Achievements and status of the STRAD project for radioactive liquid waste management

荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/05

https://doi.org/10.15669/pnst.7.168

STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。

Competition between mass-symmetric and asymmetric fission modes in Md produced in the He + Es reaction

西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; 牧井 宏之; Orlandi, R.; Kean, K. R.*; 塚田 和明; 豊嶋 厚史*; 浅井 雅人; 佐藤 哲也; Chiera, N. M.*; et al.

Physical Review C, 111(4), p.044609_1 - 044609_12, 2025/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.111.044609

In spontaneous fission (SF) it is found that the mass-asymmetric fission of well-known actinides suddenly changes to the symmetric fission when nucleus has a mass number larger than 257. We have measured for the first time fission-fragment mass and total-kinetic-energy (TKE) distributions of the excited compound nucleus Md, populated in the reaction He+Es, using the rare isotope Es with a short half-life, =276 days. The fission of Md can be interpreted as involving 3 fission modes: an mass-asymmetric mode and two modes of mass-asymmetric fissions, the latter two are manifested by different TKE values. Predominantly symmetric fission was obtained at the excitation energy of 15.0 MeV. By increasing the energy to 18.0 MeV, the asymmetric fission mode dominates. Both such a strong change of fission modes within a small increase of excitation energy and the enhancement of asymmetric split are new phenomena in fission.

令和5年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

國分 祐司; 細見 健二; 瀬谷 夏美; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 長谷川 涼; 久保田 智大; 平尾 萌; 飯澤 将伍; et al.

JAEA-Review 2024-053, 116 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-053.pdf:3.26MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和5年4月1日から令和6年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果を取りまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

ガンマ線照射した歯エナメル質の電子スピン共鳴スペクトルの多成分解析法の改良

山下 琢磨*; 岩見 聡音*; 光安 優典*; 小野 健太*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 木野 康志*; 関根 勉*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; et al.

KEK Proceedings 2024-6, p.85 - 90, 2024/12

東京電力・福島第一原子力発電所事故による生物への放射線影響を明らかにするためには、各個体の正確な被ばく線量推定が重要であり、我々は被ばくによって歯中に生成される炭酸ラジカルを測定することで線量推定を行っている。ESR測定で得たスペクトルから炭酸ラジカル由来の成分だけを抽出するため、乱数最適化を用いた多成分解析プログラムを整備した。

Methodology development for explosion hazard evaluation in hydrogen production system using high temperature gas-cooled reactor

守田 圭介; 青木 健; 清水 厚志; 佐藤 博之

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 6 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135407

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to use nuclear heat to wide range of industrial applications such as hydrogen production, which is capable of high temperature heat supply with inherent safe characteristics. JAEA started a High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to develop coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, carbon-free hydrogen production. One of the key technologies is a safety evaluation method which can simulate an impact of explosion hazards induced in the hydrogen production plant on reactor facility because HTGR hydrogen production system contains large amount of combustible gases such as hydrogen. A computational fluid dynamics code FLACS has been sufficiently validated for dispersion and explosion of combustible gases such as hydrogen and methane worldwide, however, only few attempts have been made for validation of analysis in closed area with small space. A leak of combustible gases to the piping in HTGR hydrogen production system may occur in case of abnormal condition in hydrogen production plant and therefore an explosion in the piping must be considered. This paper describes the validation of FLACS by analyzing explosion experiments in straight piping and complex piping aiming to establish a safety evaluation method for analyzing explosions of combustible gases in piping.

放射線挙動解析コードPHITSの生命科学分野への応用

松谷 悠佑; 甲斐 健師; 佐藤 達彦

しょうとつ, 21(3), p.R008_1 - R008_8, 2024/11

https://doi.org/10.50847/collision.21.R008

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、放射線の挙動をコンピュータで模擬するモンテカルロコードであり、2018年以降、生体の主成分である水中において個々の原子との反応を模擬できる飛跡構造解析モードが開発された。この開発により、DNAスケールにおける高空間分解能な放射線の飛跡構造解析が可能となった。一方、飛跡構造解析モードで計算される原子衝突の空間情報を活用し、様々なタイプのDNA損傷数を効率的かつ高精度に推定する解析コードの開発にも成功している。本稿では、最新版PHITSに搭載されている飛跡構造解析モード及びDNA損傷推定手法について概説し、PHITSの生命科学分野への応用例を紹介する。

Project plan of HTTR heat application test facility; Safety design and Safety analysis

青木 健; 長谷川 武史; 倉林 薫; 野本 恭信; 清水 厚志; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 11th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2024), 6 Pages, 2024/10

原子力機構はHTTR(高温工学試験研究炉)及び水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本研究は、HTTR-熱利用試験施設の安全設計及び安全解析の成果を報告する。安全設計では、期待する安全機能に基づき構築物・系統及び機器の安全重要度分類を定めた。予備安全解析では、RELAP5コードを用いた熱流動解析を行った。予備安全解析は、蒸気発生器の伝熱管破損を除くHTTR-熱利用試験で新たに想定される事象が既設のHTTRの許認可ベース事象に包絡されること、並びに、新たな許認可ベース事象の候補は安全解析の判断基準を満足することを明らかにした。

JRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体に対する放射化学分析

木名瀨 暁理; 後藤 勝則*; 青野 竜士; 今田 未来; 佐藤 義行; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2024-004, 60 Pages, 2024/07

JAEA-Data-Code-2024-004.pdf:2.05MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和4年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

Development of wide range photon detection system for muonic X-ray spectroscopy

水野 るり恵*; 新倉 潤*; 齋藤 岳志*; 松崎 禎市郎*; 櫻井 博儀*; Amato, A.*; 浅利 駿介*; Biswas, S.*; Chiu, I.-H.; Gianluca, J.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1060, p.169029_1 - 169029_14, 2024/03

https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.169029

We have developed a photon detection system for muonic X-ray spectroscopy. The detector system consists of high-purity germanium detectors with BGO Compton suppressors. The signals from the detectors are readout with a digital acquisition system. The absolute energy accuracy, energy and timing resolutions, photo-peak efficiency, the performance of the Compton suppressor, and high count rate durability are studied with standard -ray sources and in-beam experiment using Al()Si resonance reaction. The detection system was demonstrated at Paul Scherrer Institute. A calibration method for a photon detector at a muon facility using muonic X-rays of Au and Bi is proposed.