した。

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開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、Am-241等のMAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、異常発生による炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇が安全上の問題となる可能性がある。冷却ブロワ停止時のTEF-P炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の何も装荷されていない空格子管領域における断熱効果が大きい。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を一次元方向に通過する熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる実験的な熱通過パラメータを取得した。

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開催年月日： 2016年2月

記述言語：英語  

国名：スウェーデン王国  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを核変換するための加速器駆動核変換システム(ADS)を検討している。ADSの検討では、加速器と未臨界炉の境界を成すビーム窓の設計が重要な課題の一つとなっている。本研究では、より成立性の高いビーム窓概念を検討することを目的に、ビーム窓の設計条件となる必要最大電流を緩和するために核設計の再検討を行った。具体的には制御棒に代表される未臨界度調整機構を導入した炉心概念の核設計を実施した。その結果、例えば制御棒を導入した概念では、陽子ビーム電流値をほぼ半減できることを示し、新たなビーム窓の設計条件として提示した。

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開催年月日： 2015年9月

記述言語：日本語  

開催地：静岡   国名：日本国  

粒子輸送計算コードPHITSは、加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計において重要な役割を果たしている。PHITSのバージョン2.52以降、PHITSの核反応モデル(核内カスケードモデルINC)の標準仕様がBertini INCからLi\'ege INC version 4.6 (INCL4.6)に変更された。INCL4.6は、モンテカルロコードで使われる核反応モデルを検証する核破砕反応ベンチマークにおいて最も優れたモデルであることが示されているが、PHITSでは独自の脱励起モデル及び核反応断面積のパラメータを使用しているため、PHITSに組み込まれたINCL4.6についても検証が必要である。さらに、これまでのADSの核設計では旧モデルを用いて実施していたため、核反応モデルの変更は、従来のADSの概念設計の結果に大きな影響を及ぼす可能性がある。本研究では、PHITSの新旧標準仕様であるBertini INCとINCL4.6及びPHITSに組み込まれている核反応断面積系統式(Pearlstein-Niitaの式及びSatoの式)の相違によるADSの核特性値の影響を調査した。解析の結果、核反応モデルの差異はビーム電流に大きく影響し、モデル間で10\%を超える差異が生じることがわかった。この差異はビーム窓の核特性値にも影響を与えることがわかった。さらに、これらの差異は、核破砕反応による放出中性子の差異に起因していることを明らかにした。

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開催年月日： 2015年9月

記述言語：日本語  

開催地：静岡   国名：日本国  

高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核種であるマイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、短寿命核種あるいは安定核種に変換する分離変換技術を導入したMAリサイクルシステム概念の一つとして、発電用核燃料サイクルとは別に小規模の核変換専用サイクルを設けて、その中で加速器駆動核変換システム(ADS)を用いてMAの核変換を行う方法(ADS階層型)が考えられている。本研究開発プログラムは、平成25年度から4年計画で、液体鉛ビスマス冷却ADSを対象に、ADSの技術的課題に対する解あるいは解に対する技術的見込みを得ることを目的に研究開発を実施している。本発表では、これまでの研究開発成果を報告する。

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開催年月日： 2015年9月

記述言語：日本語  

開催地：静岡   国名：日本国  

加速器駆動未臨界システム(ADS)は未臨界状態で運転することから、従来の臨界炉に比べて反応度投入による臨界事故の場合でも即発臨界までの余裕が大きく、安全性が高いと考えられている。しかしながら、全電源喪失時などに考えられる除熱源喪失事象が起きた場合、加速器が停止してADSの運転が停止した場合であっても、崩壊熱により温度が緩やかに上昇し、炉心損傷に至る可能性がある。本研究では、液体鉛ビスマス(LBE)冷却型ADSを対象に、このような事象においても受動的に作動して崩壊熱を除去できる崩壊熱除去システム(DHRS)の概念設計を行うことを目的としている。今回の発表では、DHRSの概念設計に必要な過渡解析コードの整備および対象とするADSの過渡解析結果を報告する。

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開催年月日： 2015年9月

記述言語：日本語  

開催地：静岡   国名：日本国  

原子力機構で検討している加速器駆動システム(ADS)は、800MW熱出力で1サイクル600日間の運転を想定している。この間、炉心の実効増倍率(k-eff)は0.97から0.95程度まで減少するため、炉心出力を一定に保つために、陽子ビームの出力を運転開始時の10mAから20mA程度まで増やす必要がある。ビーム出力の増加はビーム窓に大きな負担を与えることから、燃焼中のk-effの減少を抑え、陽子ビーム出力の増加を抑えることが求められている。本研究では、その対策として、制御棒や可燃性毒物による未臨界度調整機構の概念検討を行った。本検討では、制御棒(B$_{4}$C, Ta)を用いた炉心と可燃性毒物(Gd-Zr-H)の集合体(BP集合体)を装荷した炉心の2種類について、新たに整備した核解析コードADS3Dを用いて解析を行った。いずれの炉心においても、従来のADS炉心と比べて燃焼末期でのk-effが大きくなったことで、従来の最大陽子ビーム電流値20mAに対し、制御棒を用いた概念では10mA、可燃性毒物を用いた概念では15mAまで低減できる見込みを得た。また、炉心別に得失評価を行った結果、制御棒を用いた概念は、未臨界度調整の精度がよく、可燃性毒物を用いた概念は、装荷するBP集合体を燃料集合体と同様に扱うことが可能であり、運用, コスト, メンテナンスの面で負担が少ないことが示された。

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開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

核変換物理実験施設(TEF-P)においてマイナーアクチノイド(MA)燃料を用いた炉物理実験を想定して、加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータの核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。実験には、臨界性、鉛ボイド反応度、MA反応率比、MAサンプル反応度、MA燃料置換反応度の5種類を想定した。一連の解析にはMARBLEを使用し、核データライブラリにはJENDL-4.0を用いた。解析の結果、ADS実機燃料を模擬したMA燃料を用いてTEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0\%から0.4\%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4\%から4.2\%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。本研究で得られた知見をTEF-Pの炉物理実験計画に反映していくことで、ADSの炉物理パラメータの核データに起因する不確かさを効率的に低減することが可能である。

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開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

未臨界度調整機構を導入した加速器駆動核変換システム(ADS)検討に資するため、汎用炉心解析システムMARBLEの機能を利用して、三次元炉心解析コードADS3Dを整備した。従来のADS核解析では二次元RZ計算モデルを主に扱ってきたが、この整備により、三次元の非均質な計算体系を対象として、陽子・中性子の輸送から燃焼計算、燃料交換までを扱うことが可能となった。これにより、制御棒や可燃性毒物などの未臨界度制御機構を取り入れた三次元の非均質な計算体系を計算対象とすることが可能となり、より幅広いADS炉心概念の検討が可能となる。

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開催年月日： 2014年12月

記述言語：日本語  

開催地：熊取   国名：日本国  

加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子源法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系(0.93$<k_{\rm eff}<$1.00)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。

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開催年月日： 2014年12月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

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開催年月日： 2014年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

マイナーアクチノイド(MA)核変換を目的とした加速器駆動核変換システム(ADS)については、未臨界状態で外部中性子源により運転が行われることから、通常の臨界炉に比べて臨界事故の可能性が低く、安全性が高いと考えられている。本研究ではRELAP5コードを使用して、原子力機構が検討している鉛ビスマス冷却型ADSを対象に過渡解析を行い、炉心損傷の可能性を検討し、さらに構造物の寿命評価に資する解析を行った。ADSの事故事象に関する過渡解析については、スクラム成功時の除熱源喪失事象の場合、崩壊熱除去系が正常に作動すれば問題がないものの、これが作動しない場合には炉心損傷に至る可能性があることを示した。さらにビーム窓や被覆管などの構造物に関する寿命評価に資するため、信頼性を高めた新しい加速器構成を考慮したビームトリップ時の過渡解析を実施し、ビームトリップ時の各構造物設置位置における温度変化をまとめた。

