加速器駆動核変換システム(ADS)に関する研究開発の現状と将来計画
日本原子力研究開発機構
原子力基礎工学研究センター
分離変換技術開発ディビジョン
辻本 和文

高エネルギー加速器科学研究奨励会第7回特別講演会 平成29年10月12日

講演内容
 分離変換 (P&T : Partitioning and Transmutation) 技術 どんな技術で、何を目指しているか？
 核変換をどのように実現するか
 加速器を使った核変換技術：加速器駆動システム(ADS :Accelerator-Driven System) ADSを中心とした階層型燃料サイクル
 分離変換技術の実現に向けた研究開発
 ADS関連研究開発
 将来計画（核変換実験施設）
 まとめ
2

分離変換技術とは :原子力のエネルギー利用に伴う課題
 安全対策の向上
 今後も原子力発電を利用していくために、必要不可欠な課題。

 高レベル放射性廃棄物の処理・処分
 高レベル放射性廃棄物を地下深くの安定した岩盤に埋設する地層処分が最も有望。
 地層処分実現の目途が立っている国は、フィンランドとスウェーデンのみ。
 我が国では、地層処分の方針は決まっているが、具体的な候補地は決まっていない。
※ 高レベル放射性廃棄物：使用済燃料、または使用済燃料を再処理した後の高レベル廃液を固化したガラス固化体

3分離変換技術とは :我が国の高レベル放射性廃棄物の処分

出典：原子力発電環境整備機構「放射性廃棄物の地層処分に向けた取組み」

4分離変換技術とは :原子炉燃料の燃焼による組成の変化 (PWR)
新燃料 1tU(PWR 4.5%濃縮ウラン)

ウラン235ウラン235(45kg)(45kg)

燃焼度 45GWD/tU
比出力 38MW/tU

使用済み燃料 1tU(取り出し後4年冷却)

10

そのまま

10

ウラン235

6

中性子捕獲

6

ウラン236

核分裂生成物：FP

核分裂

29

29

核分裂生成物(46kg)

プルトニウム
中性子捕獲
29

17
10

核分裂
そのまま

17
10
1

プルトニウム他のTRU核種
マイナーアクチノイド
0.2

ウラン234

ウラン238ウラン238(955kg)(955kg)926

そのまま

使用済み軽水炉燃料
再処理時の廃棄対象

926

ウラン23892

93

U

Np Pu Am Cm

ORIGEN-2 Ver.2.1の計算結果。
棒グラフ中の数字の単位はkg。
（四捨五入の関係で合計があわない場合がある）

94

95

96

マイナーアクチノイド：MA・ネプツニウム :Np・アメリシウム:Am・キュリウム:Cm
5放射性廃棄物の分離変換の概要
放射性毒性・発熱量：高
半減期：長
分離しない場合（現在の方法）

ガラス固化体発熱量：高放射能量と発熱量を減らせば、時間的・空間的な管理の負担を⼤幅にスリム化できる！

発熱量割合（%）

Sr-Cs群60 — 放射性毒性：高マイナーアクチノイド(MA)：Np, Am, Cm

半減期：長

40 —
20 —

燃えるゴミ

Tc-白金
族群

MA群

その他の
元素群

円の大きさ=放射能比
ガラス固化に悪影響

再処理直後

1000年後※崩壊に伴い発熱
量、質量も減少。

｜

｜

｜

｜

｜

｜

10

20

30
40
質量割合（%）

5060

有効
安定化・固化利用
MA群の放射能はなかなか
熱・線源として利用減らず、1000年後の放射能の約99%をMA群が占めるの約
資源ゴミ

高密度ガラス固化体として地層処分
燃えないゴミ6分離変換技術とは :Partitioning and Transmutation (P&T)
使用済燃料

再処理

U、Pu

高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）として地層処分
HLW：高レベル放射性廃液
従来技術

