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安部 諭; Hamdani, A.; 相馬 秀; 半谷 亮介; 大森 将嗣; 大和田 明彦; 大宮 聡人*; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Design, 449, p.114787_1 - 114787_13, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi accident underscored the urgent need to understand complex thermal-hydraulic phenomena governing containment integrity and gas mixture distribution during a severe accident. In response, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) established the CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus) facility, a flagship large-scale installation capable of high-temperature, high-pressure experiments with a steam-air-helium gas mixture. This paper presents key findings from a comprehensive experimental campaign with CIGMA. The JT-SJ series demonstrated the effectiveness of external surface cooling in suppressing top head flange overheating. The CC-SP series revealed spray-induced mixing mechanisms that rapidly homogenize flammable stratifications. The CC-PL series identified condensation processes of the gas mixture that are decisive for containment cooling strategies. Finally, the CC-SJ series provided insights into inter-compartment gas transport relevant to the multi-stage explosions in Unit 3 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. These results establish a high-fidelity experimental database, offering benchmarks for CFD validation and advancing the development of robust hydrogen mitigation and accident management strategies worldwide.
藤田 奈津子; 前田 祐輔; 三宅 正恭*; 松原 章浩*; 宇野 定則*; 大前 昭臣*; 神野 智史; 南谷 史菜; 渡邊 隆広; 西尾 智博; et al.
第37回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.22 - 25, 2026/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、地質環境の長期安定性に関する研究における技術開発において、加速器質量分析装置(Accelerator Mass Spectrometer: AMS)を用いた依頼試料の年代測定を実施している。当研究所では、3台のAMSを所有しており、そのうち2台は実試料測定用、1台は炭素-14測定用超小型AMSの開発に向けた試験装置である。実試料測定用の2台のAMSはJAEA-AMS-TONO-5MV(NEC製15SDH-2、最大加速電圧5.0MV)とJAEA-AMS-TONO-300kV(HVE製4103Bo-AMS、最大加速電圧300kV)であり、2台とも、炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。発表ではそれぞれの保守管理状況について報告する。
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
上田 祐生; 小林 徹; 中村 聡志; 伴 康俊; 金田 結依; 生田目 望; Micheau, C.; 徳永 紘平; 中部 倫太郎; 金子 政志*; et al.
Langmuir, 42(1), p.1613 - 1626, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Multidisciplinary)溶媒抽出系における金属イオンの選択性を支配する構造要因の理解は、高レベル放射性廃棄物の分離変換プロセスを高度化する上で極めて重要である。本研究では、代表的なランタニドとしてランタン(La)とネオジム(Nd)を対象に、ニトリロトリアセトアミド(NTAamide)抽出剤のアルキル側鎖分岐度が抽出挙動に及ぼす影響を系統的に調査した。分子量は同一だがアルキル分岐度の異なる4種類の抽出剤(いずれもアミド鎖の1本が炭素数8)を用い、硝酸濃度に対する分配比を測定した。さらに、LaおよびNdの局所配位構造を拡張X線吸収微細構造(EXAFS)で解析し、有機相における超分子的凝集挙動を小角中性子散乱(SANS)で評価した。その結果、EXAFS解析から、LaおよびNdの内圏配位環境はアルキル分岐度の影響をほとんど受けないことが明らかとなった。一方、SANS解析からは、分岐の少ない抽出剤ほど低硝酸濃度で大きな凝集体を形成し、特にNdにおいては凝集体形成が抽出を促進し、難溶性錯体の沈殿を防いでいることが示された。これらの結果は、アルキル分岐度が超分子的凝集挙動を強く制御し、それが抽出挙動を支配していることを示している。本研究は、ランタニドおよびアクチニドの溶媒抽出において、選択性向上のための新しい設計概念として「ナノスケール構造制御」の可能性を示すものである。
花咲 徳亮*; 服部 崇幸*; 薦田 匠*; 源 拡栄*; 鳥越 秀平*; 山下 智史*; 中澤 康浩*; 中野 岳仁*; 吉見 光平*; 八島 光晴*; et al.
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 123(1), p.e2517926123_1 - e2517926123_6, 2026/01
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Multidisciplinary Sciences)In ice, it is well-known that the orientation of H
O molecules is disordered by geometrical frustration. Ice-analogous materials having a pyrochlore lattice display interesting phenomena such as the spin-ice state and the magnetic monopole. In the spinel titanate MgTiO
, the Ti ions have a quantum spin in the pyrochlore lattice. The Ti ions are displaced, accompanied by the spin-singlet formation. Since this displacement pattern follows the ice rule, the title compound is a material analogous to ice. When a small quantity of Ti ions are replaced with Mg ions, the ice-type structural fluctuation exists. In this structural ice-type state, the spins are also fluctuating at a nanosecond scale down to 0.3K. We ascribed this phenomenon to the gapless frustrated random-singlet state, in which the spin-singlet pairs are resonating, and the orphan spins are hopping.