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開催年月日： 2014年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を行う、鉛ビスマス(LBE)冷却型加速器駆動システム(ADS)を提案している。ADSの設計に必要なデータを取得するため、J-PARCに核変換実験施設(TEF)を設置することを計画している。TEFは400MeV-250kWの陽子ビームを鉛ビスマス核破砕ターゲットに導入するADSターゲット試験施設(TEF-T)と、微小陽子ビームにより駆動可能なMA燃料を装荷した未臨界・臨界集合体を持つ核変換物理実験施設(TEF-P)から構成する。TEF-Tでは、核破砕ターゲットを用いた材料照射を行うと共に、二次中性子の多目的利用も検討している。発表では、ADS実現のためのロードマップとともに、TEF建設に関わる最新の研究開発状況を報告する。

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開催年月日： 2014年10月

記述言語：英語  

国名：オーストリア共和国  

J-PARCの実験施設の1つとして、核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFはADSターゲット試験施設(TEF-T)と核変換物理実験施設(TEF-P)の2つの施設で構成されている。TEF-Tには400MeV、250kWの陽子ビームを照射する鉛ビスマス核破砕ターゲットが備えられ、この中で陽子ビーム窓候補材の照射が予定されている。TEF-Pには、臨界/未臨界集合体が備えられ、低出力(10W)陽子ビームにより加速器駆動システムの物理的・動的特性の研究が行われる。集合体には、ウラン、プルトニウムおよびマイナーアクチノイド燃料の装荷が計画されている。J-PARC TEF建設に向けた研究開発における最近の進捗について述べる。

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：日本語  

開催地：京都   国名：日本国  

加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系($0.93<k_{\rm eff}<1.00$)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故の汚染水処理では、Csの除去にゼオライトなどの無機イオン交換体を充填した吸着塔が用いられている。高放射線量の使用済吸着塔を安定に保管するために、吸着塔内の放射能量を仮定し、発熱、水の放射線分解、容器腐食などの評価を進めている。より実態に即した評価を行うためには吸着塔内のセシウムの量および分布の把握が必要である。機構で開発したゼオライトカラム吸着挙動解析コード(Zeolite-Adsorption Column Code)およびゼオライトカラム交換用制御コード(ZAC-Column Exchange Code)に運転履歴および汚染水の経時変化を入力し、廃吸着塔内部の放射能量、分布を計算した。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

これまで原子力順次撤退シナリオ評価に使用したプルトニウム組成を見直し、岩石型燃料BWRおよびPWRで同一組成条件により炉心特性を再評価した。プルトニウム組成の違いに由来する岩石型燃料PWR核特性への影響を検討し、元のプルトニウム組成の場合と燃焼反応度変化および反応度係数を合わせるように燃料組成を調整した。新しいプルトニウム組成は$^{241}$Pu割合が少なく$^{240}$Pu割合が多いため同じ燃焼日数を得るにはプルトニウム装荷量が多くなり、プルトニウム核変換割合が低下する。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

日本原子力研究開発機構では、東京電力福島第一原子力発電所における高濃度汚染滞留水の浄化処理に用いられたゼオライト吸着塔(KURION)の長期保管方策の検討を進めており、その一環として実施している水素の拡散挙動に基づく水素濃度の解析評価結果について報告する。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

ABWR炉心に岩石型(ROX)燃料を装荷した場合の炉心特性およびPuの燃焼特性を評価した。取出燃焼度45GWd/tのABWRフルMOX炉心を参照炉心とし、ROX炉心においてもこれに相当する燃焼度が得られるようにPu装荷量や可燃性毒物添加量、U添加量を設定した。ROX炉心は、ドップラ反応度係数に重点を置き燃料中に劣化ウランを添加したPu-U-ROX燃料を全装荷した炉心と、Pu消滅率に重点を置いてUを添加しないPu-ROX燃料を全装荷した炉心について検討を行った。Puの3倍近い量のU-238を含有するPu-U-ROX炉心では、MOX炉心と同程度のドップラ係数を有しつつ核分裂性Puを約60\%消滅することができる。一方Uを添加しないPu-ROX炉心では約80\%の核分裂性Puを消滅することができるが、ドップラ係数はMOX炉心の約40\%であった。

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開催年月日： 2013年12月

記述言語：日本語  

開催地：熊取   国名：日本国  

原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を実施している。ADSの核設計においては、核データライブラリの違いにより解析結果が大きく異なるが、その原因としてMAだけでなく鉛の核データの相違も指摘されている。具体的には、JENDL-4.0とJENDL-3.3の解析結果を比較すると、$k_{eff}$に約3\%の相違があり、そのうち鉛同位体の寄与は約1.5\%であった。本検討では、鉛の核データの検証を目的として、KUCA-A架台においてアルミと鉛の置換反応度を測定し、得られた実権結果と解析結果の比較検討を実施した。実験の結果、鉛プレート40-60枚の置換により、約20-50pcmの正の置換反応度が得られた。MVPを用いた実験解析では、鉛装荷量及び位置による反応度変化の傾向が再現され、解析値と実験値の比(C/E)は、JENDL-4.0を用いた場合は1.3-1.4、JENDL-3.3を用いた場合は1.9-2.8となり、JENDL-4.0による解析結果が実験値をよく再現していることがわかった。

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開催年月日： 2013年11月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイド(MA)を核変換するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは大強度陽子加速器,未臨界炉心,核破砕ターゲットから構成されることから、従来型の臨界炉にはない固有の課題が存在する。本検討では代表的なADS固有の課題として、ビーム窓検討と安全性検討を紹介し、原子力機構における最新の研究成果を報告する。ビーム窓は加速器と未臨界炉心の境界をなすことから、照射,温度,圧力の点で非常に厳しい条件下での使用が想定される。これについては、粒子輸送計算,熱流動計算,構造解析を実施し、先端厚さを2mmとする長円型モデルで非照射環境での成立性が見込めることを確認した。安全性検討については、ADS固有の事故事象として考えられるビーム窓破損や、過酷事故の一つと考えられる除熱源喪失事象(PLOHS)を対象とした過渡解析を実施した。解析の結果、崩壊熱除去系が作動しない保守的な条件下ではPLOHS時に被覆管温度が融点に達し、炉心損傷にいたる可能性があることが示された。今後は、事故発生の頻度低減を図ると共に、事故事象を緩和するシステム・機器設計を行う必要がある。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

将来我が国において、原子力発電の規模を縮小し継続するシナリオを想定し、クリーン燃焼高温ガス炉(CBHTR)でプルトニウム(Pu)を、加速器駆動炉(ADS)でマイナーアクチノイド(MA)を核変換した場合等のマスフロー及び処分場規模の解析を行い、以下のことを明らかにした。Pu量に関して、参照シナリオとしたウラン使用済燃料の直接処分シナリオでは570トンであったものが、プルサーマル利用によって360トン、ガス炉利用に寄って140トン、ADS導入によって10トン程度にまで減少する。処分場面積はADSを導入することによって一桁程度減少する。これはMAの発熱を取り除く効果である。CBHTRはガス炉の内30\%程度(19基)を占めるようになる。ADSの必要基数はCBHTRと組合せることで半分(17基)程度に減少する。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

プルトニウム燃焼高温ガス炉システムを成立させるためには、核拡散抵抗性が従来に比べて格段に高いPu燃料の製造方法の確立、及びCBHTRのPu燃焼効率が軽水炉などより格段に高いことの確認が必要である。そこで、核拡散抵抗性については不活性母材であるイットリウム安定化ジルコニア(YSZ)にPuO$_{2}$を固溶させた岩石型燃料(PuO$_{2}$-YSZ燃料)に着目した検討を行うとともに、Puの燃焼効率については3次元炉心燃焼計算により検討を行った。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