FP、MA

MA（Np、Am、Cm）
群分離
MA：マイナーアクチノイドFP：核分裂生成物

エネルギー資源として有効利用

分離変換技術の適用例
核変換による短寿命化

白金族（Ru、Rh、Pd等）

利用

発熱性元素（Sr、Cs）

焼成体として冷却（又は利用）後に地層処分

その他の元素分離変換技術高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種を、その半減期や利用目的に応じて分離する（分離技術）とともに、長寿命
核種を短寿命核種あるいは非放射性核種に変換する（核変換技術）ための技術
放射性廃棄物の減容化・有害度低減

高含有ガラス固化体として地層処分
目標
・長期リスクの低減：
廃棄物の潜在的有害度の総量を大幅に低減
・処分場の実効処分容量の増大：
発熱の大きい核種を除去してｺﾝﾊﾟｸﾄに処分
・放射性廃棄物の一部資源化：
希少元素の利用（白金族など）

7分離変換技術とは :分離変換導入による潜在的毒性低減効果
放射能10

潜在的経口摂取毒性1710

使用済み燃料放射能
高レベル廃棄物放射能
分離変換導入時放射能10 16

経口摂取に係る放射性毒性(ALI)

10 9

10 14

放射能(Bq)

使用済み燃料毒性
高レベル廃棄物毒性
分離変換導入時毒性
天然ウラン毒性（9t、娘核種を含む）

10 10

10 15

10 13

10 12

10 11

10 10

10 9
10 1

11

10 8

10 7

10 6

10 5

10 4

10

2

10

3

10

4

経過年

10

5

10

6

10

7

10 3
10 1

10 2

10 3

10 4

10 5

10 6

10 7

経過年

99.5%のMAを核変換すれば、原料とした天然ウランのレベルまで毒性が減衰するのに要する時間を １万年 → 数百年 に短縮
8分離変換技術とは :分離変換技術の導入による処分概念の合理化
45GWd/tの使用済み燃料32,000tHMで規格化

従来の地層処分

分離変換導入MA核変換は超長期の潜在的有害度削減と長期発熱核種（Am-241）の除去に有効

さらに長期貯蔵

Sr-Cs焼成体：5,100本(冷却320年、面積：0.005km2)

TRU廃棄物(0.13km2)

HLWガラス固化体：4万本(冷却：50年、面積：1.8km2)

MAの核変換とSr-Csの100～130年後の分別廃棄で、処分場面積を約1/4に
Sr-Cs焼成体：5,100本(冷却：130年、面積：0.23km2)
高含有ガラス固化体：8,300本(冷却：5年、面積：0.18km2)

Sr-Csに300年程度の長期貯蔵を適用する
ことで、全てTRU廃棄物相当の廃棄体とでき、処分場面積を約1/100に高含有ガラス固化体：8,300本(冷却：45年、面積：0.01km2)9分離変換技術とは :分離変換技術の役割として期待されるもの
高レベル放射性廃棄物(HLW)の処理・処分に対して、分離変換技術を導入することで期待されること：
 潜在的毒性の低減
 将来世代の被ばく線量の低減

超長期間にわたる
リスクの低減 HLWの減容 地層処分場のHLW定置面積の低減

地層処分場の利用期間の延長 希少金属（白金族元素等）の回収

10

講演内容
 分離変換 (P&T : Partitioning and Transmutation) 技術 どんな技術で、何を目指しているか？
 核変換をどのように実現するか
 加速器を使った核変換技術：加速器駆動システム(ADS :Accelerator-Driven System) ADSを中心とした階層型燃料サイクル
 分離変換技術の実現に向けた研究開発
 ADS関連研究開発
 将来計画（核変換実験施設）
 まとめ
11

MAの核変換をどのように実現するか :MAの反応断面積
代表的なMAである、Np-237とAm-241の核反応断面積
軽水炉のエネルギー領域では、ほとんど核分裂しない
高速炉のエネルギー領域では、核分裂しやすくなる。
MAの核変換には、高速中性子による核分裂の連鎖反応の利用が有利。

