Implementation of a new function for handling nuclear data of outgoing particles and residual excitation states in PHITS

古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1086, p.171320_1 - 171320_8, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.nima.2026.171320

物質に対する中性子照射から荷電粒子が放出される反応において、放出粒子と特定の励起状態にある残留核を同時に扱う核データライブラリを組み込むための新機能を、モンテカルロシミュレーションコードである 粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに実装した。本機能により、残留核の生成および脱励起ガンマ線の放出を考慮しつつ、各事象における全エネルギーおよび運動量保存を満たした上で、核データライブラリに基づく放出粒子のエネルギースペクトルおよび角度分布の高精度な予測が可能となる。この機能を用いることで、検出器応答や材料中の放射線損傷の高精度シミュレーションが実施できる。

Chemical kinetic uncertainty quantification for Reynolds-Averaged Navier-Stokes simulations of turbulent premixed combustion

茂木 孝介; 塩津 弘之; 松本 俊慶; 日引 俊詞*; 柴本 泰照

International Journal of Heat and Mass Transfer, 258, p.128275_1 - 128275_15, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.128275

We established a methodology to quantify chemical kinetic uncertainties, specifically the uncertainty in reaction rate constants, in Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) simulations of turbulent premixed combustion. The methodology consists of three main steps. First, an uncertainty database for the hydrogen combustion reaction was constructed. Second, these uncertainties were propagated to the laminar flame speed, which served as the input data for the subsequent RANS simulation, through a freely propagating flat flame simulation. Third, the uncertainty in the laminar flame speed was propagated to quantities of interest (QoIs) through the RANS simulation. We employed the non-intrusive polynomial chaos method to reduce the number of demanding RANS simulation runs. The established methodology was applied to the flame acceleration benchmark experiments in the ENACCEF facility, revealing that the analysis successfully quantified the uncertainty within an acceptable computational cost. The uncertainty analysis showed that the uncertainty in the propagating flame was closely related to the physical mechanisms involved in the acceleration process. Finally, we discussed the factors influencing the results and examined the validity of the proposed uncertainty analysis.

Microstructural evolution and mechanical hardening of Cr-coated MDA cladding under high-dose Fe ion irradiation

Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫*; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 根本 義之; 岡田 裕史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 625, p.156513_1 - 156513_9, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156513

Ion irradiation was carried out on Cr coating Zry cladding to investigate their microstructure evolution and mechanical properties. The sample was irradiated at reactor normal operation conditions. Microstructural observation and mechanical testing of non-irradiated samples and irradiated samples were performed to understand irradiation damage to the Cr-coated Zry cladding. Results of High Resolution Transmission Electron Microscopy and chemical analysis revealed Fe enrichment at the Cr coating and Zr substrate interface of irradiated samples due to irradiation enhanced diffusion or irradiation induced mixing. Irradiation led to the formation of Fe enrichment at the Cr Zr interface approximately 15nm. Moreover, hardening of the Cr coating and Zr substrate regions was observed in the irradiated sample.

Quantitative analysis of ionization quenching in CaF:Ce using PHITS track-structure simulations

平田 悠歩; 甲斐 健師; 小川 達彦; 松谷 悠佑; 佐藤 達彦; 渡辺 賢一*; 加藤 匠*; 河口 範明*; 柳田 健之*

Radiation Measurements, 193, p.107651_1 - 107651_8, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2026.107651

CaF:Ceは高い光刺激蛍光(OSL)強度を示すため線量計として有用であると期待されている。しかし、CaF:Ceなどの蛍光体に粒子線を照射すると、消光効果により蛍光体の線量当たりの発光強度が低下する。従来、蛍光体の消光効果は線エネルギー付与(LET)などを指標としたエネルギー付与密度に基づいて評価されてきた。しかし、粒子線の種類によりCaF:Ceにおける消光現象とLETの関係性が異なり、LETから正確に消光現象を予測することは困難であったが、放射線輸送計算コードPHITSのTrack structure機能は、放射線による相互作用を個別に追跡することが可能である。そこで、PHITSを用いて粒子線により蛍光体が発光する過程を精密に計算し、予測したCaF:Ceの応答を実験データと比較したところ、CaF:Ceの消光現象にはOSLの量子収率が重要なパラメータであることが示唆された。この成果は、蛍光体検出器のさらなる開発に貢献するものと期待される。

再処理特別研究棟における新規熱中症対策の導入

谷 陸; 井上 里司*; 溝口 崇史*; 須田 翔哉; 中嶋 瞭太; 井上 秀毅*; 双石 就朗*; 大内 靖弘; 原賀 智子; 清水 修

JAEA-Technology 2025-018, 32 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-018.pdf:2.4MB