高速炉の大規模導入が遅れるシナリオを想定した場合、軽水炉から生み出されるプルトニウムの扱いは非常に重要な課題となる。本検討では、軽水炉由来のウラン,プルトニウムを含むTRU核変換サイクルを検討し、核変換を行う加速器駆動システム(ADS)についての核設計を行った。TRU核変換サイクルは、軽水炉由来のウランを含むTRUを受け入れて核変換を行うPhase1と、Phase1の使用済み燃料を再処理してTRUを効率よく核変換するPhase2から構成される。このサイクルで核変換に用いられるADSの核設計検討を行った結果、ADS-1(Phase1)については、U/Pu/MA=60.6/18.8/20.6wt\%のケース、ADS-2(Phase2)についてはPu/MA=40/60wt\%のケースが有望であるとの結果を得た。特にADS-1については、燃焼反応度が極めて小さく、既存の技術を用いた実現可能性が高いと考えられる。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

基数を縮小した軽水炉でウランを継続して利用するシナリオに対して、岩石型ウラン燃料とその使用済燃料の直接処分の導入効果を研究した。シナリオ解析の結果、処分されるPu量を比較するとプルサーマル利用シナリオではウラン直接処分シナリオの60\%、岩石型燃料利用シナリオでは同30\%程度に低減された。また、岩石型ウラン使用済燃料ではプルサーマル使用済燃料に比べてPu-238が多く、その発熱は核拡散抵抗性に寄与することがわかった。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

岩石型ウラン(U-ROX)燃料軽水炉の取出燃料組成を評価した。現行PWR型ピンセルモデルを用い、岩石型プルトニウム(Pu-ROX)燃料と同等の燃焼反応度変化が得られるように燃料組成を調整してセル燃焼計算を実施した。得られた取出組成では、プルトニウムはPu-238割合が大きい特徴がある。マイナーアクチニドではNp-237が多く、Am-241は少ない。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：八戸   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故の汚染水処理では、ゼオライトなどの無機イオン交換体を充填した吸着塔が用いられている。高放射線量の使用済吸着塔を安定に保管するために、放射能量等の廃ゼオライトの性状を調査し、発熱,水の放射線分解,容器腐食などの適切な評価を進めている。性状調査の一環として、希釈人工海水を用いてゼオライトへのCsの吸着挙動を調べ、ゼオライトカラムへCsの吸着をCs吸着シミュレーションコード(Zeolite-Adsorption Column Code: ZAC)により解析を行った。

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開催年月日： 2013年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

2011年3月11日に発生した東日本大震災後に起きた福島第一原子力発電所事故では、放射性物質の大気放出、汚染水の発生と、その海洋放出が起こり、それらの影響評価のために、環境放射能、汚染水放射能濃度の測定等が行われてきた。これらの測定値を用いて炉心からどの程度の放射性物質が放出されたかを評価するためには、原子炉及び燃料貯蔵プール内に存在していた核種量、すなわち、インベントリを評価することが必要である。また、今後の2次廃棄物の処理処分方法の検討や、廃炉に向けた取り組みにおいても、破損燃料の組成、放射能量の評価が必要となる。本報では、福島第一原子力発電所1号機から4号機の原子炉及び使用済燃料貯蔵プールに存在する被照射燃料について、ウラン燃料と放射化したジルカロイ被覆管に含まれる核種インベントリを評価した。

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開催年月日： 2013年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故の汚染水処理では、ゼオライトなどの無機イオン交換体を充填した吸着塔が用いられている。高放射線量の使用済吸着塔を安定に保管するために、放射能量等の廃ゼオライトの性状を調査し、発熱,水の放射線分解,容器腐食などの適切な評価を進めている。性状調査の一環として、バッチ法によるゼオライトへのCsの吸着挙動を調べるとともに、ゼオライトカラムへのCs吸着シミュレーションコード(Zeolite Adsorption Column Code: ZAC)を開発しており、試験結果との比較を行った。

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開催年月日： 2013年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

原子力機構では、東京電力福島第一原子力発電所における高濃度汚染滞留水の浄化処理に用いられたゼオライト吸着塔(KURION)の長期保管方策の検討を進めており、その一環として吸着塔内の水素拡散解析評価を行い、ゼオライト層が乾燥状態を仮定した場合、水素濃度が爆発下限界以下であること、及び塔内温度が水素の自己着火温度以下であることを確認した。

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開催年月日： 2013年3月

記述言語：日本語  

開催地：東大阪   国名：日本国  

原子力機構では、ADSによる核変換用の窒化物燃料の乾式再処理を含んだ燃料サイクルの研究開発が行われている。ADS用の窒化物燃料には約60mol\%の不活性母材が含まれる。これまでに提案されている溶融塩電解を主工程とした再処理プロセスでは、不活性母材の添加によるアクチノイド窒化物の陽極溶解速度の低下などが課題となる。本研究では、高濃度の不活性母材を含むADS用窒化物燃料の再処理に対応した、窒化物の化学溶解と向流多段抽出を組合せた窒化物燃料の新規の再処理プロセスについて、物質収支を計算により評価した。年間約1トンのマイナーアクチノイドを出力800MWのADS4基で核変換する条件で、再処理プラントは年間200日操業とし、試験結果及び既存データを用いて200日操業後の一日あたりの物質収支を計算により評価した。その結果、本プロセスによる希土類の除染係数は25、アクチノイド元素の回収率は99.98\%となり、除染係数4以上及び回収率99.95\%以上の基準が達成でき、このプロセスが原理的に成立することを確認した。

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開催年月日： 2012年12月

記述言語：日本語  

開催地：熊取   国名：日本国  

パルス中性子法を用いて、京都大学臨界集合体KUCA A架台の3種類の未臨界状態における未臨界度を測定した。核分裂中性子の検出には3本の中性子検出器を使用し、計数にはMCSを使用した。解析には、最小二乗法を用いて中性子カウントのフィッティングを行い、未臨界度の指標である即発中性子減衰定数$\alpha$を求めた。得られたフィット式及び$\alpha$が測定データを再現しているか否かを定量的に評価するため、$\chi^2$検定を行った。解析では種々の測定時間に対して$\alpha$及び換算$\chi^2$値のばらつきの傾向を調査し、本測定で最適なMCSの測定条件を決定した。解析の結果、MCSの時間ビン幅を適切に設定すれば、本実験で使用した炉心条件及び加速器条件で、10秒間の測定で$\alpha$を決定することが可能であることが確認された。これにより、ビーム電流値を上げる、デューティ比を上げる等の中性子計数率を向上する措置を講ずることによってさらに短い時間間隔で測定できることがわかった。

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開催年月日： 2012年12月

記述言語：英語  

国名：日本国  

鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システムを対象として、炉心損傷の可能性を確認するため、SIMMER-III及びRELAP5/mod 3.2コードによる過渡解析を行った。解析は、5つの典型的な事象;ビーム窓破損、スクラム成功時の除熱源喪失事象、ビーム出力増大、スクラム失敗時の流量喪失、スクラム失敗時の流路閉塞について行った。これらの過渡解析の結果、スクラム成功時の除熱源喪失事象以外の結果について、炉心損傷の可能性が極めて小さいことを確認した。スクラム成功時の除熱源喪失事象については、非常に保守的な条件を用いた場合、事象発生から約20時間後に被覆管が破損することを確認した。

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開催年月日： 2012年10月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

核種吸着等のゼオライトの性能が長期間の照射で維持できるかどうかを知ることは、放射性汚染水を処理した後の廃棄対象のゼオライトを貯蔵あるいは処分するうえで重要である。そこで本研究では、乾燥及び水浸漬の条件でゼオライトの高線量照射を電子線ビームによって試み、照射後のゼオライトの表面構造、並びに水素発生や吸着核種保持について調べた。ゼオライトの比表面積は高線量照射で減少する一方、ゼオライトと海水との混合物からの水素発生収量はゼオライトの種類に依存して、高線量照射で増減した。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

加速器駆動核変換システム(ADS)は、未臨界状態で陽子加速器により運転が行われることから、安全性が高いと考えられている。原子力機構では過去に確率論的安全評価(PSA)を行い、ビーム窓の破損と外部電源全喪失時の除熱源喪失(以下、PLOHS: Protected Loss of Heat Sink)の2ケースが設計基準事象と分類された。このうちビーム窓破損については、過去に過渡解析が行われ、炉心損傷が起きないことを確認した。本研究ではもう一つの設計基準事象であるPLOHSを対象に、RELAP5/mod3.2コードを使用して過渡解析を行い、炉心損傷の可能性について検討を行った。解析の結果、事象発生後は加速器運転が止まり、被覆管温度は急激に低下するものの、蒸気発生器への水供給が止まった後は温度が上昇し、事象発生後、約20時間で被覆管温度が融点に達する結果となった。PLOHSについては、可能性は小さいものの炉心損傷の可能性があり、今後、臨界事故の可能性を検討する必要がある。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