散乱反応

捕獲反応

核分裂反応

軽水炉のエネルギー領域

散乱反応

捕獲反応

核分裂反応

高速炉のエネルギー領域

12

MAの核変換をどのように実現するか :MAを入れることによる炉心特性の変化
核反応断面積の特徴
中性子エネルギー数百keV以下：
中性子捕獲断面積： U-238の数倍

U-238、Np-237、Am-241の反応断面積の比較
中性子捕獲

中性子エネルギー1MeV以上：
核分裂断面積： Pu-239と同程度

Am-241
Np-237U-238

高いエネルギーの中性子が核分裂しやすく
低いエネルギーの中性子が吸収されやすく

Am-241
Np-237

U-238

核分裂

炉特性への影響冷却材ボイド効果（正の効果）が大きく
ドップラー効果（負の効果）が小さく

FBRやADSにおける主な中性子のエネルギー範囲

MAの遅発中性子割合は小さい
核種
遅発中性子割合

U-238 Np-237 Pu-239 Am-241 Am-243 Cm-244
1.8%

0.44%

0.21%

0.15%

0.25%

0.13%

炉特性への影響遅発中性子割合が小さく
13

MAの核変換をどのように実現するか :核変換システムを実現するには ?
 MAを効率良く核変換するためには、MAをたくさん集めて高速中性子によるMAの核分裂反応を用いるのが望ましい。
 上記の観点から言えば、MAを大量に装荷した高速炉(FR)がMA核変換システムとして最も望ましい。しかし、そのような臨界状態の高速炉を安全に運転するのは容易ではない。なぜなら、
遅発中性子の割合が小さい
冷却材ボイド時の正の反応度効果が大きいドップラー効果による負の反応度効果が小さい
 従って、上記の問題点を避けるために、二つの方法が提案されている
MAの割合を少なくする → FRへのMA均質装荷 (5%以下)
体系を未臨界にする → 加速器駆動炉 (ADS)14

MAの核変換をどのように実現するか :２つの核変換システム概念
高速炉サイクル利用型

発電用高速炉燃料サイクル
FR

FR

・発電炉を用いた分離変換技術。
・次世代再処理ﾌﾟﾗﾝﾄでウランやプルトニウム
と共にマイナーアクチノイドもリサイクル。
・核変換には発電炉（高速炉）を用いる。

再処理ﾌﾟﾗﾝﾄ

燃料製造ﾌﾟﾗﾝﾄ
FRｳﾗﾝ,ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ, MA, 一部の長寿命FP
FP
MA：核分裂生成物：ﾏｲﾅｰｱｸﾁﾉｲﾄﾞ

高レベル廃棄物（一部を除くFP）

最終処分場

商用発電炉燃料サイクル

専用サイクル型（階層型）

燃料製造ﾌﾟﾗﾝﾄ 電気出力100万kW
発電炉10基ヨウ素-129
再処理ﾌﾟﾗﾝﾄ
分離ﾌﾟﾛｾｽ
高ﾚﾍﾞﾙ廃棄物（MA、FP）

一部の長寿命FP

熱出力82万kW：１基

一部を除くFP：核分裂生成物：ﾏｲﾅｰｱｸﾁﾉｲﾄﾞ

核変換システムMA

燃料製造

ｳﾗﾝ、ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ

FP
MA

核変換サイクル

最終処分場

MA、一部の長寿命FP

分離

・発電用サイクルに分離プロセスと核変換サイクルを付設。
・核変換には専用システム（加速器駆動炉：ADS）を用いる。
・コンパクトな核変換サイクルにマ
イナーアクチノイドを閉じ込める。

