High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the -Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

Sorption mechanism of europium(III) onto metakaolin-based geopolymers

Yildirim, A. C.*; Mei, H.*; 戸田 賀奈子*; 青柳 登; 斉藤 拓巳*

Applied Clay Science, 274, p.107853_1 - 107853_9, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.clay.2025.107853

Metakaolin-based geopolymers (MKGPs) are ceramic-like materials used for nuclear waste stabilization. Therefore, understanding the sorption of ions on MKGPs is crucial where the cation exchange is considered as the main mechanism, yet the studies based on pH are limited. Thus, this study evaluates the effect of pH on the sorption mechanism of Eu(III) onto Na- and K-MKGPs. Here, time-resolved laser fluorescence spectroscopy (TRLFS) combined with parallel factor analysis, TRLFS in mixed DO/HO matrices, and extended X-ray absorption fine structure analysis. Eu(III) predominantly forms surface complexes with both MKGPs in the pH range of 4 11 at the open air environment, where three distinct surface species were identified at different pH values. The Eu(III) sorption mechanisms of both MKGPs are similar, involving ternary edge-sharing bidentate or monodentate inner-sphere surface complexation of Eu(III) with MKGP and silicate ions released from the MKGP up to pH 8, followed by the precipitation of europium tri-hydroxide within the pores of MKGP. The insights gained from this study will enhance the knowledge on MKGP for pollutant immobilization, thereby mitigating the spread of contaminants in the environment and expanding the potential application areas.

Detection of beta-emitting radioactive hotspots inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using an optical fiber radiation sensor based on wavelength-resolving analysis

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*

Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2025.107486

We measured the distribution of beta-ray emitters inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a novel optical fiber-based position-sensitive radiation sensor designed for operation in high dose rate environments. Plastic scintillation fibers (PSFs) were installed inside the Unit 3 reactor building, where scintillation light generated through interactions between radiation and the PSFs was detected by a spectrometer to obtain the wavelength spectrum. By applying an unfolding method to the wavelength spectrum, we estimated the distribution of beta ray emitters along the PSFs. To isolate the beta ray contribution in a high gamma dose rate field, we compared measurements taken with and without a stainless steel tube serving as a beta ray shield. As a result, we identified a hotspot predominantly influenced by beta rays for the first time in the high dose rate area on the southern side of the first floor of the Unit 3 reactor building.

バックエンド技術部年報(2023年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2025-006, 126 Pages, 2025/07

JAEA-Review-2025-006.pdf:4.45MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2023年度(2023年4月1日から2024年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2023年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約156m、不燃性固体廃棄物が約84m、液体廃棄物が約295m(希釈処理約173mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算837本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2023年度末の累積保管体数は2022年度から4,261本減の118,664本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

Integrated thermal power measurement in the modified STACY for the performance inspections

荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.

Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111323

原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。

Which radionuclides contribute most to seafood ingestion dose?

Johansen, M. P.*; Gwynn, J. P.*; Carpenter, J. G.*; Charmasson, S.*; 森 愛理; Orr, B.*; Simon-Cornu, M.*; Osvath, I.*; McGinnity, P.*

Journal of Environmental Radioactivity, 287, p.107706_1 - 107706_8, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2025.107706

Radiological ingestion doses from eating seafood are regularly evaluated near coastal nuclear facilities, following accidents/events and frequently in national studies worldwide. However, a recent global review found that published seafood doses varied greatly depending on which radionuclides were selected for evaluation and that there has been a tendency to omit important radionuclides or focus on less significant ones. This indicates a need for clear guidance on which radionuclides to prioritise in such studies. Here, we use worldwide data for 16 key radionuclides contributing to typical background seafood ingestion dose. We account for the loss of radionuclides during cooking and the radioactive decay of the short-lived Po. Results indicate that for the typical world consumer, naturally-occurring radionuclides account for 99% of the total seafood ingestion dose, of which about 84% comes from Po and 8% from Pb. About 5% comes from Ra, a far greater proportion than the more frequently-assessed Ra (1%). Other Th- and U-series radionuclides provide far lower contributions (0.07%-0.70%), while C provides about 0.09%. In comparison, the contribution to total seafood ingestion dose from background anthropogenic radionuclides is 1%, with Cs contributing most (0.08%) and Sr, Tc, Ag and Pu adding a further 0.05% together. These percentage contributions to dose can vary somewhat depending on consumption patterns (e.g., differing proportions of fish, bivalves, etc.). However, Po is the dominant contributor irrespective of country-specific diets or restricted diet scenarios (fish-only, seaweed-only, etc.). Study results provide new guidance to improve the design, interpretation and communication of seafood ingestion dose assessments.