日本原子力研究開発機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)の原理及び成立性に関する基礎的な実験を行うために、J-PARCにおいて核変換実験施設(TEF)を建設することを計画している。TEFは、ADS等のMA核変換システムの炉物理特性に関する実験を行う核変換物理実験施設(TEF-P)と、ADS設計に必要な材料データベース構築のためのデータ取得及び核破砕ターゲットの工学的特性に関する実験を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)の2施設から構成される。本研究では、TEF-T陽子ビーム条件(エネルギー400MeV, ビーム強度250kW)のもとで、液体鉛ビスマス合金ターゲットを設置するターゲット容器室及びその周辺部の遮蔽構造に関する検討を実施した。検討の前提条件として、3次元放射線輸送コードPHITSを用いて遮蔽体中の線量率分布を計算し、線量率に関する施設遮蔽設計目標値をもとに生体遮蔽体の必要遮蔽厚を評価した。この遮蔽厚に基づいて敷地面積と物量コストを考慮し、核変換実験施設の遮蔽構造概念を導出した。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

J-PARCに建設を計画中のADSターゲット試験施設(TEF-T)では、鉛ビスマス核破砕ターゲットを設置し、さまざまな構造材料の陽子・中性子混合照射を実施する予定である。TEF-Tにおける材料照射場特性の評価を行った。厚さ2mmのSUS316製ケーシングに収めた直径15cm、長さ60cmの円筒形状のターゲットに板状照射試験片を配置し、ピーク電流密度20$\mu$A/cm$^{2}$のガウス分布を持つ陽子ビーム(エネルギー400MeV・ビーム強度250kW)を4500時間照射した際のDPA並びにヘリウム生成量をPhits2.24で解析した。最大で7.5DPAの陽子・中性子照射量が得られ、約20mm$\times$30mm程度の領域で7DPA前後の照射が可能である。実用のADSの検討に資するため、より高い陽子ビーム密度でのビーム投入の可能性を検討する予定である。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

放射性核種を吸着した後の廃ゼオライトは長期間放射線に晒されるため、ゼオライトの表面や細孔で構造破壊が起こり、処理段階で想定した水素発生挙動や核種保持状態が変化する可能性がある。そこで本研究では、電子線ビームによるゼオライト試料の高線量照射を行い、照射前後のゼオライトへの水蒸気等のガス吸着挙動を測定して、ゼオライトの表面構造の変化を調べた。ここで、窒素と水蒸気の吸着挙動を比較すると、窒素分子より水分子の方がゼオライト内部の細孔の深くまで侵入することがわかった。また、照射の有無を比較すると、照射で水分吸着量が増加しており、その増加は低相対圧ほど顕著であることから、おもに細孔が照射損傷して、細孔内壁の破壊や、新たなマイクロ孔への水分子の侵入が起きていることが示唆された。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

不活性母材が大量に共存したADS用窒化物燃料の再処理に対応した、窒化物の化学溶解と向流多段抽出を組合せた革新的な乾式再処理プロセスを開発することを目的に、溶融塩中での塩化カドミウムによる窒化プルトニウムの化学溶解挙動を調べた。PuN粉末及び酸化剤としてCdCl$_{2}$を添加したLiCl-KCl共晶塩をアルミナ製るつぼに入れ、Arガス雰囲気中で450-550$^{\circ}$Cで約12時間加熱した。試験後、PuCl$_{3}$特有の青紫色の塩化物が得られ、るつぼ底部には反応副生成物のCdが残った。Puの溶解率は、450$^{\circ}$Cで約64\%、500$^{\circ}$Cと550$^{\circ}$Cでほぼ100\%となった。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

福島原子力発電所事故の汚染水処理で生じるセシウム吸着ゼオライトのセメント固化を想定し、2次元熱伝導を解析した。200Lドラム缶固化体を坑道内に連続して横置処分する場合、70cmの緩衝材を周囲に配置すると中心温度が5$^{\circ}$C上昇する。4缶1組のパッケージで処分する場合、さらに10$^{\circ}$C程度高くなるという結果が得られた。集積処分,貯蔵期間等の影響についても報告する。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

福島第一原子力発電所の放射性滞留水処理で発生する廃ゼオライト性状調査のうち、ゼオライトの熱特性を調べるため、粒状ハーシュライトを用いて、ヘリウムガス雰囲気及び真空中における有効熱伝導率を径方向定常熱量法で測定した。1気圧のヘリウム雰囲気におけるハーシュライトの有効熱伝導率は、乾燥空気中における熱伝導率に比べて2倍以上大きく、ゼオライト粒子の間隙ガスの寄与が重要であることがわかった。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

プルトニウム岩石型酸化物(ROX)燃料は、解体核兵器より取り出され、あるいは軽水炉使用済燃料中に含まれるプルトニウムの軽水炉燃焼による削減と使用済燃料の安定的直接地層処分を目的に、日本原子力研究所において2005年度までその基本特性が検討された。ここでは燃料概念,照射特性,地層安定性、及びROX燃料軽水炉の炉心特性などの概念検討結果をまとめる。これらの基礎的な検討により、プルトニウムROX燃料とその軽水炉燃焼技術の実現可能性が示された。さらに今回その検討結果を整理し、直接処分シナリオ評価に使用する取出ROX燃料の燃料組成を提示する。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

高速増殖炉に移行せず原子力を順次廃止するシナリオに対し、プルトニウム処分量を大幅に低減でき、直接処分に適した岩石型(ROX)燃料の導入を提案する。本研究では、2050年頃までに原子力発電を廃止すると仮定した場合に、ワンススルー,プルサーマル導入,ROX燃料導入の3つのシナリオにおけるアクチノイド核種の諸量評価を行った。また、それぞれの使用済燃料を直接処分した場合の地層処分場規模の比較を行った。その結果、岩石型(ROX)燃料を導入することで、処分場規模は縮小しないものの、ワンススルーシナリオに比べて直接処分されるPu量を減少させるとともに、核分裂性Puの割合を減らし自発核分裂割合を増やすことで、Puの核拡散抵抗性が高められることを示した。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

福島第一原子力発電所での放射性汚染水の処理で生じる廃ゼオライトの保管時には、廃ゼオライト中の残留水が放射線により分解され水素が発生する。水素発生量に対する吸着核種の崩壊熱の影響を検討するため、ゼオライトと水との混合物の照射実験を行い、水素発生量の温度依存性を調べた。その結果、海水とゼオライトとの混合物では水素発生量の有意な温度依存性は観測されなかった。また、純水との混合物では昇温により水素発生量が増加したが、海水との混合物を顕著に超える水素発生は観測されなかった。これらの結果から、純水中では水素とOHラジカルとの反応により水素発生が抑制されていたが、海水塩の混入及び温度の上昇によりその効果が低下すると考えられる。したがって、崩壊熱により廃ゼオライトの温度が上昇した場合には、OHラジカルの反応の効果は期待できないが、水素発生量の評価において海水混合物での結果を用いる限り、温度上昇の影響を考慮する必要性は低いと考えられる。