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Technology, 9 Pages, 2026/00
This study experimentally investigates non-condensable gas transport induced by steam condensation using the CIGMA facility, simulating reactor building conditions of Fukushima Daiichi Unit 3 during a severe accident. Steam and helium, used as a hydrogen surrogate, were continuously injected into the CIGMA's vessel equipped with partition plates representing the hierarchical structure of the reactor building. Parametric experiments were conducted by varying flow path ratio, steam-to-helium mass ratio, and cooling conditions. The results show that steam condensation is the dominant mechanism controlling non-condensable gas accumulation by increasing the relative concentration of helium. The highest helium concentrations generally occur below the injection point rather than at the injection elevation, indicating downward transport followed by condensation-driven accumulation. Shapiro ternary diagram analysis indicates that condensation-driven changes in gas composition lead to prolonged residence within flammability and detonation regions. These findings highlight the critical role of condensation in hydrogen distribution and provide experimental insight relevant to hydrogen risk assessment and mitigation in reactor buildings during severe accidents.
Liu, Y.*; 大谷 将士*; 宮尾 智章*; 中沢 雄河*; 柴田 崇統*; 南茂 今朝雄*; Fang, Z.*; 二ツ川 健太*; 福井 佑治*; 溝端 仁志*; et al.
Proceedings of 16th International Particle Accelerator Conference (IPAC25) (Internet), p.855 - 857, 2025/11
The Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) has achieved stable 1 MW operation on its neutron target and is advancing toward higher power levels of 1.5 MW to support high-power MR operations and a second target station. This progression presents challenges, including increased intra-beam stripping (IBSt) of negative hydrogen ions, chop leakage from higher beam currents and emittance, low-energy beam loss due to halo formation, frontend fluctuations affecting beam transmission, and RF phase and amplitude fluctuations. To address these issues, a redesigned lattice mitigates IBSt, a new MEBT1 improves chopping and collimation, and machine learning-based compensation schemes manage frontend and RF fluctuations. Additionally, longitudinal and transverse matching schemes enhance beam quality, validated through benchmarked longitudinal measurements. Results from studies at 50 mA and 60 mA beam currents demonstrate significant progress in overcoming these challenges.
浅森 浩一; 末岡 茂; 小松 哲也; 小形 学; 内田 真緒; 西山 成哲; 田中 桐葉; 小林 智晴; 三ツ口 丈裕; 村上 理; et al.
JAEA-Review 2025-035, 29 Pages, 2025/10
JAEA-Review-2025-035.pdf:1.12MB
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和7年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
浅森 浩一; 末岡 茂; 小林 智晴; 西山 成哲; 田中 桐葉; 村上 理; 福田 将眞; 小形 学; 内田 真緒; 小松 哲也; et al.
JAEA-Research 2025-007, 99 Pages, 2025/10
JAEA-Research-2025-007.pdf:12.36MB
本報告書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度令和10年度)における令和6年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第4期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を進めている。本報告書では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について取りまとめた。
安部 諭; 廣瀬 意育; 柴本 泰照
Results in Engineering (Internet), 27, p.106307_1 - 106307_16, 2025/09
乱流ジェットの相互作用は、さまざまな工学的応用において熱および物質移動において重要な役割を果たす。特に、原子炉内におけるジェットの合流現象は、炉心出口温度(CET)を炉心加熱の指標として用いる際の信頼性を検証する上で重要である。CETは、事故時の対応方針の判断や原子炉の安全運転を確保するための主要な指標の一つである。これらのジェット相互作用の力学を理解することは、原子炉の安全性および運用効率の向上に不可欠である。さらに、シビアアクシデント時の格納容器内熱流動の分野では、格子状障害物とジェットの相互作用挙動が大きな関心を集めている。本研究では、格子状障害物の影響を受けるジェット流の流動特性をより深く理解するために、大渦シミュレーション(LES)を用いた。特に、乱流生成メカニズムに焦点を当てている。乱流モデルの精度向上のため、コヒーレント構造Smagorinskyモデル(CSM)を導入した。実験データとの比較により、LESがジェット流れの挙動解析に有用であることを確認した。ジェットの渦構造はQ-criterionを用いて可視化した。さらに、格子状障害物が乱流運動エネルギー生成率に及ぼす影響について、各位置における周方向プロファイルおよび累積生成量を通じて分析を行った。
池谷 正太郎; 鈴木 武; 横堀 智彦; 菅原 聡; 横田 顕; 菊地 絃太; 村口 佳典; 北原 理; 瀬谷 真南人; 黒澤 剛史; et al.
