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出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.
Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。
C-stainless steel composites using the improved MPS methodAhmed, 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
被引用回数：0The 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.
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
被引用回数：0For 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.
相馬 秀; 石垣 将宏*; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 219, p.111455_1 - 111455_12, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Containment venting is one of the accident mitigation measures during severe accidents in nuclear power plants for preventing overpressure failure of the containment vessels. Because of the capability of releasing hydrogen generated in the containment vessel, the hydrogen risk can be also reduced. In this study, we conducted experiments with the large-scale test facility CIGMA to investigate the light gas transport during the venting action, mainly focusing on the effect of sump water boiling caused by the vent. The CIGMA test vessel initially pressurized by steam, air, and helium (hydrogen simulant) that formed a helium-rich density stratification was depressurized with and without sump water, with different venting flow rates, and at different venting positions. As the sump water became a steam source due to flash boiling, the helium stratification was diluted and the venting time increased twofold compared to the case without sump water, which significantly affected the amount of helium discharged to the atmosphere. Especially for the high venting flow rate condition, the amount of helium remaining in the vessel at the end of depressurization was half that of the case without sump water. Lowering the venting position from within the initial stratification to 3 m below its interface led to a threefold increase in the amount of helium remaining at the same low pressure, because of the longer time until the helium-rich stratification reached the venting position.
望月 陽人; 松井 裕哉; 中山 雅; 坂本 亮*; 柴田 真仁*; 本島 貴之*; 城 まゆみ*
Case Studies in Construction Materials, 22, p.e04648_1 - e04648_20, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)放射性廃棄物の地層処分で使用される低アルカリ性セメントは、長期にわたる処分場の操業期間中に大気中の二酸化炭素による炭酸化や地下水との接触によってその特性が変化する可能性がある。本研究では、フライアッシュとシリカヒュームを混合した低アルカリ性セメント(HFSC)を用いた吹付けコンクリートの化学的特性、微細構造ならびに輸送特性に対して大気中での炭酸化および地下水との接触が与える影響を、幌延の地下研究施設において16年間にわたり調査した。HFSC吹付けコンクリートの炭酸化領域と溶出領域のいずれにおいても、直径約300nm未満の細孔の毛細管空隙率が増加し、全空隙率は非変質領域よりも高くなった。これらの空隙構造の変化は、ケイ酸カルシウム水和物(C-S-H)の脱灰とエトリンガイトの分解に関連していると考えられる。このような変化は、OPC吹付けコンクリートの変質領域では軽微であったことから、本研究の調査条件下において、HFSC吹付けコンクリートは炭酸化や地下水溶出に対する抵抗性が相対的に低いことが示された。しかしながら、HFSCの透水係数は、地層処分に用いられる低pHセメントに求められる機能要件を満たす程度に低かった。
相馬 康孝; 小松 篤史; 加治 芳行; 山本 正弘*; 五十嵐 誉廣
Corrosion Science, 251, p.112897_1 - 112897_15, 2025/07
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)高温水中(288
C)におけるステンレス鋼のすき間内部への酸素侵入に関する実験およびモデリング研究を実施した。すき間内への酸素侵入の限界距離
は、酸素濃度、すき間幅、浸漬時間に関わらず、すき間開口部からの距離dがそれ以上の数値になる場合、主要表面酸化物組成が(ヘマタイト
マグネタイトに)変化する位置として定義することができた。その場測定により、付近での電気伝導度の増加が確認され、これは酸素濃度差電池によるイオン濃縮を示した。は、すき間幅、酸素濃度、浸漬時間の増加に伴って拡大した。モデル計算の結果、酸化膜の成長によってステンレス鋼金属のアノード溶解が抑制され、対応する酸素のカソード還元消費速度が低下することで、時間とともに酸素の侵入が進行することが示唆された。
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：0 パーセンタイル：0.00(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: 50C (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.
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。
岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*
JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06
JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB
水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。
青山 高士; Choudhary, S.*; Pandaleon, A.*; Burns, J. T.*; Kokaly, M.*; Restis, J.*; Ross, J.*; Kelly, R. G.*
Corrosion, 81(6), p.609 - 621, 2025/06
This study presents a new test method for inducing controlled corrosion damage within simulated fastener holes of aluminum alloys, aimed at pretreating fatigue test specimens. The method involves insulating the outer surface while exposing the fastener hole surface to electrolytes containing 0.66 M NaCl + 0.1 M AlCl 
with varying concentrations of K 
S O 
. The evolution of corrosion damage within the fastener hole was examined as a function of exposure duration, electrolyte composition, and volume, as well as the effect of galvanic coupling with a SS316 cathode. Results indicate that fissure depth increases with an increase in K S O concentration but does not progress further after 24-48 hours of exposure in the chemical, or freely-corroding, exposure test. In contrast, galvanic coupling with a SS316 plate significantly accelerates corrosion, leading to much deeper fissures in a shorter time. The importance of electrolyte replenishment has been explored using electrochemical measurements, revealing the impact of evolving electrolyte chemistry. Beyond its application in fatigue specimen pretreatment, this method provides a simple yet effective approach for studying localized corrosion and evaluating mitigation strategies for fastener holes in aerospace structures.