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開催年月日： 2012年8月

記述言語：英語  

2011年の東京電力福島第一原発の事故後、原子力の利用に関する議論が世界中で活発となり、ドイツなど一部の国では脱原発の方針を表明している。しかしながら現実には脱原発は容易ではなく、代替エネルギーの確保、既存原子炉の廃炉などの問題がある。また脱原発の方針をとった場合、高速炉は用いられないため、既存の軽水炉で生成されるプルトニウムが溜まっていくことも大きな問題になる。本検討は、この余剰プルトニウムを減らすことを目的として、加速器駆動システム(ADS)の利用可能性を検討した。ADSは反応度係数を臨界炉ほど気にしなくて良いことから、集中的に燃焼を行うことができる反面、燃焼により実効増倍率が大幅に減少し、必要となる陽子ビーム電流値が大きくなり、燃料集合体の設計温度の点から成立性が厳しくなる。本研究では可燃性毒物を炉内に装荷し、実効増倍率の燃焼による変化を緩和することで、成立性のあるプルトニウム燃焼ADS概念の基本核特性の検討を行った。単純なRZ計算モデルを用いたパラメトリックサーベイの結果、ハフニウム水素化物集合体を18体用いたケースが、実効増倍率の変化とハフニウムの消費量の点から候補概念になるとの結果を得た。

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開催年月日： 2012年7月

記述言語：日本語  

開催地：茨木   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故での汚染水処理により発生する廃ゼオライトの安定保管に向けて、廃ゼオライト中の残留水の放射線分解によって生じる水素発生に関する基礎研究として、水の放射線分解に対するゼオライト及び海水塩の影響を$\gamma$線照射実験により調べた。その結果、海水ゼオライト混合物中では、水素がOHラジカルによって酸化され水分子に戻る反応が阻害されること、及び水の放射線分解に加えて付加的な水素発生が生じることが明らかとなった。水素とOHラジカルとの反応の阻害は、液相で生成した水素が気相に到達する割合を増加させる。実験では、混合物中で生成した水素が全量気相に到達したと考えられる水素発生量が観測された。一方で、ゼオライトによる付加的な水素発生は、ゼオライトに付与された放射線のエネルギーが水素発生に寄与するために生じると考えられる。観測された水素発生量と、ゼオライト及び海水に付与された放射線のエネルギーとの関係を解析した結果、ゼオライトによる付加的な水素発生は水の放射線分解に比べて水素を生成する効率が低いことがわかった。

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開催年月日： 2012年4月

記述言語：日本語  

開催地：東海   国名：日本国  

福島第一原子力発電所での滞留水の処理における放射線影響について、海水の放射線分解及びゼオライト共存下における水素発生を調べた。$^{60}$Co照射実験を行った結果から、海水中では、放射線分解により生成した水素が液相で酸化されることなく、全量気相に到達することがわかった。一方で過酸化水素は生成と並行して分解が生じており、海水中に徐々に蓄積し、濃度が上昇することがわかった。海水中の陰イオンには照射による大きな濃度変化は観測されなかったが、微量の塩素酸の生成が確認された。また、水素原子と酸素原子との物質収支から、酸素が発生することが示唆された。ゼオライト共存下における水素発生については、モルデナイトを試料として海水とモルデナイトとの混合比に対する水素発生量の依存性を調べた。その結果、海水量の減少により水素発生が抑制されることがわかった。モルデナイトとKURION社製ゼオライトとの間に、水素発生に関する顕著な違いは観測されなかった。したがって、廃ゼオライトからの水素発生は脱水及び乾燥により抑制されると考えられる。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

核種吸着等のゼオライトの性能が長期間の照射で維持できるかどうかを知ることは、放射性汚染水を処理した後の廃棄対象のゼオライトを貯蔵あるいは処分するうえで重要である。そこで本研究では、乾燥と浸漬の条件でゼオライトの高線量照射を電子線ビームによって試み、照射したゼオライトでの水素発生や吸着核種の溶出挙動を調べた。1MeV電子線の電流1mA、積算の吸収線量10MGy、室温の条件で試料を高線量照射した結果、この条件下で試料の温度変化は1$^{\circ}$C未満であった。また、ゼオライトと海水との混合試料で高線量照射の有無の条件下での水素発生収量(G値)を測定して、$\gamma$線エネルギーの水への付与による水素発生と区別することで、高線量照射したゼオライトに起因したG値の増減について議論した。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

ゼオライト含有セメント固化体の熱伝導率を測定し、200Lドラム缶を用いてセシウム吸着ゼオライトのセメント固化体を貯蔵する場合について温度分布評価を試みた。その結果、セメント固化体の熱伝導率は0.9W/mK程度と無筋コンクリートと比べて3分の1程度であるが、200Lドラム缶を用いて貯蔵する場合の中心温度は制限値の80$^{\circ}$Cを下回り、熱的側面からはセメント固化の可能性を期待できることがわかった。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

福島第一原子力発電所汚染水の浄化過程で、セシウム等の吸着に用いられる2種類のゼオライトの有効熱伝導率を径方向定常熱流法により測定した。その結果、両試料の有効熱伝導率は乾燥空気の4から6倍程度しかないことがわかった。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

高濃度の不活性母材が共存した核変換用窒化物燃料の再処理に対応した、溶融塩中での窒化物の化学溶解を主工程とした新規の乾式再処理プロセスを開発するため、アクチノイド窒化物の模擬物質としてDyNを用いて、不活性母材を含むDyNの溶融塩中でのCdCl$_{2}$との反応による化学溶解挙動を調べた。不活性母材の候補剤であるZrN及びTiNを含んだDyNの化学溶解試験を550$^{\circ}$Cで12時間の条件で行った結果、試料中のDyがCdCl$_{2}$との反応により溶融塩中に溶解することで、時間の経過とともにDyの濃度は増加し、Cdの濃度は減少した。一方、Zrは試験後に試料中の約0.1\%に相当する微量の溶融塩中濃度の増加が見られたが、Tiの濃度は検出限界以下でありTiNはほとんど溶解しない結果であった。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

本研究では3次元粒子輸送計算コードPHITSを用いて、高エネルギー陽子ビームによるターゲットの発熱実験の解析を行った。解析では、銅と鉛をターゲットとして行われた過去の実験体系を模擬し、20MeV以上の核反応計算に高エネルギー核データJENDL-HEと核反応モデル(JAM、Bertiniモデル)を用いて発熱量を計算した。実験値との比較により、JAMとBertiniの両モデルは実験結果を精度よく再現する一方で、JENDL-HEを用いた場合は発熱量を著しく過大評価することがわかった。核反応モデルとJENDL-HEを用いて放出粒子の二重微分断面積を調査した結果、JENDL-HEによる発熱量の過大評価は、JENDL-HEに含まれる光子生成断面積の評価値に起因することがわかった。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

パルス中性子法に対して新たに統計的手法(最尤法)を適用し、未臨界度とともに中性子寿命を得る手法を開発した。KUCAにおいて複数の未臨界度に対して、異なる周波数のDT中性子源を入射する実験を行い本手法で妥当な結果が得られること示した。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故での汚染水処理で生じる廃ゼオライト保管時の放射線効果を検討するため、$\gamma$線照射実験を行い、ゼオライトと水溶液との混合物の放射線分解による過酸化水素生成について調べた。過酸化水素は水素と同様に水の放射線分解で生じると考えられるが、実験で観測された過酸化水素生成量は混合物中の水分量から予測される生成量よりも少量であった。この結果は混合物中で放射線誘起の過酸化水素分解が生じることを示唆する。また、ゼオライトへの過酸化水素の吸着も観測され、生成量の減少と吸着により、混合物中の液相の過酸化水素濃度は著しく低下すると考えられる。水中の放射線誘起反応では連鎖的なラジカル反応により水素が酸化分解されるが、過酸化水素濃度の低下はこの反応経路を阻害する。そのため、水素がラジカルとの反応により再酸化され、最終生成物としての発生量が抑制されることはゼオライトと水との混合物では期待できないと考えられる。

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開催年月日： 2012年2月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故では、海水を含む放射性汚染水の浄化処理にゼオライト系吸着剤が使用されている。処理後のゼオライト廃棄物保管時には、廃棄物中の水分が放射線により分解されるため、水素の発生を想定する必要がある。そこで、$\gamma$線照射実験を行い、ゼオライトの一種であるモルデナイトと海水との混合物からの水素発生について調べた。その結果、水素発生量は混合物中の海水量に比例して減少するのではなく、海水含有率が約20\%までは緩やかに減少し、それ以下の海水量の低下に対して著しく減少した。この結果から、混合物中では直接的な海水の放射線分解に加えて、モルデナイトと海水との相互作用によって水素発生に至る別の反応経路が存在すると考えられる。水素発生量の海水含有率に対する依存性から、モルデナイト表面の吸着水や細孔内の水分子など、モルデナイト表面近傍の水分子が混合物中での水素発生に重要な役割を持つと考えられる。ただし、海水含有率の低下に応じて水素発生量は減少しており、モルデナイトと海水との相互作用による水素発生経路は直接的な海水の放射線分解と比べて水素発生効率は低いと考えられる。