一部を除くFP15

MAの核変換をどのように実現するか :加速器駆動システム (ADS)ADS : Accelerater-Driven System
陽子ビーム

陽子加速器

Max.30MW

100MW
加速器へ給電

800MW
核分裂エネルギー

170MW
電力網へ売電

核破砕ターゲット（鉛ビスマス）

発電 270MW
ADSによる核変換の原理
未臨界状態での核分裂の連鎖反応を利用
核分裂中性子MA燃料・鉛ビスマス
冷却未臨界炉心

陽子
核破砕ターゲット

MA：マイナーアクチノイド

高速中性子

ADSの特徴：短寿命の核種MA核種

陽子と重い元素（鉛ビスマス）の核破砕反応で大量の高速中性子を生成。

・加速器を止めれば連鎖反応は停止→ 核反応の暴走の心配が無い。
・MA濃度の高い燃料が使用可能→ 1基で軽水炉10基分のMAを核変換。
16

MAの核変換をどのように実現するか :JAEAで検討しているADSの概略仕様• 陽子ビーム : 1.5GeV• 核破砕ターゲット : 鉛ビスマス• 炉心冷却材 : 鉛ビスマス• 最大 keff = 0.97
• 熱出力 : 800MWt• 燃料組成 :(MA +Pu)窒化物 + ZrN
初期組成:
領域-1: Pu/HM=30.0%
領域-2: Pu/HM=48.5%• 核変換量 :250kgMA / 年 (典型的な軽水炉10基分の年間生成量に相当）• 燃料交換；600EFPD, 1 バッチ
鉛ビスマスは比較的低融点(約130℃）で化学的に不活性。

17

講演内容
 分離変換 (P&T : Partitioning and Transmutation) 技術 どんな技術で、何を目指しているか？
 核変換をどのように実現するか
 加速器を使った核変換技術：加速器駆動システム(ADS :Accelerator-Driven System) ADSを中心とした階層型燃料サイクル
 分離変換技術の実現に向けた研究開発
 ADS関連研究開発
 将来計画（核変換実験施設）
 まとめ
18

分離変換技術の実現に向けた研究開発 :加速器駆動システム(ADS)の研究開発「加速器駆動システム(ADS)」の研究開発を実施中
ADS開発上の主な課題
必要な陽子の数を稼ぐのが難しく（現状では陽子ビーム強度が足りない）、多くのエネルギーが必要
液体鉛ビスマスを安全に取り扱うための技術の開発
加速器と結合した実証試験
課題解決に向けた主な研究開発項目
大強度で、信頼性・エネルギー効率の高い加速器の開発
大強度の陽子ビームを受け止めて、安全に運転可能な液体鉛ビ
スマス取扱技術の開発
加速器と未臨界炉心を結合したシステム実証試験
19分離変換技術の実現に向けた研究開発 :ビームトリップ事象のADSへの影響評価
 ビームトリップ時の主要機器に対する熱負荷から許容ビームトリップ頻度を評価し、J-PARCリニアックの運転データに基づいて推定したADS用加速器のビーム停止
頻度と比較。
 10秒以上のビームとリップについては、現状の1/3～1/10までビームトリップ頻度を低減する必要がある。
ADS用加速器の開発方針
1. トリップ時間の短縮
2. トリップ頻度の低減
3. ビームトリップ許容値の向上
ビームトリップ
時間

許容ビーム
トリップ頻度

0 秒 < T < 10 秒

2×104
> 5×105
2×104

備 考
ﾋﾞｰﾑ窓からの制限
燃料被覆管からの制限
内筒からの制限20,000 回/年

10 秒 < T < 5 分

2×104> 5×105
2×103> 2.5×104

ﾋﾞｰﾑ窓からの制限
燃料被覆管からの制限
内筒からの制限原子炉容器からの制限

2,000 回/年
T >5分

42 回/年

プラント稼働率からの制限（> 70 %）

20

分離変換技術の実現に向けた研究開発 :ADS用の大強度陽子加速器の開発
信頼性の高い加速器開発
J-PARCの陽子リニアック (400MeV, 25Hz)の運転経験の蓄積。
エネルギー効率の高い加速器開発
超伝導加速器用の機器(クライオモジュール）を試作。試作した機器の試験結果を基にADS用の超電導リニアックの概念設計を実施。

