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真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 222, p.105792_1 - 105792_11, 2026/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00PASCAL-SPは、日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発したPFM解析コードであり、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の両方の環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化を考慮して配管の破損確率を評価できる。PASCAL-SPの解析結果の信頼性を高めるために、米国NRCがEPRIと共同で開発したPFM解析コードxLPRを用いたベンチマーク解析を実施した。この解析は、共通の解析条件に基づく決定論的解析と確率論的解析から構成される。ベンチマーク解析の結果、決定論的解析と確率論的解析の両方でPASCAL-SPとxLPRがほぼ同じ結果を出力することが確認された。本論文では、使用した解析条件の詳細と、解析結果の比較を示す。
Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06
被引用回数：1 パーセンタイル：96.95(Nuclear Science & Technology)Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by Cr
O
formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in 
-Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 
0.9 wt%.
谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200
C and 1300C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200C, while discrepancies at 1300C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.
相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣
Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06
This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl
), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential (
) and solution conductivity (
) were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (
), an initial decrease in increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (
), thereby promoting an increase in due to chloride accumulation. At later stages, increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing to peak and subsequently decrease. Larger ratios resulted in lower and higher . For the largest condition investigated (
~mm, 
m), and reached 0.218~V and 195.3~
S
cm
, respectively, after 
~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding 
. These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.
佐久間 一幸; 吉村 和也
Journal of Environmental Radioactivity, 297, p.108055_1 - 108055_4, 2026/06
トリチウム(
H)は、福島第一原子力発電所(FDNPP)から放出されるALPS処理水中に残留する主要な放射性核種であり、その環境への潜在的な影響は大きな注目を集めている。陸域への影響を評価するため、福島県内の太田川上流域において、降水、地下水、河川水中のH濃度をモニタリングした。2023年8月の海洋放出開始前後に、月次で試料を採取した。時系列比較の結果、放出開始後、いずれの環境水においてもH濃度の顕著な上昇は認められなかった。非パラメトリック統計解析により、地下水および河川水において有意な差がないことが確認された。観測された変動は、日本の降水における自然のバックグラウンドレベルおよび既知の季節的パターンと一致していた。これらの結果は、ALPS処理水の放出が、調査地域の陸域水に対して検出可能な影響を与えていないことを示している。
高見澤 悠; 西山 裕孝
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06
原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル(
)におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数との不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材のの不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属のの不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。
中瀬 正彦*; 中沢 亮太*; 三島 理愛
Next Chemical Engineering (Internet), 2, p.100051_1 - 100051_14, 2026/06
The separation of Platinum Group Metals (PGMs) is critical across various fields, including industrial metal recovery and nuclear waste management. This study rigorously examines the separation mechanisms of PGMs using Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) by employing some analytical techniques. The mechanism involves not only simple adsorption but also the dissolution of AlHCF, leading to PGM ion precipitation and elution of components, as well as adsorption onto the AlHCF surface. We conducted X-ray diffraction (XRD), scanning electron microscopy (SEM), Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (EDS), X-ray absorption fine structure (XAFS), and pair distribution function (PDF) to thoroughly investigate the structural and chemical changes in AlHCF and FeHCF before and after PGM adsorption. Our findings reveal that Pd
ions replace Fe in AlHCF, preserving the ferrocyanide framework and the adsorption of Ru and Rh. In contrast, Ru and Rh adsorption results in broadened XRD pattern without initial AlHCF structure, suggesting the formation of amorphous precipitates through complexation with dissolved ions. By detailing these mechanisms, this study highlights the efficacy of AlHCF as a PGM separation agent and offers valuable insights for the improvement of useful metal recovery processes.
田窪 勇作*; 高山 裕介*; 杉田 裕; 生越 季理; 石田 圭輔*
Environmental Earth Sciences, 85(9), p.229_1 - 229_19, 2026/05
In this study, sensitivity analysis was conducted to identify key parameters that strongly influence infiltration assessment. The results indicate that the intrinsic permeability and the water retention function have a significant impact on the simulation of liquid saturation as key parameters to be focused on the hydraulic modelling. Furthermore, the results of hydraulic analysis for saltwater infiltration with various concentrations suggest that the hydraulic analysis model is applicable for evaluating infiltration behaviour, by setting several analysis cases focused on variabilities of key parameters. This modeling approach, which focuses on the key parameters, has the potential to be a simple method to predict the hydraulic state transition of the buffer material during re-saturation period.