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開催年月日： 2011年12月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

鉛ビスマス溶融金属(LBE)の加速器駆動システムへの適合性を検証するために、原子力機構は静的腐食試験装置と4つの鉛ビスマスループを所有している。本発表では、アルミニウム被覆綱のための静的腐食試験の結果と、液体金属の流れ可視化技術の基礎研究,腐食ループ(JLBL-1)の改造について紹介する。

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開催年月日： 2011年12月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

分離変換技術は使用済燃料管理の負担軽減を目指し、再処理の結果生じる高レベル廃棄物から長寿命のマイナーアクチノイド(MA)を回収し、これを短寿命化する技術である。MAの核変換は、高速増殖炉や加速器駆動システム(ADS)といった高速中性子系システムで行うことが可能である。高レベル廃棄物からのストロンチウム及びセシウムの回収も、ガラス固化体の発熱低減による処分場面積削減の観点から有効である。これらが実現すれば、原子力の持続可能性の向上に貢献できると考えられる。

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開催年月日： 2011年12月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

陽子ビームを加速する加速器では、経験的にビームトリップ事象が頻繁に発生することが知られており、加速器駆動未臨界システム(ADS)の構造物に熱疲労による強度的な影響を与え、材料の寿命低下を招くおそれがある。このため、ビームトリップ事象がADSの代表的炉心構造材に与える熱疲労損傷を評価し、熱的に許容されるビームトリップ頻度を算出した。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存し、年間$42\sim2\times10^4$回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、既にビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が10秒$\sim$5分及び5分以上のビームトリップ頻度は、許容値を満足するために各々6分の1,35分の1に減少させる必要があることがわかった。さらにビームトリップ頻度を低減させる方法に関連して、トリップが生じたクライストロン系を10秒程度で他のクライストロン系に切り換える方策とその効果についても検討した。

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開催年月日： 2011年12月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

核データ、特にマイナーアクチノイド(MA)の核データはMA核変換炉を設計するのに重要である。IAEAにおいて行われた"加速器駆動炉の解析的及び実験的ベンチマーク"共同研究では、燃焼前の臨界度に対して核データ間で3\%もの差があることが示された。この共同研究の概要と核データを改善するための計画について発表する。

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開催年月日： 2011年10月

記述言語：日本語  

開催地：高崎   国名：日本国  

放射性汚染水の浄化処理では、セシウム吸着剤としてゼオライトが用いられる。吸着処理中や処理後のゼオライト保管時には、水の放射線分解で水素が発生するため、安全な処理のためには水素に対する適切な措置が重要である。そこで、福島第一原子力発電所の滞留水には海水成分が混入している点を踏まえて、海水とゼオライトとの混合物からの水素発生量を調べるため、高崎量子応用研究所のCo-60照射施設にて照射実験を行った。海水とゼオライトとの混合物を試料として、海水のみの試料から、乾燥ゼオライトまで混合割合を変化させて水素発生量を測定した。その結果、放射線環境下におけるゼオライトと水分子の相互作用に起因すると考えられる水素発生が観測されたが、その発生効率は水分子が放射線によって直接分解される場合よりも低く、混合物全体としての水素発生量は海水量を低減することで抑制された。一方で、純水との混合物についても同様の実験を行い比較した結果、混合物中の海水塩分を除去することで水素発生量は低下したが、ゼオライトの混合割合が増加するにしたがって、その効果は小さくなることがわかった。

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開催年月日： 2011年9月

記述言語：日本語  

開催地：北九州   国名：日本国  

福島第一原子力発電所の放射性汚染水処理における水素発生率を、処理前の汚染水,バッチ法やカラム法による吸着処理,処理後の廃棄ゼオライトを想定して、各ケースで吸収した放射線エネルギー量と、Co-60$\gamma$線による照射実験(シリーズ発表の前報)で決定した水素発生収量から評価した。ここで、処理前とバッチ処理時の水素発生率を汚染水1tあたりで約0.2mmol/h、カラム処理時と処理後の水素発生率を約39mmol/hと評価した。さらに、水素発生率に対する廃棄ゼオライトのサイズや脱水の影響について議論した。

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開催年月日： 2011年9月

記述言語：日本語  

開催地：茨木   国名：日本国  

福島第一原子力発電所の放射性汚染水処理において、処理前の汚染水,バッチ法やカラム法による吸着処理,処理後の廃棄ゼオライトを想定して、それぞれの放射線エネルギー吸収量を見積もり、これとCo-60$\gamma$線による照射実験で決定した水素発生収量から、各ケースでの水素発生率を評価した。ここで、処理前とバッチ処理時の水素発生率を汚染水1tあたりで約0.2mmol/h、カラム処理時と処理後の水素発生率を約39mmol/hと評価した。さらに、吸着塔内での水素発生率に及ぼす脱水などの影響や、酸素の発生についても議論した。

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開催年月日： 2011年9月

記述言語：日本語  

開催地：茨木   国名：日本国  

放射性汚染水の除染処理に関連して、処理中の水素発生について評価するため、海水とモルデナイトとの混合物の放射線分解による水素発生を$\gamma$線照射実験により測定した。その結果、海水の重量分率の減少とともに水素発生量は減少したが、水素発生量と海水重量分率との関係は単純な比例関係ではなかった。しかし、試料中の海水の重量分率が0.2以上では、海水及びモルデナイトのそれぞれへのエネルギー付与に起因した水素発生を考え、それらを混合比で重みを付けて和を取ることによって、水素発生量の混合比に対する依存性を説明できることがわかった。このとき、それぞれの水素発生量は吸収エネルギーと収量との積で与え、その収量は混合比に依存しない定数となった。この結果から、固体側に吸収されたエネルギーも水素発生に寄与するとして、液体側と固体側のそれぞれの収量を評価することで、混合物の放射線分解による水素発生を直感的に説明する可能性が期待される。

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開催年月日： 2011年8月

記述言語：英語  

国名：ポーランド共和国  

放射性汚染水の浄化処理では、セシウム吸着剤としてゼオライトが用いられる。吸着処理中や処理後のゼオライト保管時には、水の放射線分解で水素が発生する。そのため、安全な処理のためには水素に対する適切な措置が重要である。そこで、汚染水とゼオライトとの混合物からの水素発生を評価するため、天然モルデナイトを対象として、海水との混合物から放射線分解で発生する水素について調べた。その結果、水素発生量は混合物中の海水量に比例して減少するのではなく、海水含有率が約20\%までは緩やかに減少し、それ以下の海水量の低下に対して著しく減少した。この結果は、モルデナイトに付与された放射線エネルギーが水素発生に関与する可能性を示唆する。また、海水の希釈の影響を調べた結果、希釈液のみを照射した場合には水素発生量が減少した。これは水素の酸化反応が生じたためと考えられる。しかし、モルデナイトとの混合物中では水素発生量の有意な減少は観測されなかった。そのため、混合物中では水素の酸化が阻害されると考えられる。したがって、汚染水とゼオライトとの混合物からの水素発生量を評価するうえでは、これらの影響を考慮する必要があると考えられる。

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開催年月日： 2011年6月

記述言語：英語  

IAEAでは「加速器駆動システムに対する解析的及び実験的ベンチマーク解析」と題する共同研究プロジェクト(CRP)を実施している。本稿では、CRPのうち、2つベンチマーク解析から得られた結果を要約する。一つは、加速器駆動システムの核変換性能の解析であり、もう一つは、長寿命核分裂生成物($^{99}$Tc, $^{127,129}$I)の核変換率の解析である。