若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 豊田 晃大; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰
第29回動力・エネルギー技術シンポジウム予稿集(インターネット), 5 Pages, 2025/06
高速炉が設計で想定される期間を超えて供用される場合における構造健全性評価に利用可能な材料監視試験技術として、主として材料の熱膨張差を利用した受動式クリープ疲労試験技術を確立するための研究に取り組んでいる。これまでに、有限要素法による数値解析を援用して設計・製作した試験体を用いた実験を実施し、試験片を座屈させることなく長時間データを取得可能である見通しを得ている。本報では、これらの解析及び実験に加え、実炉への適用を見据えた試験体の改良について述べる。
sp. nov., a novel hydrogen-producing bacterium isolated from a deep diatomaceous shale formation上野 晃生*; 佐藤 聖*; 玉村 修司*; 村上 拓馬*; 猪股 英紀*; 玉澤 聡*; 天野 由記; 宮川 和也; 長沼 毅*; 五十嵐 敏文*
International Journal of Systematic and Evolutionary Microbiology, 75(6), p.006802_1 - 006802_11, 2025/06
幌延深地層研究センターの地下施設内に掘削されたボーリング孔を用い、深度350mの新第三紀堆積層中の地下水から、グラム陰性、非運動性、桿菌株の偏性嫌気性細菌を単離した。これをZ1-71
株と呼ぶ。細胞は長さ2.7-4.8
m、幅0.4mであり、温度10-42C、pH 6.0-9.0及びNaCl濃度0-3.0%(w/v)で生育が認められた。Z1-71株は、D-グルコースを基質として生育した場合、水素の生成が認められた。16S rRNA遺伝子配列の系統解析により、Z1-71株は
科の
属に分類されることが示された。系統学的および表現型の特徴に基づき、Z1-71株は属の新種細菌であると考えられ、 sp. nov.と命名する。Z1-71株を水素資化性メタン生成菌(
T10株)とグルコースを基質として30Cの嫌気環境下で4週間共培養した結果、各単離株のみでの培養では見られなかったメタンの生成が認められた。このことは、Z1-71株より生成したギ酸塩と水素がメタン生成菌により利用されることでメタンが生成したことを示していると考えられた。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 
15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of 
U and 
Pu relative to 
U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.
Co
)Sn studied by SRCai, Y.*; Yoon, S.*; Sheng, Q.*; Zhao, G.*; Seewald, E. F.*; Ghosh, S.*; Ingham, J.*; Pasupathy, A. N.*; Queiroz, R.*; Lei, H.*; et al.
Physical Review B, 111(21), p.214412_1 - 214412_17, 2025/06
被引用回数：0We study the magnetic properties of the metallic kagome system (FeCo)Sn by a combination of muon spin relaxation (SR), magnetic susceptibility, and scanning tunneling microscopy (STM) measurements in single crystal specimens with Co concentrations 
= 0, 0.11, 0.8. In the undoped antiferromagnetic compound FeSn, we find possible signatures for a previously unidentified phase that sets in at 
~K, well beneath the Neel temperature 
~K as indicated by a peak in the relaxation rate 1/
observed in zero field (ZF) and longitudinal field (LF) SR measurements, with a corresponding anomaly in the ac and dc susceptibility, and an increase in the static width 1/
in ZF-SR measurements. No signatures of spatial symmetry breaking are found in STM down to 7~K. Related to the location and motion of muons in FeSn, we confirmed a previous report that about 40% of the implanted muons reside at a field-cancelling high symmetry site at 
~K, while an onset of thermal hopping changes the site occupancy at higher temperatures. In Fe
Co
Sn, where disorder eliminated the field-cancellation effect, all the implanted muons exhibit precession and/or relaxation in the ordered state. In Fe
Co
Sn, we find canonical spin glass behavior with freezing temperature 
~K; the ZF and LF-SR time spectra exhibit results similar to those observed in dilute alloy spin glasses CuMn and AuFe, with a critical behavior of 
at 
and 
as 
. The absence of spin dynamics at low temperatures makes a clear contrast to the spin dynamics observed by SR in many geometrically frustrated spin systems on insulating kagome, pyrochlore, and triangular lattices. The spin glass behavior of CoSn doped with dilute Fe moments is shown to originate primarily from the randomness of doped Fe moments rather than due to geometrical frustration of the underlying lattice.
