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論文

Reaction rate analyses of accelerator-driven system experiments with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; Vu, T. M.*; 山中 正朗*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; Kim, S. H.*; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.190 - 198, 2018/02

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。

報告書

平成28年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

立松 研二; 西原 哲夫

JAEA-Evaluation 2017-001, 107 Pages, 2017/09

JAEA-Evaluation-2017-001.pdf:13.46MB

日本原子力研究開発機構理事長は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、HTTRの再稼働に向けた新規制基準対応、水素製造技術開発、等についてはB評価を受けたが、全ての機器仕様の設定が完了したHTTR-熱利用試験施設の設計、当初計画を超えてSiCを含有した耐酸化燃料要素を試作してその有効性を確認した燃料要素開発、等についてはA評価を受けた。これらを勘案し、総じて期待以上の成果が得られたと評価され、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むにあたっての判断は、HTTRが再稼働を果たした後、判断材料の一つであるHTTRを用いた熱負荷変動試験等を実施後の、今後3$$sim$$4年後に実施することが妥当であると評価された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価方法について記載し、同委員会により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発 課題評価報告書」を添付したものである。

論文

Investigation for subcriticality adjustment mechanism of LBE-cooled Accelerator-Driven System

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文

NEA/NSC/R(2017)2, p.152 - 160, 2017/06

The JAEA has investigated 800-MWth Accelerator-Driven System (ADS) to transmute minor actinides. One of the most important issues for the ADS development is the design of a beam window which is a boundary of the accelerator and the sub-critical reactor. Since the past shape of the beam window is difficult to fabricate, a hemispherical shape one is considered as a new concept. To realize the hemispherical shape beam window, it is required to decrease the maximum proton beam current. For this purpose, a new concept of sub-criticality adjustment mechanism using control rod (CR) or burnable poison (BP) is investigated. The results of neutronics calculation show that the concepts with boron carbide and tantalum CRs have good property to adjust the sub-criticality. They have a possibility to maintain the proton beam current at 10 mA during the operation, which is a great benefit for the beam window design since the proton beam current becomes half of the previous design. However, it is required to consider CR drive mechanism to keep out of the beam window and related apparatus. For the concept with BP, it is observed that the maximum proton beam current is 17 mA. This value is better than the reference case. Moreover, the BP concept is achieved by just introducing BP without driver mechanism. These concepts are useful to adjust the sub-criticality and mitigate the design condition of the beam window.

論文

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04

 被引用回数:2

To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the $$alpha$$-fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the $$alpha$$-fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.

論文

Sensitivity and uncertainty analyses of lead sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Nuclear Science and Engineering, 185(3), p.460 - 472, 2017/03

 被引用回数:1

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。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに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)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

論文

Development of three-dimensional reactor analysis code system for accelerator-driven system, ADS3D and its application with subcriticality adjustment mechanism

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2018 - 2027, 2016/12

 被引用回数:1

未臨界度調整機構を伴った加速器駆動未臨界システム(ADS)炉心概念のパラメトリックサーベイを行うため、炉心解析コードシステムADS3Dを開発した。ADS3Dは、決定論に基づく3次元体系の中性子輸送計算、燃焼計算そしてADS特有の燃料交換を扱うことが可能である。開発したコードについては、モンテカルロコードMVP-BURNによる計算結果との比較を行うことで検証を行った。ADS3Dの応用として、未臨界度調整機構として制御棒を導入したADS概念の核設計を実施した。その結果、制御棒の導入により、最大陽子ビーム電流値が従来の20.5mAから11.6mAに減少することを示した。この電流値の低下は、ビーム窓の設計条件緩和に大きく寄与する。

報告書

平成27年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10

JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。

論文

Impact of PHITS spallation models on the neutronics design of an accelerator-driven system

岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 松田 規宏; 佐藤 達彦; 原田 正英; 前川 藤夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1585 - 1594, 2016/10