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開催年月日： 2011年6月

記述言語：英語  

2010年に公開されたJENDL-4.0を用いて、マイナーアクチノイド(MA)核変換システムの積分核特性値(臨界性,ボイド反応度,ドップラー反応度)及びその誤差の解析を実施した。解析は、鉛ビスマス冷却加速器駆動未臨界システム(ADS)とMA添加型ナトリウム冷却高速炉(FR)を対象とした。JENDL-4.0による核特性値及びその誤差を、これまでのJENDL-3.3による結果と比較すると、特にADSの臨界性とボイド反応度、及びFRのボイド反応度誤差において相違が顕著であることがわかった。これらのライブラリ間の相違の原因を感度解析を用いて解析した結果、ADSの核特性値に対しては、おもにPb同位体の非弾性散乱断面積及び$^{241}$Amの各反応断面積の評価値の差に起因することを明らかにした。また、誤差解析による考察から、FRのナトリウムボイド反応度の誤差の相違は、おもに$^{23}$Naの非弾性散乱断面積に関する共分散の評価値の差に起因することを示した。

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開催年月日： 2011年3月

記述言語：日本語  

開催地：新潟   国名：日本国  

大強度陽子ビームなどを加速する加速器では、経験的にビームトリップ事象が頻繁に発生することが知られており、加速器駆動未臨界システム(ADS)の構造物に熱疲労による強度的な影響を与えるおそれがある。このため、ビームトリップ事象がADSの代表的炉心構造材に与える熱疲労損傷を評価し、熱的に許容されるビームトリップ頻度を評価した。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存し、年間$42\sim2\times10^4$回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、すでにビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が10秒$\sim$5分及び5分以上のビームトリップ頻度は、許容値を満足するために各々6分の1,35分の1に減少させる必要があることがわかった。さらに、ビームトリップ頻度の低減方法に関連して、ビームトリップ事象を生じる原因となったクライストロン系を10秒程度で他のクライストロン系に切り換える方策とその効果についても検討した。

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開催年月日： 2010年11月

記述言語：英語  

国名：ロシア連邦  

使用済ADS用窒化物燃料の乾式処理技術に関する最近の研究の進展を紹介する。使用済燃料の陽極溶解、液体Cd陰極へのPu及びMAの回収、回収アクチノイドの再窒化等の主工程に加えて、陽極溶解残渣からのアクチノイド回収工程及び電解槽中の溶融塩の精製工程を追加した工程図を作成した。作成した工程図と報告されている各工程に関する実験データをもとに、アクチノイド、FP及び希釈材元素の物質収支を求めた。得られた結果は、乾式処理工程でのPu及びMAの回収率は99.97wt\%、新燃料中への希土類元素の混入割合は2.6wt\%であり、いずれもADSの設計研究の中で定めている基準値を満足するものであった。

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開催年月日： 2010年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌   国名：日本国  

加速器駆動システム(ADS)階層型サイクルから発生する使用済み窒化物燃料の乾式再処理について、プロセスフロー図を構築して各元素の物質収支を評価することで、その成立性を評価した。これまでに提案されている、溶融塩電解によって使用済窒化物燃料を陽極溶解し、液体Cd陰極にアクチノイドを回収するプロセスの物質収支を計算により評価した結果、1年間操業後のPu及びMAの回収率は約99.97\%、製品への希土類FP移行量は約1.7wt\%でほぼ一定となり、このプロセスが成立することを確認した。

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開催年月日： 2010年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

J-PARC計画の第2期において建設を計画している核変換実験施設のうち、核変換物理実験施設の概要について報告する。核変換実験施設は、核変換物理実験施設(TEF-P)とADS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では、MAを装荷した炉心やADSのような新しい原子力システムに関する核特性の把握を目的とした基礎的な実験を行うことを想定している。施設には、既存の高速炉臨界実験装置FCAを参考に、陽子ビーム導入や外部中性子源,鉛冷却模擬材などを利用できるように考慮した臨界集合体を設置する。本報告は、炉物理部会企画セッション「炉物理実験施設の現状と課題、そして、今後」で、炉物理実験施設の今後の展開の一部として報告する。

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開催年月日： 2009年11月

記述言語：英語  

先進FBR燃料サイクルにおいて、Sr-Csの分離とMA核変換をそれぞれ導入する/しない場合のHLWの貯蔵施設と処分場の縮小効果をコストとともに評価した。その結果、処分場を小さくするためには、$^{241}$Am発熱のため、MA核変換が不可欠であることが示された。また、分離と核変換の導入によって、TRU処分場相当の非常に小さな処分場が実現することがわかった。その場合のコストは他の場合よりも小さく、分離工程や核変換のためのコスト増を緩和する。なお、本研究は、資源エネルギー庁の公募事業「先進的地層処分概念・性能評価技術高度化開発」において実施したものである。

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開催年月日： 2009年11月

記述言語：英語  

TARC実験は、断熱的共鳴横断(ARC)効果を利用した長寿命核分裂生成物(テクネシウム,ヨウ素)の核変換を実証するために行われた。この実験で得られた高精度のデータは、広いエネルギー範囲にわたって、中性子輸送のための良いベンチマークを提供している。本稿では、TARC実験の結果を用いたPHITSとJENDL高エネルギーファイルの検証について述べる。解析の結果、PHITSコードはMCNPXコードよりも1.15倍大きな中性子束を与えるが、両者とも実験値誤差の範囲内に入っている。また、JENDL高エネルギーファイルはLA-150よりも中低エネルギー領域で実験と良い一致を示した。

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開催年月日： 2009年9月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

加速器駆動未臨界システム(ADS)の成立性にかかわる課題の一つとして、加速器と未臨界炉の境界を成すビーム窓の成立性が挙げられる。本検討では、陽子ビームの径方向プロファイルに着目し、これまでの設計検討で採用してきたガウス分布形状から、放物線形状,フラット形状に変えた場合に、どの程度温度条件が変化し、その結果座屈に対する耐性がどの程度変化するかを検討した。陽子ビームプロファイルの変化に伴うターゲット領域の発熱分布を粒子輸送計算コードPHITSにより計算し、この発熱分布を用いて熱流動解析コードSTAR-CDにより詳細な熱流動解析を行った。熱流動解析の結果から得られたビーム窓の温度分布を使用して、有限要素法解析コードFINASにより座屈解析を行った結果、座屈に至ると見込まれる外圧(座屈圧力)は、ガウス分布の場合には4.11MPa、放物線分布の場合には4.89MPa、フラット分布の場合には4.08MPaとなった。すなわち、ビームの入射形状をこれまで採用してきたガウス分布から放物線分布に変えることで、座屈圧力を約20\%向上させることができる。

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開催年月日： 2009年9月

記述言語：英語  

国名：インド  

原子力機構では、長寿命放射性核種の核変換システムとして加速器駆動システム(ADS)の研究開発を実施している。原子力機構の提案しているADSは、熱出力800MWのタンク型鉛ビスマス冷却炉で、出力30MWの直線加速器で運転される。原子力機構で実施している研究開発分野はおもに3つの分野に分けることができる。(1)超伝導線形加速器,(2)鉛ビスマス関連技術,(3)未臨界炉の設計研究。また、J-PARC第2期計画として、核変換実験施設の建設も計画している。

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開催年月日： 2009年8月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構(JAEA)は核変換専用の未臨界炉である加速器駆動炉(ADS)の開発を行っている。その中から、MA炉心,ビーム窓,加速器停止の影響,鉛ビスマス冷却材などについての研究を紹介する。MA炉心設計については、燃焼スウィングと出力ピーキングの低減のために、多領域化と燃料濃度調整を行っている。ビーム窓については、熱流動及びバックリング解析によって、未照射状態における健全性が確認された。加速器停止の影響については、疲労破壊の見積りを通じて、加速器停止の許容回数が得られた。超音波ドップラー法による鉛ビスマス冷却材の流速測定が試みられている。

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開催年月日： 2008年12月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