JAEA-Technology 2025-001, 169 Pages, 2025/08
JAEA-Technology-2025-001.pdf:14.22MB
原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場は、多様な施設により構成されており、その中に、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟がある。これらの3建家は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律による規制を受けており、耐震重要度分類でCクラスに分類されている。東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機として原子力規制委員会が策定した新規制基準に対応するため、最新の建築基準法に基づき3建家の耐震評価を実施したところ、許容応力度評価で一部基準を満足しない箇所が認められた。これに対応すべく、令和3年3月5日に設計及び工事の計画の認可(設工認)を取得し、令和3年(2021)から令和4年(2022)までの期間にて耐震補強を行った。本報告書は、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の各建家の耐震設計の概況をはじめ、耐震改修工事の工事概要、作業体制、安全管理、使用前事業者検査について取りまとめたものである。
高見 一総*; 五味 唯美*; 安田 隆一*; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 神田 浩樹*; 福田 光宏*; 橋本 昌宜*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 72(8), p.2622 - 2628, 2025/08
被引用回数：2 パーセンタイル：83.88(Engineering, Electrical & Electronic)地上環境での中性子起因ソフトエラーは半導体デバイスの信頼性問題を引き起こす。我々のこれまでの研究で、シミュレーションと単一中性子照射を用いて地上環境のSERを推定する新たな手法を開発した。本手法の妥当性は設計ルール65nmのPlanar型SRAMについて検証されたが、デバイスの微細化や新たな製造プロセスのデバイスが増加しているため、より新しいプロセスのデバイスに関しても適用可能か検証する必要がある。そこで本研究では、設計ルール12nmのFinFET SRAMおよび28nmのPlaner型SRAMに対する本評価手法の適用可能性を検証した。その結果、本手法で推定したSERはRCNPの白色中性子照射で得たSERと28%以内の一致を示すことを明らかにした。
(Al, Zn)
Approximant crystal; Influence of chemical disorder清水 一行*; 山口 正剛; 赤丸 悟士*; 西村 克彦*; 阿部 李音*; 佐々木 泰祐*; Wang, Y.*; 戸田 裕之*
Scripta Materialia, 265, p.116730_1 - 116730_7, 2025/08
被引用回数：3 パーセンタイル：46.46(Nanoscience & Nanotechnology)The approximant crystal Mg(Al, Zn) (T-phase in Al-Zn-Mg alloys) holds the potential for enhancing both strength and hydrogen embrittlement resistance in aluminum alloys when present as nano-precipitates. Our previous computational exploration indicated strong hydrogen trapping but neglected the inherent chemical disorder of this approximant crystal. This study revisits hydrogen trapping in Mg(Al, Zn), directly including chemical disorder via special quasirandom structures. Density functional theory calculations reveal that, while chemical disorder introduces variations in trapping energies, the overall trend of strong trapping persists. Tetrahedral sites coordinated by Mg atoms exhibit particularly strong trapping, with smaller tetrahedral volumes correlating with stronger trapping due to enhanced Mg-H interactions. Multiple hydrogen occupation of these sites is also calculated, resulting in high hydrogen densities. Experimental validation using thermal desorption spectroscopy on a bulk Mg(Al, Zn) sample confirms hydrogen trapping, reinforcing the potential of this phase for designing advanced, hydrogen-resistant aluminum alloys.
渡壁 智祥; 山野 秀将; 二神 敏
Transactions of the 28th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT28) (Internet), 10 Pages, 2025/08
座屈と疲労の両破損モードを対象にした、高速炉の原子炉容器のフラジリティ評価法がこれまでに開発された。既往報告において、ループ型高速炉の原子炉容器を対象にしたフラジリティを提示した。近年、JAEAは日本の民間協力会社と共同でタンク型高速炉の設計を検討している。タンク型容器のフラジリティは、座屈の代わりに疲労を破損と想定した提案法によってまだ評価されていない。本報告では、最初の試みとして、過大地震荷重下でのタンク型容器の基本特性を調査するため、タンク型容器の設計形状に近い薄肉単純円筒モデルを用いてフラジリティを評価した。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数：2 パーセンタイル：83.88(Nuclear Science & Technology)This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50
C (Case 1) and 90C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.