 被引用回数:5

The impact of different spallation models and parametrisations of nucleon-nucleus interactions in PHITS on nuclear characteristics of an accelerator-driven system (ADS) is investigated. Cut-off neutrons below 20 MeV calculated by a current default option of the spallation model (i.e., Li${`e}$ge Intranuclear Cascade (INC) model version 4.6, INCL4.6) are found to be 14% less than those by the old spallation model (it i.e. Bertini INC model). This decrease increases the proton beam current that drives the 800-MW thermal power, and impacts various ADS parameters, including material damage, nuclear heating of the proton beam window (PBW), and the inventory of spallation products. To validate these options based on the ADS neutronics design, we conduct benchmark calculations of the total and nonelastic cross sections, thick target neutron yields, and activation reaction rate distributions. The results suggest that Pearlstein-Niita systematics, which is a default option of the nucleon-nucleus interaction parametrisation, would be best option and that the Bertini INC is better suited for cut-off neutrons than INCL4.6. However, because of the difficulty in making a definite conclusion on the spallation models, we conclude that relatively large uncertainty in the cut-off neutrons, which is the difference between the two spallation models (i.e. 14%), should be considered.

論文

Validation of Pb nuclear data by Monte Carlo analyses of sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04

 被引用回数:7

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。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,2; 格子管の熱通過パラメータの評価

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 辻本 和文

JAEA-Technology 2015-052, 34 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-052.pdf:5.02MB

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。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,1; 燃料冷却試験装置

西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大林 寛生; 山口 和司; 菊地 将司*

JAEA-Technology 2015-051, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-051.pdf:3.6MB

J-PARCに建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)で用いる高線量のMA含有燃料の取扱い設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)の内、燃料冷却試験装置の製作及び試験結果についてとりまとめる。試験によりTEF-Pの設計に用いる圧力損失及び温度上昇の評価式が妥当であることが確認され、冷却概念の成立性が示された。

報告書

汎用炉心解析システムMARBLEにおけるORIGEN2コード整備

菅原 隆徳; 小玉 泰寛*; 西原 健司; 平井 康志*

JAEA-Data/Code 2015-016, 27 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-016.pdf:0.87MB

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。

論文

Current activities for research and development on accelerator-driven system in JAEA

菅原 隆徳; 西原 健司; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 佐々 敏信; 辻本 和文

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.648 - 656, 2015/09

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。

論文

Comparative study of plutonium and minor actinide transmutation scenario

西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09

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。

論文

J-PARC transmutation experimental facility programme

佐々 敏信; 武井 早憲; 斎藤 滋; 大林 寛生; 西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 山口 和司; 辻本 和文; 大井川 宏之

NEA/CSNI/R(2015)2 (Internet), p.85 - 91, 2015/06

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。

論文

Design study of accelerator-driven system for minor actinide transmutation in JAEA

辻本 和文; 西原 健司; 武井 早憲; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 佐々 敏信

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.254 - 261, 2015/06

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。

論文

Transient analysis for lead-bismuth-cooled accelerator-driven system proposed by JAEA

菅原 隆徳; 西原 健司; 辻本 和文

NEA/NSC/DOC(2015)7 (Internet), p.241 - 251, 2015/04

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。

報告書

核変換実験施設の概念検討,5; MA燃料取扱いに関する検討

菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之

JAEA-Technology 2014-044, 59 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-044.pdf:14.46MB

J-PARCにおいて建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)は、低出力の臨界集合体であるが、高い発熱・放射能を有するマイナーアクチノイド(MA)を含んだ燃料を多量に取り扱うことを想定している。本報ではTEF-Pで使用を想定しているMA燃料の貯蔵、移送、装荷の各段階に対して、取扱い概念を検討し、臨界性、線量率、冷却性を評価した。臨界安全性については、貯蔵、移送、装荷の各段階で十分に低い実効増倍率となることがわかった。線量率に関しては、線量の高い作業を抽出し、これらの作業に遠隔操作を取り入れることで、十分に作業者の被ばく量を低減できる見通しを得た。除熱性については、通常運転時には十分に低い温度に保てることが示されたが、貯蔵室及び炉心装荷時に、貯蔵室空調あるいは炉心冷却ブロアが長期間停止した場合には燃料破損の恐れがあり、それに対する対策が必要なことを明らかにした。

報告書

核変換物理実験施設を用いた炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文

JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB

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。

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