J-PARCの400MeVリニアック

試作クライオモジュール21

分離変換技術の実現に向けた研究開発 :加速器を並列化したADS概念検討
 現状の技術水準から評価し、50%出力の加速器2台による完全並列化概念を検討。
 並列化ラインのビーム窓導入までの電磁石配置を設定するとともに、ビームトリップ
頻度および許容ビームトリップ頻度（主要機器構造健全性検討）の評価を実施。

ビームライン並列化概念と並列化によるビームトリップ頻度推定評価値22分離変換技術の実現に向けた研究開発 :LBE取扱技術の開発のための実験装置
液体金属流動試験装置

OLLOCHI
材料挙動試験装置

液体金属中の酸素濃度制御装置

IMMORTAL
ターゲット機能試験装置
遠隔操作試験用
マニピュレータ

液体金属の予熱用ヒーター

機器開発用
テストベンチ

主な試験装置OLLOCHI：液体鉛ビスマスループ中での材料挙動試験
IMMORTAL：ADSターゲット試験施設(TEF-T)用の総合機能試験装置

23

分離変換技術の実現に向けた研究開発 :LBE液体鉛ビスマス(LBE)取扱い技術の開発
 酸素センサー校正装置– 液体鉛ビスマス中での鋼材腐食の防止に必須の酸素濃度制御用の酸素センサーの開発。

 材料腐食試験ループ：OLLOCHI (Oxygen-controlled
Lbe LOop for Corrosion tests in HIgh temperature)– 酸素濃度制御下での液体鉛ビスマス中における鋼材腐食試験用鉛ビスマスループ。
 TEF-Tモックアップ試験ループ：IMMORTAL(Integrated Multi-functional MOckup for TEF-T Real-scale
TArget Loop)– ADSターゲット試験施設(TEF-T)用の総合機能試験用の鉛ビスマスループ。
24分離変換技術の実現に向けた研究開発 :ビーム窓候補材陽子照射試験：MEGAPIEMEGAPIE国際共同実験

ﾀｰｹﾞｯﾄ本体

実験の概要とこれまでの成果：
ｽｲｽ・ﾎﾟｰﾙｼｪﾗｰ研究所（PSI）の加速器中性子源施設
SINQを利用し、世界初のメガワット級液体鉛ビスマス
核破砕ターゲットの成立性を実証ｽｲｽ、ﾌﾗﾝｽ、ﾄﾞｲﾂ、ﾍﾞﾙｷﾞｰ、ｲﾀﾘｱ、日、米、韓が参加
2006年8月17日に700kW（1.2mA×580MeV）の入射に成功
その後、供用を開始し、最高1.35ｍAで、 12月21日まで運転
照射後の材料試験を実施中

照射試験後のビーム窓部

ビーム窓部の試験片切り出しと分配案

放電加工による
試験片切り出し（モックアップ試験）

25分離変換技術の実現に向けた研究開発 :未臨界体系の原子炉物理実験
 京都大学原子炉実験所の臨界集合体KUCA (Kyoto
University Critical assembly)を用いた炉物理実験を実施。

KUCA Core

FFAG Accelerator

Ion Source

Proton Beam

TargetSubcritical
ReactorKUCA

FFAG Acc.