-iron at high pressures determined using 
neutron diffraction青木 勝敏*; 高野 将大*; 福山 鴻*; 鍵 裕之*; 町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 舟越 賢一*
Physical Review B, 113(18), p.184440_1 - 184440_6, 2026/05
体心立方(bcc)-鉄の磁気モーメントの温度依存性をその場中性子粉末回折法を用いて、約2GPaおよび6GPaの圧力下で300
950Kの範囲において調べた。磁気散乱の相対寄与を高めるため、中性子散乱長が天然Feの約半分である
Fe同位体が用いられた。キュリー温度(
)は、2.1GPa, 6.0GPa, 6.7GPaでそれぞれ946(30)K、838(50)K、740(40)Kと決定され、(K) = 1043 - 49(7)
+ 1.3(1.2)
で表される磁気相境界が決定された。6.7GPaで加熱すると、磁気転移に続いて
構造転移が観測された。この結果は、磁気相境界が相境界の低温側に位置することを示している。したがって、転移は、常磁性bcc鉄から常磁性fcc鉄への構造変化に対応する。
佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.426 - 442, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、Nakayama et al. (2021)の手法に基づき、Large-eddy simulationモデルによる事前計算データベース(pre-sim DB)と現地観測を組み合わせ、原子力施設周辺における放射性プルームの拡散を迅速にモニタする実用的なフレームワークを開発した。提案手法の風況の再現性と大気拡散解析の性能を調査するため、pre-sim DBを用いてスタック周辺のモニタリングポストにおける線量率を評価し、観測値と比較した。pre-sim DBを用いる手法は、モニタリングポストにおける空間線量率の時間変化をよく再現できたものの、いくつかのピークを過大評価した。特に風の鉛直シアが顕著な場合、pre-sim DBを用いる手法の結果には顕著な誤差が見られた。これは、pre-sim DBを用いる手法が単一の観測点における値を用いて流れ場の復元を行うために、風の鉛直シアを取り込めないことが原因と考えられる。複雑な風況の再現性に関して手法的な限界は見つかったものの、Large-eddy simulationモデルを用いた非定常計算と比べて低い計算コストで再現が可能なことから、pre-sim DBを用いる手法は、線量率の迅速なシミュレーションに対して有用なツールとなりうるだろう。
下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(2), p.021504_1 - 021504_10, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T
の取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容亀裂形状の変化は、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。
坪根 未空*; 下間 靖彦*; 河野 義生*; 柿澤 翔*; 山田 大貴*; 小林 恵太; 清水 雅弘*; 三浦 清貴*
NPG Asia Materials, 18, p.15_1 - 15_16, 2026/04
シリカガラスは、温度や圧力の変化に応じて多様な構造を取りながら高密度化を示し、これらの要因は屈折率などの光学特性に大きな影響を与える。しかし、高圧処理やフェムト秒レーザー照射によって誘起される光学特性の変化に関する基本的な構造メカニズムは、いまだ十分には解明されていない。本研究では、これら二つの手法によって高密度化されたシリカガラスの光学応答における類似点と相違点を調査した。最も顕著な違いは、レーザー照射領域が、辺共有型SiO
四面体に関連する非架橋酸素欠陥を取り込むことで、高い仮想温度を有するガラス構造へと進化し、高圧処理とは明確に異なるフォトルミネセンス挙動を示した点である。
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.
山田 逸平; 小島 邦洸; 地村 幹
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1084, p.171261_1 - 171261_12, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)大強度粒子加速器の安定運転には、非破壊型のビーム形状(プロファイル)モニタが不可欠であり、ガスを導入してビームとの相互作用で形状を測るモニタ開発を進めている。ガス導入型は、高い二次粒子収量により高速かつ高精度なプロファイル計測を可能にする一方、ビームと導入したガスの相互作用がビーム品質に影響を与える可能性があるため、その非破壊性の定量的な評価が必須である。本研究では、3MeV負水素イオンビームを用いて、導入ガス流量に対するビーム電流値及び位相空間分布の変化を評価した。ビーム電流値については、予想通り導入ガス流量に対して線形に減少し、その減少率は荷電変換断面積と一致した。位相空間分布については、ビームライン圧力が10
Pa未満の範囲では変化が見られず、10 Pa以上に増加させた場合には、逆に分布の広がりに約5%の減少が見られた。本測定結果を解析的および数値的に検証した結果、ビーム・ガス相互作用により生成された正イオンが水素負イオンビームの電気的斥力を中和し、負電荷同士の反発力を抑制したため、分布の広がりの相対的な減少を起こすことがわかった。以上により、開発したモニタは、使用に際してビームを広げることなく、逆にビーム品質を向上させる事が分かり、加速器の安定運転に貢献可能であると言える。
小菅 淳; 安東 航太*; 山本 恵輔*; 中嶋 隆*
Optics & Laser Technology, 201, p.115269_1 - 115269_6, 2026/04
During laser decontamination of metal surfaces an in-situ technique to probe the dynamics of fragments far from the target is highly desired to efficiently collect them. Along this line we develop an optical technique to measure the velocity of fragments produced by high-repetition-rate nanosecond laser ablation of a metal target. By performing the laser scattering measurements at the oblique angle for the fragments at about 20-120 mm height above the stainless steel target (SUS304) during laser ablation with different pulse durations (15-200 ns) at the repetition rate of 200 kHz, we find that the fragments are classified into two velocity groups. The velocity of fast fragments is in the range of 0.1-0.7 m/s, depending on the height and pulse duration, while that for the cloud-like slow fragments is always about 0.05-0.1 m/s at any height for any pulse duration. Our results elucidate the long-term dynamics of ablated fragments during laser decontamination with a high-repetition-rate laser system.