夏季の気温上昇に伴い、作業現場での熱中症発生件数が増加傾向にある。特に高温多湿環境下での業務においては、短時間の曝露でも重大な健康障害に至る事例が報告されている。また近年、職場における熱中症対策は法令上の義務として定められ、作業環境の管理および労働者の健康確保が求められている。これまで再処理特別研究棟では、作業前の体調確認および給水所の位置の工夫等を中心とした基本的な熱中症対策を実施してきた。しかし、作業環境温度の上昇傾向や作業時間の長時間化に伴い、従来の対策のみでは十分なリスク低減効果が得られない可能性が指摘されていた。今回、大型スポットクーラーの設置およびクールベストを導入し、作業環境および個人負荷の両面から作業環境の改善を図った。これらの対策導入前後において、温度・湿度・WBGT値等のデータを収集し、環境条件および作業者の快適性に与える影響を評価した。本報告書は、解体作業における熱中症発生リスクを低減するための具体的対策の効果を検証し、今後の作業環境改善につなげることを目的としている。

令和6年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.

JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB

2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2024年度

國分 祐司; 細見 健二; 井上 和美; 小池 優子; 内山 怜; 佐々木 一樹; 前原 勇志; 松尾 一樹; 上杉 美咲; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2025-057, 168 Pages, 2026/03

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定 第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2024年4月から2025年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が一部の項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。

令和4年度福島県近沿岸海域等における放射性物質等の状況調査

御園生 敏治; 尻引 武彦*; 卜部 嘉*; 眞田 幸尚

JAEA-Research 2025-014, 88 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2025-014.pdf:7.52MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生し、多量の放射性物質が1F 周辺に沈着した。日本原子力研究開発機構では、事故後、放射性物質の動態研究を継続して実施している。本報告書は、令和4 年度における、近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した成果をまとめたものである。具体的には、福島沿岸域58 地点において柱状試料を採取し、海底土への放射性セシウムの蓄積状況を示した。また、河川前面における海底土表層の放射性セシウム濃度の水平分布を計測した。放射性物質の水産物への影響の基礎情報として、魚類の分布状況を調査した。得られた結果より1F 前面海域における海底土に含まれる放射性物質の分布と動態について推定を行った。

マルチフィジックス・シミュレーション・プラットフォームJAMPANの開発

神谷 朋宏; 近藤 諒一; 福田 貴斉; 福田 航大; 多田 健一; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之

JAEA-Data/Code 2025-021, 28 Pages, 2026/03

JAEA-Data-Code-2025-021.pdf:1.39MB

日本原子力研究開発機構は中性子輸送計算コードや熱流動計算コードなどのシングルフィジックスコードを結合するため、マルチフィジックス・シミュレーション・プラットフォームJAMPANを開発している。JAMPANは、HDF5形式のデータコンテナとシングルフィジックスコードの入力作成および出力読み取りのためのモジュールから構成されている。ユーザーは結合する計算コードに適合した入出力アクセサモジュールを使用することで、簡単に計算コードを追加・変更することができる。JAMPANには、中性子輸送計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITER、ACE-3D、NASCAに対応したインターフェースが実装されており、炉心設計コードの参照解を提供するための核熱結合計算を行うことができる。ユーザーは必要となる計算精度に応じて熱流動計算コードを選択することが可能である。また、燃料棒の物性値の算出としてFEMAXIを利用することが可能である。本報告書ではJAMPANの概要と利用方法について説明する。

Unsupervised learning-based acoustic detection of gas leakage in liquid; Evaluation of noise resistance based on parametric ROC analysis

三上 奈生; 相澤 康介; 栗原 成計; 植木 祥高*

AI Thermal Fluids (Internet), 5, p.100029_1 - 100029_15, 2026/03

https://doi.org/10.1016/j.aitf.2026.100029

Early detection of water/steam leakage is important in the prevention of failure propagation of heat transfer tubes in a steam generator of a sodium-cooled fast reactor. This study proposes an unsupervised learning-based acoustic method to detect gas leakage in liquid and evaluates its noise resistance based on parametric receiver operating characteristic (ROC) analysis. An autoencoder is trained, validated, and tested on time-frequency representations of simulated noise and leak signals for various signal-to-noise ratios (SNRs). To calculate a false positive rate and a true positive rate, the probability density function is assumed to be either as a normal distribution, a power transformed normal distribution, or a power normal distribution. As a result, the power normal distribution that shows the best goodness-of-fit was used as the probability density function to draw an ROC curve. The predictive ability of the autoencoder is evaluated as excellent for , , , and dB, good for dB, and poor for dB. The autoencoder can detect leakage at relatively low-noise levels and has the potential to detect leakage at relatively high-noise levels equivalent to actual noise levels. Segmentation of the noise and leak signals can also be achieved from input, reconstructed, and residual images. These results suggest that the proposed method contributes to laying the foundation for detection and accident analysis of water/steam leakage in a steam generator of a sodium-cooled fast reactor.