Magnets26

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :大強度陽子加速器プロジェクト J-PARC
ハドロン実験施設

物質・生命実験施設

50 GeVシンクロトロン

ニュートリノスーパー
カミオカンデへ

3 GeV シンクロトロン

核変換実験施設の
建設候補地
LINAC

27

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :J-PARCにおける核変換実験施設（検討中）
LBE核破砕ターゲットの工学的課題解決
ADS構造材の照射データベースの構築

二次粒子の多目的利用• 陽子ビーム強度： 400MeV-250kW• LBE運転温度： 500℃max• LBE中酸素濃度を制御し、腐食抑制• PIE試料作製のためのセルを設置

ADS・MA装荷炉の核特性の解明• 陽子ビーム強度： 400MeV-10W• 水平２分割型臨界集合体を設置• MA含有燃料を用いた炉物理実験を実施

28

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :J-PARCにおける核変換実験施設（検討中）
⽬的： 低出⼒で未臨界炉⼼の物理的特性の探索とADSの運転制御経験を蓄積
施設区分 ： 原⼦炉（臨界実験施設）
陽⼦ビーム： 400MeV-10W
熱出⼒ ： 500W以下

臨界集合体

レーザー光源⽬的： ⼤強度陽⼦ビームでの核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発
施設区分 ： 放射線発⽣装置
陽⼦ビーム： 400MeV-250kW
ターゲット： 鉛･ビスマス合⾦

多⽬的照射エリア

10W

核破砕ターゲット

陽⼦ビーム

29

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :ADSターゲット試験施設 (TEF-T)（検討中） 陽子ビームと高速中性子による材料（ ADSのビーム窓候補材等）照射施設
 鉛ビスマス核破砕ターゲットの条件（温度、流速等）を変え、ADS実用化の際に必要なデータベースを構築
真空ベッセル

遠隔交換位置

液位計
膨張タンク

ターゲット

熱交換器
フィルタ
電磁ポンプ
フリーズ弁
ドレンタンク
遮へい体台車搭載ターゲット概念
30

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :TEF-T用モックアップ試験ループ：IMMORTAL

加圧水型熱交換器

駆動配管

筐体＋コイルターゲット試験体パッケージヒータ

電磁ポンプ(120ℓ/分max)31

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :核変換物理実験施設 (TEF-P)（検討中） 既存の高速炉臨界実験装置（FCA）に準拠した設計
 核変換に係わる炉物理・核データの研究を実施（ADSとFBRの双方に貢献）
 中心5×5格子管を交換可能とし、ピン燃料装荷実
験や高発熱試料（MAやFP）を用いた実験に供することのできるようにする。（但し、遮蔽、冷却、遠隔操作が必要）「陽子導入未臨界運転」でのADS模擬実験
柔軟に対応可能MA燃料ピン用の燃料装填試験装置「臨界運転」でのMA装荷体系模擬実験
32

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :TEF-P用要素技術開発：微少陽子ビーム取出技術
 TEF-Pに未臨界炉駆動用微小ビームを供給
 陽子ビームを利用した実証試験を実施• LINACのクライストロン準備室において、RFQから出射されるH－ビーム（3MeV）を用いた荷電変換試験を実施。
• 取出されたH+ビームの強度は、TEF-Tのビーム
条件（ピーク電流50mA、25Hz）に換算して約8Wとなり、概ねTEF-Pの要求出力（最大10W）を満足した。

試験装置
HH+

H0
YAG
レーザー

原理

33

分離変換技術の実現に向けた研究開発（将来計画） :ADSによる核変換技術の実用化に向けた道筋
MA燃料の無いADSの技術（Pb-Bi炉心、加速器、運転経験）

出力規模

実験炉級ADS＝MYRRHA~2.4MW-beam, 50~100MWth

実用ADSプラント

・ADS技術の実証と燃料照射

30MW-beam, 800MWth
・LWR10基分のMA核変換

ビーム窓材料の高度化

MA燃料の炉物理とターゲット材料開発

J-PARC核変換実験施設
200kW-beam
・Pb-Biターゲット技術
・核変換の炉物理

ループ実験などの基礎試験
2010
2020

•2030年代に実用規模へ展開できる知見・経験を得ることを目標•J-PARCとMYRRHAが連携し、世界における核変換技術の開発・実証・高度化を
先導

2030

2050

年

34

R&D Activities in Belgium :Motivation of MYRRHA
 MYRRHA – An Accelerator Driven System Demonstrate the ADS concept at pre-industrial scale Can operate in critical and sub-critical modes Demonstrate transmutation
 Fast neutron source  multipurpose and flexible
irradiation facility