Sud, A.*; 山本 慧; 飯浜 賢志*; 石橋 一晃*; 深見 俊輔*; 紅林 秀和*; 水上 成美*
Physical Review Letters, 134(24), p.246704_1 - 246704_7, 2025/06
被引用回数：1We investigate the nonlinear coupling between acoustic (ac) and optical (op) modes in the coupled magnetization dynamics of synthetic antiferromagnets (SyAFs), utilizing current-driven resonance spectroscopy. A clear spectral splitting is evident in the ac mode when strongly excited by the radio frequency (RF) current at the driving frequency half that of the op mode resonance. The Landau-Lifshitz phenomenology aligns with the experimental observations, affirming the coupling of the RF-excited ac and op modes through three-magnon mixing. The nonlinearity enables a Rabi-like splitting in in-plane magnetized SyAF without breaking its natural symmetries. This discovery holds potential for advancing our understanding of nonlinear antiferromagnetic dynamics.
木下 淳一; 坂本 裕; 鈴木 一朗; 中嶋 瞭太; 森田 祐介; 入江 博文
JAEA-Technology 2024-027, 55 Pages, 2025/05
JAEA-Technology-2024-027.pdf:8.49MB
第2廃棄物処理棟は、原子力科学研究所内で発生する比較的放射能レベルの高い放射性廃棄物を処理することを目的として建設された施設であり、旧建築基準法に基づき設計、建設されたものである。平成25年12月に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項に従い、現行の建築基準法に基づき耐震評価した結果、耐震強度が不足していることが判明したことから、耐震強度を向上させるための耐震補強工事を平成30年11月から令和2年2月にかけて行った。本稿は、第2廃棄物処理棟の耐震補強工事の設計、工事及び試験検査について取りまとめたものである。
横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*
JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2025-002.pdf:1.73MB
高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUOの両者で同程度の影響であることがわかった。
青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing 
Sr and 
Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of Sr or Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a Sr standard.
Wilson, J.*; 笹本 広; 舘 幸男; 川間 大介*
Applied Clay Science, 275, p.107862_1 - 107862_15, 2025/05
被引用回数：0高レベル放射性廃棄物の処分場では、鉄または鋼製ベースの容器/オーバーパック及びベントナイト緩衝材が用いられる。25年以上にわたり、鉄とベントナイトの相互作用に関わる研究が行われ、その中では、特に膨潤性粘土(スメクタイト)の鉄に富んだ層状珪酸塩(膨潤能が欠落する鉱物も存在)への変質可能性について検討がなされた。このような変質が生じると、人工バリア材の一つである緩衝材に期待されている膨潤性の欠落或いは低下を引き起こし、せん断応力に対するオーバーパックの保護性、水や溶質の移行抑制にも影響を与える。鉄とベントナイトの相互作用に関わるデータの多くは、実験及び地球化学モデリングによるものであり、ナチュラルアナログによるデータには乏しい。これらの既往データによれば、スメクタイト(アルミ質のモンモリロナイト)が鉄に富んだ固相(層状珪酸塩を含む)に変質したものや、グリーンラスト又は磁鉄鉱のような腐食生成物を伴う鉄に富んだ変質ゾーンが生成される可能性が示唆される。一方、このような変質ゾーンについての実態は複雑であり、現状での理解は不十分な部分もある。25年以上にもわたり研究が行われているにもかかわらず不確実な部分も多いが、今回のレビューにより、鉄とベントナイトの相互作用に伴い生じる尤もらしいシナリオが認識され、考えられ得る緩衝材特性への影響についても提示された。
福田 航大; 小原 徹*; 須山 賢也
Nuclear Technology, 211(5), p.963 - 973, 2025/05
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)An application of the boiling water reactor (BWR) to an offshore floating nuclear power plant (OFNP) is discussed in Japan. The BWR-type OFNP has some challenges for practical use, although it has high economic efficiency because of downsizing and simplification. One challenge is understanding reactor kinetics under conditions specific to the marine environment. This study quantitatively clarifies the total and spatial changes in power when the BWR is inclined during regular operation. Therefore, the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) and Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) codes were used to perform a three-dimensional neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis. The calculation model is based on Peach Bottom II. This study clarifies the changing trend in total and local BWR power by inclination with simplified modeling and conditions. Reasons for such changes are discussed based on changes in several thermal-hydraulic parameters. The difference in BWR power against the inclinations is small. Thus, it was implied that the BWR-type OFNP is expected to have a stable power supply capability during natural disasters. Finally, requires further studies to support the obtained conclusions are discussed.