徳永 陽; 鈴木 通人*; Kr
mer, S.*; 酒井 宏典; 神戸 振作; 播磨 尚朝*; 青木 大*; Horvati
, M.*; Sheikin, I.*
Physical Review B, 113(14), p.L140406_1 - L140406_7, 2026/04
We report low-temperature 
In nuclear magnetic resonance (NMR) study of the prototypical heavy-fermion compound CeIrIn in high magnetic fields applied close to the crystallographic 
axis. For this orientation, a field-induced transition was previously reported to take place at about 28~T. Although we do not observe any change of the NMR spectrum above the transition, the intensity of the NMR lines drastically decreases as a consequence of a considerable shortening of the 
relaxation time. In addition, 
shows a pronounced maximum at the transition. Taking into account previous high-field de Haas-van Alphen results in conjunction with band-structure calculations, our NMR results are most naturally explained by the field-induced transition into an antiferromagnetic state with the propagation vector 
and magnetic moments aligned antiferromagnetically along the axis.
Er静間 俊行*; Omer, M.; 羽島 良一*; 小泉 光生; 高橋 時音; 角田 佑介*; 大塚 孝治*
Physical Review C, 113(4), p.044325_1 - 044325_9, 2026/04
Low-energy dipole excitations in Er were investigated via nuclear resonance fluorescence using a quasi-monoenergetic, linearly polarized photon beam produced at the High Intensity 
-ray Source (HIS) facility at Duke University. The parity of the excited states was determined from the azimuthal asymmetry in the intensities of resonantly scattered rays with respect to the polarization plane of the incident beam. Electric and magnetic dipole strengths were extracted for excitation energies between 2.2 and 3.5 MeV. The results are interpreted in terms of the nuclear scissors mode by comparing with large-scale shell-model calculations based on the Qasiparticle Vacua Shell Model. In addition, the characteristics of the E1 excitations are examined in comparison with those of neighboring rare-earth nuclei to explore their relations to collective octupole--vibrational two-phonon excitations. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). This work was a part of the study of NRF phenomenon aiming at nuclear security and safeguards applications, being supported by the subsidiary for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.
Rn/At generator田中 皐*; 清水 悠介*; 井田 朋智*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗*; 浅井 雅人; 瀬川 麻里子; 横山 明彦*
Radiochimica Acta, 114(3), p.221 - 229, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)医療用放射性同位元素Atを製造・供給するためのRn/Atジェネレータシステムを開発している。本研究では、Rn/AtジェネレータシステムにおけるRnの気相回収条件を調査するため、溶液中のRnの溶解状況を解析した。硝酸-塩酸混合液中でのBiターゲットの溶解とそれに続く中和により、Rn回収効率が向上することが示された。気相Rn回収率は88%に達し、利用可能なAtの50%が回収されており、今後さらなる向上が期待される。
and A value ratios for off-site transportation of small-amount of fuel debris retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
Radioisotopes, 75(S-01), p.S-001_1 - S-001_5, 2026/04
In the Unit 2 of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), trial retrievals of fuel debris with small-amount is underway. The retrieved fuel debris will be transported out of 1F site to Institutes in Ibaraki prefecture for analysis. The analyzed results will be utilized as feedback for the improvement of the processes (retrieval, transportation and storage) in the fuel debris management, and also for the development of technologies necessary in the future. The weight of fuel debris in the first trial retrieval was about 0.7 g. After several retrieval trials planned, the scale of retrieval will be expanded step by step in the future. In the retrieval, a rational transportation container should be considered beforehand, following the laws and regulations associated with the off-site transportation. The transportation container should be chosen based on radioactivity limit A or A value ratios: hazardous dose exposure will be prevented in case of container failure with the A value (considering the external exposure) and the A value (considering both the external and internal exposures). We estimated the radioactivity of the retrieved fuel debris using the results of the detailed nuclide inventory calculation. With a numerical analysis of the A and A value ratios, we confirmed the applicability of the Type A transport container for the retrieved small-amount fuel debris.
出井 竜美; 菅沼 和明; 藤来 洸裕; 鈴木 勝夫; 鈴木 博*; 仲田 守浩*; 細川 英洸*; 小野瀬 勇一郎*; 渡辺 泰広; 篠崎 信一; et al.
JAEA-Technology 2026-003, 27 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2026-003.pdf:1.3MB
加速器冷却水設備配管系統は異なる金属で構成されることも多いため電蝕が不可避である。本試験では、まず無酸素銅と炭素鋼の間で電蝕が起こること、またこれまで使用されてきた防錆剤ではその電蝕の抑制ができないことを確認した。次に新たに導入した防錆剤による電蝕の抑制を確認した。また新しい防錆剤に変更することにより、補給水の節水および防錆剤コスト削減が実現できた。