Accelerator
particles

protons

beam energy

600 MeVbeam current

2.4 to 4 mA

Targetmain reaction

spallation

output2·1017 n/smaterial

LBE (coolant)

Reactorpower

65 to 100 MWth

keff

0,95

spectrumfast

coolant

LBE

G.Eynde, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 201635

R&D Activities in Belgium :Facilities for MYRRHA Program LiLiPuTTeR-II HELIOS 3

LBE conditionning Heavy Liquid Metal Lab
 MEXICO CRAFT

Materials

 LIMETS 3
 RHAPTERMEXICO

CRAFT

Component testing &TH COMPLOT ESCAPE
 US lab

COMPLOTESCAPE

Instrumentation

Green: operational, Black: commissioning

Updated from G.Eynde, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 201636

R&D Activities in China :China Lead-based Reactor Development Plan
China has launched the ADS engineering construction project in 2011.

Y. Bai, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 201637

R&D Activities in China :Configuration of C-ADS

Y. Bai, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 2016

38

R&D Activities in China :25MeV LINAC Commissioning in China

Y. Bai, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 2016

39

R&D Activities in China :Granular Spallation Target Development

Y. Bai, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 201640

R&D Activities in Ukraine :Ukraine Neutron Source Facility (1/2)
 The facility consists of an accelerator driven subcritical system utilizing low
enriched uranium oxide fuel with water coolant, an electron accelerator to
generate the neutron source driving the subcritical assembly and the target
which has tungsten or natural uranium plates cooled with water.

1 - klystron gallery, 2 – Accelerator tunnel, 3 - Electron gun power,
4 - Electron gun, 5 - First accelerating section, 6 - Energy filter,
7 - Accelerating section, 8 - Klystron amplifier, 9 – Waveguide,
10 - Quadruple triplet magnet, 11 – Electron Transportation channel, 12 –Subcritical Assembly tank

Updated from Y. Gohar, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 201641

R&D Activities in Ukraine :Ukraine Neutron Source Facility (1/2)

Top shield and bending magnet

Core configuration with thetarget assembly

Effective neutron multiplication factor, average neutron flux and energy deposition
values using 100 kW/100 MeV electron beam
Flux along
the target(n/cm2·s)

Target# of FAs

k-eff

Flux along
the core(n/cm2·s)W

42*0.97855±0.00012

1.162e+13±0.36 %

1.353e+13±0.33 %

U

37

0.97547±0.00012

1.965+13±0.26 %

2.470e+13±0.25 %

EnergyEnergyEnergyTotal
Deposited in Deposited Deposited in Energy
the target
in the core the reflector deposition
(KW)
(KW)
(KW)
(KW)
84.19
134.778.10
227.06±0.01 %
±0.35 %
±0.22 %
88.42
±0.01 %

196.89±0.35 %

11.57
±0.19 %

296.89Updated from Y. Gohar, TCADS-3, Mito, Japan, Sep. 6-8, 2016

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まとめ
 原子力機構は、分離変換技術の研究開発を実施
分離変換技術は、放射性廃棄物の減容・有害度低減に
より地層処分の負担軽減を目指した技術。
加速器駆動システム(ADS)は、核変換システムの候補概念のひとつ。
 加速器駆動システム(ADS)を中心とした階層型分離変換システムに関する研究開発の状況
ADSやMA核変換サイクル（MA分離、MA燃料製造・再処理）に関する様々な研究開発を実施中。
ADSの技術レベルを上げるための次のステップとして、
新たな実験施設（核変換実験施設(TEF)）を検討中。
国際協力等を活用して研究開発を実施。
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