Comparative study of the multistep thermal dehydration/decomposition of geopolymer pastes prepared using different active fillers

進藤 愛美*; 上奥 あや*; 岡村 和奏*; 菊地 晋; 山崎 淳司*; 古賀 信吉*

Thermochimica Acta, 749, p.180021_1 - 180021_14, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.tca.2025.180021

The present study focused on the multistep thermal dehydration/decomposition process of geopolymer paste samples prepared using distinct active fillers, including fly ash, blast furnace slag, and metakaolin. Besides the lower water content of the geopolymer materials compared with conventional Portland cement, the thermal dehydration/decomposition occurs as the multistep process. Water evolution behavior is critical for assessing its potential application as a construction material in water-resistant environment. The thermal dehydration/decomposition kinetics also plays a pivotal role in evaluating the thermal stability of geopolymer materials. This article presents the kinetic behavior of the multistep thermal dehydration/decomposition of different geopolymer materials in a stream of dry N or wet N with varying water vapor pressures. This study revealed that, irrespective of the samples, the two-step thermal dehydration/decomposition process occurred after the desorption of absorbed water. The kinetics of the initial reaction process, which is attributed to the thermal dehydration of bounded water, exhibited sensitivity to atmospheric water vapor. In contrast, the kinetics of the subsequent process of the thermal dehydroxylation of the binding phase demonstrated practically invariable behavior, irrespective of the atmospheric water vapor pressure. The latter was identified as a distinctive attribute of the irreversible process and as a pivotal process in determining the thermal stability of geopolymer materials.

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2025-001, 94 Pages, 2025/06

JAEA-Review-2025-001.pdf:6.21MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和元年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築及びプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和5年度は、各システムの検証とともに、模擬環境においてモニタリングプラットフォーム上の移動カメラから取得された画像を用いて立体復元モデルを生成し、可視化対象に対して最適視点からの映像提示が可能であることを、各研究項目協力のもと統合実験として実施した。

Utilizing surface water adsorption on layered MnO nanosheets for enhancing heat storage performance

吉迫 大輝*; 岡本 範彦*; 田中 万也; 市坪 哲

Communications Chemistry (Internet), 8, p.169_1 - 169_9, 2025/06

https://doi.org/10.1038/s42004-025-01567-2

これまで層状マンガン酸化物の層間への水分子の脱挿入時の給排熱機構を利用した蓄熱材研究開発が進められてきた。本研究では、結晶子サイズの小さいマンガン酸化物を合成することで層間だけでなく表面への水分子吸着により蓄熱容量が増加することを示した。

Fundamental properties and characteristics of flux distribution tallies using proper orthogonal decomposition

近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.21_1 - 21_9, 2025/06

https://doi.org/10.1051/epjn/2025019

著者らは先行研究において固有直交分解(POD)を用いた中性子束分布タリー、いわゆる、PODタリーを開発した。PODタリーによって詳細に離散化された中性子束分布に対する次元削減と統計的不確かさの低減が実現可能である。本研究では、先行研究で言及されなかったPODタリーのいくつかの特徴を明らかにする。一つ目に、飛程長エスティメータによるPODタリーを新たに実装する。セルタリーと比べてPODタリーによる統計的不確かさが低減されるため、飛程長エスティメータによるPODタリーは今回実装されたもののうち、最も精度の高い結果を得ることができる。二つ目に、決定論的手法および確率論的手法を用いて得られる基底ベクトルを比較する。スナップショットデータの統計的不確かさは抽出される基底ベクトルの劣化を引き起こす。この結果からスナップショットの計算には決定論的手法がより効率的であることが示唆される。最後に、展開される中性子束分布の統計的不確かさに対する展開係数の共分散の影響を調査する。展開係数の分散のみを考慮した場合に、再構成された統計的不確かさは参照値と異なる。この結果から、中性子束分布の局所的な統計的不確かさの推定には展開係数の共分散が重要であることが明らかとなる。