勝身 俊之*; 善場 敦史*; Kogishi, Makoto*; 岩永 宏平*; 安部 諭; Di
vart, P.*; Chaumeix, N.*; 門脇 敏*
Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 20(1), p.25-00103_1 - 25-00103_13, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)福島第一原子力発電所の重大事故においては、水蒸気と可燃性有機化合物の存在が水素爆発に影響を及ぼしたと考えられている。本研究では、不活性ガス(すなわち水蒸気および窒素)の添加が爆発特性に及ぼす影響を調べるため、水素-メタン-空気の予混合気体を用いた球状拡大火炎の燃焼実験を閉鎖容器内で実施した。実験には2種類の容器を用い、火炎の伝播挙動はシュリーレン法により観察された。得られた画像を解析することで、火炎半径に依存する伝播速度を算出した。火炎半径が十分に小さい場合、火炎表面は滑らかであり、無伸長火炎の伝播速度は不活性ガスの添加により低下することが確認された。一方、火炎半径が大きくなると、固有不安定性によりセル状構造が発達し、火炎の加速が生じた。この挙動に基づき、火炎加速モデルのパラメータを同定し、火炎半径に応じた伝播速度の予測を行った。無次元化した加速係数(無伸長火炎の伝播速度による規格化)は、等価比が低いほど大きくなり、これは拡散-熱不安定性が強くなることによる。一方、等価比が同じ場合、不活性ガスの添加によって加速係数は増加し、これは有効ルイス数の低下により火炎の不安定性が促進されたことを示している。燃焼容器内の最大圧力は、不活性ガス添加時には低下し、また実験で得られた最大圧力は、断熱条件下での計算値よりも低くなった。これは予混合燃焼中の熱損失によるものである。以上の結果は、福島第一原子力発電所における水素爆発の解明に資する重要な知見である。
廣内 淳; 高原 省五; 渡邊 正敏*
Journal of Radiological Protection, 45(2), p.021506_1 - 021506_13, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)屋内退避は原子力発電所事故時の放射線被ばくを緩和するための重要な防護措置である。吸入被ばくを低減する屋内退避の効果は一般的に屋内外の積算線量の比である低減係数を用いて評価される。屋内での線量は主に自然換気率、浸透率、室内での沈着率に依存する。加えて、自然換気率は風速に依存する。今までの研究では、低減係数は一定値として扱われるか、風速一定の条件で計算された。しかしながら、実際には風速は変動する。本研究では風速の時間変化による低減係数への影響を調査し、これら変動を考慮するための簡易的な補正方法を開発した。結果として、風速の時間変化はファクター2程度の低減係数の違いを生じさせることを示した。さらに簡易補正方法を用いることで、補正した低減係数は、実際の風速変動を利用して計算した低減係数と平均で10%以内で一致した。さらに計算コストは20倍以上削減できることを示した。
廣内 淳; 渡邊 正敏*; 林 奈穂; 長久保 梓; 高原 省五
JAEA-Research 2024-015, 114 Pages, 2025/03
JAEA-Research-2024-015.pdf:10.03MB
原子力事故によって汚染された地域では、事故後の初期及び長期にわたって、居住環境での滞在を通じて放射線を被ばくする。同じ事故シナリオであっても、原子力サイトごとに気象条件や周辺環境が違うため被ばく線量が異なり、防護措置の一つである屋内退避をした場合の被ばく低減効果も異なる。事故初期において屋内退避をした場合に想定される被ばく線量、または想定される被ばく低減効果などの情報は、住民や原子力防災計画を策定する国・自治体にとって重要な情報となる。そこで本報告書では、日本における原子力施設を有するサイトで、過去のシビアアクシデント研究で示された3つのシナリオ、原子力規制委員会で定められている放出シナリオ、東京電力福島第一原子力発電所事故を想定したシナリオの5つの事故シナリオに対して、確率論的事故影響評価コードの一つであるOSCAARを用いて被ばく線量及び屋内退避による被ばく低減効果を評価した。被ばく低減効果はサイト間で約20%の違いが見られ、これは風速のサイト間の違いによることを示した。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 神野 智史; 渡邊 隆広; 西尾 智博*; 小川 由美; 大前 昭臣*; 木村 健二; et al.
第36回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.90 - 92, 2025/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
廣内 淳; 渡邊 正敏*; 林 奈穂; 長久保 梓; 高原 省五
Journal of Radiological Protection, 45(1), p.011506_1 - 011506_11, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)原子力発電所事故によって汚染された地域に住む公衆は、初期から長期にわたって被ばくする。同じような事故シナリオであっても、放射線量や防護措置の一つである屋内退避の効果は、気象条件や周辺環境に左右される。原子力発電所事故の初期における放射線量と屋内退避の効果は、公衆だけでなく、原子力防災対策を計画する国や地方自治体にとっても重要な情報である。本研究では、レベル3PRAコードの一つであるOSCAARコードを用いて、過去のシビアアクシデント研究で利用された3つのシナリオ、原子力規制委員会が定めたシナリオ、福島第一原子力発電所事故に対応するシナリオの計5つの事故シナリオについて、日本国内の原子力施設を有するサイトにおける放射線量と屋内退避の効果を評価した。屋内退避の効果は、同一サイトにおける事故シナリオ間で最大約50%、同一事故シナリオのサイト間で約20%50%の差があった。事故シナリオ間の放射性核種組成の違いと、サイト間の風速の違いが、主にこのような屋内退避の効果の違いを引き起こした。
