Investigating eutectic behavior and material relocation in BC-stainless steel composites using the improved MPS method

Ahmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.127343

The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.

2023年度楢葉遠隔技術開発センター年報

福島廃炉安全工学研究所 楢葉遠隔技術開発センター

JAEA-Review 2025-017, 43 Pages, 2025/06

JAEA-Review-2025-017.pdf:2.73MB

楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2023年度は88件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。さらに、第8回廃炉創造ロボコン等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。2020年度から開始した楢葉町教育委員会が実施している「ならはっ子こども教室」等への協力として、楢葉町小学生を対象とした遠隔ロボット操作及びVRの体験会並びに楢葉町中学生を対象としたキャリアスクールを実施し、地域教育活動に貢献した。また、2023年度に採択された「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の高機能化開発))」に関する補助事業の開発業務を計画通りに進めた。本報告書は、2023年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況及びそれに係る取組み、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況等について取りまとめたものである。

燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発(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; 東北大学*

JAEA-Review 2024-064, 118 Pages, 2025/06

JAEA-Review-2024-064.pdf:6.73MB

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(1F)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、「燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発」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、燃料デブリの取り扱い、臨界管理、保管管理等に必要な性状把握において、キーとなるアクチノイド核種の化学分析を中心に、最適な試料前処理・分離・分析プロセスを開発し、将来計画されている燃料デブリ分析の効率化・合理化を図るとともに、一連の研究業務における人材育成を通し、1F廃炉推進に資することを目的とする。特に、近年分析化学分野、放射化学分野で成果を上げつつある誘導結合プラズマ質量分析法(ICP-MS/MS)を原子力分野に応用することにより、測定核種を単離するための前処理をせずに高精度で分析できる手法を開発し、分離前処理を省力化し、迅速な分析工程を確立するとともに大学、企業を含めた体制が構築された。

Impact of microdosimetric modeling on computation of relative biological effectiveness for carbon ion radiotherapy

Hartzell, S.*; Furutani, K. M.*; Parisi, A.*; 佐藤 達彦; 加瀬 優紀*; Deglow, C.*; Friedrich, T.*; Beltran, C. J.*

Radiation (Internet), 5(2), p.21_1 - 21_24, 2025/06

https://doi.org/10.3390/radiation5020021

Microdosimetry is essential in particle therapy for understanding the biological effects of treatments by quantifying energy depositions within microscopic volumes. The calculation of the microdosimetric distributions can be carried out with physical models such as the Kiefer-Chatterjee (KC) track structure function and the Sato analytical microdosimetric function (AMF). Comprehensive comparisons across these physical models are lacking. The AMF is calculated for spherical domains, while the KC is traditionally calculated for a cylindrical domain. This study introduces a novel version of the KC function for spherical domains, allowing a direct comparison with AMF. The influence of each function on the calculation of the relative biological effectiveness (RBE) in carbon ion radiotherapy (CIRT) was evaluated.

Extending TOPAS with an analytical microdosimetric function; Application and benchmarking with nBio track structure simulations

Hartzell, S.*; Parisi, A.*; 佐藤 達彦; Beltran, C. J.*; Furutani, K. M.*

Physics in Medicine & Biology, 70(10), p.105010_1 - 105010_19, 2025/05

https://doi.org/10.1088/1361-6560/adcfec

In this study, we presented the implementation of the Analytical Microdosimetric Function (AMF) within the TOPAS Monte Carlo platform as an efficient and accurate surrogate for track structure simulations. The AMF extension demonstrated strong agreement with TOPAS nBio track structure simulations for ions relevant to particle therapy and space applications, while offering significant computational advantages.

Densities, surface tensions, and viscosities of molten high-silicon electrical steels with different silicon contents

Neubert, L.*; Bell, M. R.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Ahrenhold, F.*; Volkova, O.*

Steel Research International, 96(5), p.202400237_1 - 202400237_8, 2025/05

https://doi.org/10.1002/srin.202400237

Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.

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年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3、NSRR、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発、JRR-4の廃止措置)

研究基盤技術部

JAEA-Review 2024-051, 112 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-051.pdf:4.33MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、トリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。また、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)の廃止措置や、JRR-1(Japan Research Reactor No.1)及びFEL(Free Electron Laser)研究棟の維持管理も行っている。本年次報告は令和5年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、JRR-4の廃止措置、安全管理、国際協力及び人材育成について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

Built-in physics models and proton-induced nuclear data validation using MCNP, PHITS, and FLUKA; Impact on the shielding design for proton accelerator facilities

elik, Y.*; Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 岩元 洋介; Van den Eynde, G.*

Annals of Nuclear Energy, 212, p.111048_1 - 111048_12, 2025/03

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.111048

The MCNP, PHITS, and FLUKA are general-purpose Monte Carlo radiation transport codes that are widely used for many real-world shielding problems at accelerator facilities around the world. For high beam energy and high beam current accelerator applications, neutron emission through the vacuum pipe along the reverse direction of incident proton beam is an important factor for a shielding design in order to correctly assess the dose rates for workers and the structural materials of the accelerator and handle with the waste activated by the backscattered neutron fluxes. In this work, neutron-production cross sections and thick target yield predictions from MC codes relying on physics models and nuclear data libraries are benchmarked against the experimental data, in order to assess their accuracy in predicting neutron emission and furthermore to assess the corresponding impact on shielding design. The results of this study demonstrate that the nuclear data libraries and physics models, which are not expected to give good results at lower energies ( MeV) but are used anyhow when there is no nuclear data available or above the energy range where the data tables end in the so-called "mix-and-match" strategy, need further improvements. Among the investigated proton induced nuclear data libraries, JENDL-4.0/HE produces the most satisfactory agreement to experimental data for all target materials, but may still benefit from refinement. Concerning the physics models of the codes, FLUKA V4-4.0 has the best performance in terms of reproducibility of the experimental values. It is also shown that all discrepancies between the calculations and the experiments for the energy range MeV are up to factor of two. This might be considered as an acceptable figure as it is equivalent to a normal safety margin () considered in shielding calculations of accelerator facilities around the world.

Radiation heating effects on BC-SS eutectic melting and its relocation behaviour

Ahmed, Z.*; Sharma, A. K.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Arabian Journal for Science and Engineering, 50(5), p.3361 - 3371, 2025/03

https://doi.org/10.1007/s13369-024-09412-9

This study pioneers the use of radiative heating for high-resolution visualisation and quantification of the eutectic melt composition, providing a novel approach to observing the melting and candling phenomena. Key findings include two distinct failure processes: SS cladding detachment forming molten droplets and fragmentation of B pellets, with sintering observed in B powder.