加速器駆動未臨界システム(ADS)の成立性にかかわる課題の1つであるビーム窓の健全性確保について、有限要素法による構造解析を行い、成立性の高い設計概念の検討を行っている。これまでの研究では、座屈防止を目的とし、ビーム窓の形状を変えることで、成立性の高い概念の創出を目指した。しかしながら、これらの評価は非照射環境での評価であり、照射の影響を考慮していない。本検討では、核破砕ターゲット照射プログラム(STIP)で得られた最新の知見に基づき、降伏応力と照射量の定式化を行い、これをもとに照射の影響を考慮した座屈解析を行った。解析の結果、照射による材料の硬化により座屈圧力が上昇する一方で、座屈モードが変化し、非照射の場合とは異なる位置・形状で座屈する可能性があることがわかった。

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開催年月日： 2008年10月

記述言語：英語  

国名：日本国  

リサイクルされたアクチノイドや放射性廃棄物のマネージメントは原子力による持続的なエネルギー供給の重要な課題である。この課題解決について、分離変換技術の有効性が最近のJAEAでの研究から明らかになってきている。マイナーアクチノイドの専焼サイクルを既存の発電サイクルに導入することにより、最終処分場の処分量を増やすと同時に原子力発電コストの合理化を達成できる。加速器駆動システムを用いた廃棄物処分シナリオ,J-PARC核変換実験施設の建設計画とともに、アジアADSネットワークの活動について報告する。

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開催年月日： 2008年3月

記述言語：日本語  

開催地：吹田   国名：日本国  

本研究では、加速器駆動核変換システム(ADS)用加速器の許容ビーム停止頻度を評価するため、ビームトリップ時に熱負荷が生じる被覆管について許容ビーム停止頻度を評価した。まず初めに、定常状態における被覆管の健全性を評価するために、出力分布を平坦化した炉心において、最も熱負荷が大きい最内側の燃料ピン(線出力34.3kW/m)について熱応力解析を実施し、累積クリープ損傷係数(CDF),ピン内圧,被覆管応力が制限目安を満足していることを確認した。次に、ビームトリップ時間を10秒に設定した場合の被覆管の温度及び応力の変化を計算した。その結果、ビームトリップ時のミーゼス相当歪み範囲の最大値は$4.3\times10^{-4}$となった。この値は被覆管の設計寿命を2年間とした場合、年間50,000回の許容ビーム停止頻度に相当する。すなわち、被覆管はビーム窓と同程度の許容ビーム停止頻度を有していることがわかった。

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開催年月日： 2008年2月

記述言語：英語  

国名：日本国  

アメリシウム(Am)とキュリウム(Cm)を効率的に核変換する加速器駆動システムを提案する。使用済燃料から分離されたAmとCmは塩化物溶融塩に転換する。液体の燃料を使用することにより、AmとCmの持つ高い放射線と化学的な不安定性を考慮する必要がない。さらに、燃料集合体の解体・再組み立ての手続きも不要となる。システムは10MW級のサイクロトロンとタングステン製核破砕ターゲット及び未臨界炉心から構成される。溶融塩燃料は乾式再処理により核分裂生成物の除去とAm及びCmの濃度調整を行う。エネルギーバランスと未臨界度はシステムの全寿命中の電力を自給可能なように考慮して設計を行った。

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開催年月日： 2007年9月

記述言語：英語  

分離変換技術(P\&T)の地層処分に対する効果を明らかにするために、加速器駆動炉の使用済み燃料のための乾式処理施設を含む分離変換施設からの、放射性廃棄物の発生と処分を検討した。これらP\&T廃棄物を発熱量に応じて分類し、それぞれのグループに対して、現在提案されているガラス固化体のための幾つかの地層処分概念に基づいて、地層処分における定置方法を設定した。そして、処分場の規模を坑道長,定置面積及び掘削量で評価した。P\&T技術によって、すべての処分概念に基づく処分場規模は縮小された。

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開催年月日： 2007年3月

記述言語：日本語  

開催地：名古屋   国名：日本国  

階層型分離変換技術の導入によって、高レベル廃棄物(HLW)から発熱性の核種,白金族、及びアクチノイド核種が取り除かれ、残ったHLWは従来技術であるガラス固化を適用可能である。このガラス固化体の発熱は従来HLWガラス固化体に比べて大きく低減されていることから、現在のTRU廃棄物と同様に大坑道に集積定置して地層処分する可能性を検討した。

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開催年月日： 2007年3月

記述言語：日本語  

開催地：名古屋   国名：日本国  

ADSで使用されるビーム窓は、未臨界炉と陽子ビーム導入管の境界を成すため、非常に厳しい環境下での使用が想定されている。本研究では、腐食及び照射の影響を考慮しても十分に成立しうるビーム窓概念を提案するための予備検討として、現在の設計条件におけるビーム窓厚さの成立範囲を検討した。評価では「発電用原子力設備規格設計・建設規格」に基づき、クラス1機器としての成立性確保を目標とした。評価には、ビーム窓を中空の半球と見なした簡易モデルを使用した。検討の結果、ビーム窓厚さを2.0mm以上にすると挫屈に対する成立性は確保できるが、ビーム窓内の発熱が増加するため、材料の適用温度を考慮すると3.1mm以下にする必要があることがわかった。今回の挫屈評価は熱応力を考慮していないため、今後この点を考慮した詳細な挫屈解析が必要である。

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開催年月日： 2006年10月

記述言語：英語  

800MW加速器駆動炉概念のビーム窓照射損傷を評価した。1.5GeVまでの陽子と中性子の輸送をPHITSコード及びTWODANTコードで計算した。PHITSコードはモンテカルロ輸送コード、TWODANTは決定論的2次元輸送コードである。ビーム窓は加速器駆動炉の中心で20MWの陽子と速中性子によって300炉内実効滞在日にわたって照射される。現実的な陽子ビーム形状を仮定し、はじき出し、水素・ヘリウム元素の生成及び中性子・陽子場を評価した。

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開催年月日： 2006年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌   国名：日本国  

分離変換技術を核燃料サイクルに導入することによる、従来の高レベル放射性廃棄物処分の概念高度化に関する検討状況を示す。分離技術を導入することにより、廃棄体の発生量及び定置面積が減少し、また、Sr-Csを含む焼成体の低い浸出率により、$^{135}$Csからの公衆被ばくを一桁低減できる。また、MAの核変換により、長期の潜在的毒性を低減するとともに、Puリサイクルが本格化した場合には、定置面積を低減することができる。

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開催年月日： 2006年3月

記述言語：日本語  

開催地：大洗   国名：日本国  

階層型分離変換技術の導入で生じる高レベル廃棄物(HLW)の量及び特性を求め、その処理処分方法を検討した。従来のHLWに比べて廃棄体定置面積を1/5に、被ばく線量を1/10程度に低減できる可能性があることがわかった。

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開催年月日： 2006年3月

記述言語：日本語  

開催地：大洗   国名：日本国  

アクチニド改質システムではMAを燃料とするため、制御性及び安全性の観点から、加速器駆動未臨界システム(ADS)を使用する。このADSは、群分離プロセスと直結し、オンラインで燃料調整を行う点、また既存の技術的知見及びこれまでの研究成果から外挿可能な技術を多く活用することで、実現性を展望可能とする特徴を持っている。この液体燃料ADS概念の成立性を確認するため、核設計を行った。

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開催年月日： 2006年3月

記述言語：日本語  

開催地：大洗   国名：日本国  

マイナーアクチニドとして使用済み燃料の再処理工程から排出されるアメリシウム及びキュリウムは、長期的な放射性毒性や発熱を有するうえ、化学的特性から燃料に加工した際の取扱が難しい。そこで、これらの元素を核反応を用いてプルトニウムなどの燃料として素性の良い元素に「改質」するアクチニド改質システム概念を提案する。改質した元素は燃料として発電サイクルに還元し、商業発電サイクルでのアクチニド燃焼をサポートすることで、最終処分における負荷とリスクを軽減できる。液体燃料を使用し、原子力機構で検討している4群群分離システムと直結することで、固体燃料の使用に伴う廃棄物を増やすことなく効率よく改質することが可能である。

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