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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：0Advanced 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.
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：0.00(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%.
Sweet, M.*; Mishima, Kenji*; 原田 正英; 栗田 圭輔; 飯倉 寛; 田崎 誠司*; 菊池 伯夫*
Quantum Beam Science (Internet), 9(2), p.11_1 - 11_17, 2025/04
中性子ビームは電気的に中性で透過性が高いため、植物、種子、微生物などの生物種への照射に独自の利点がある。われわれは、核破砕、原子炉、小型中性子源のJ-PARC BL10、JRR-3 TNRF、KUANSのシミュレーションを使用して、遺伝子変異を誘発する中性子照射の可能性を包括的に調査した。
田崎 雄大; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2024-012, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-012.pdf:9.25MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)では、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動評価を目的として、燃料挙動解析コードFEMAXIを開発してきた。2019年3月には、同コードとして初めて体系的な検証と性能評価を行ったFEMAXI-8を公開し、以降も様々な改良を続けている。並行して、原子力機構では2000年代より、設計基準事故(DBA)解析用のブランチとしてRANNSモジュールの開発を進めてきた。RANNSは、DBA条件、ここでは主に反応度事故(RIA)の様な非常に急峻な過渡に対しても燃料挙動を追跡できるよう、特に計算の安定性を重視しつつ、このような過渡挙動を適切に予測する上で重要な沸騰熱伝達、粒界分離を伴うFPガス放出、破壊力学指標に基づく被覆管破損判定などを特有のモデルとして備えている。本報告では、これら事故時挙動解析向けモデルの解説やプログラムの設計・構造におけるFEMAXIとの関係に加え、原子力機構が研究炉NSRRを用いて実験を実施し、蓄積してきた膨大なRIA実験データによる大規模検証の結果を示し、同モジュールの総合的なRIA解析性能を評価している。RANNSモジュールの公開に当たっては、パッケージ化されたFEMAXI/RANNSとしてユーザへ提供する予定であり、これにより広い条件での燃料挙動を解析することが可能となる。また、検証解析を通じて一定の性能が確認されたモデルパラメータセットも本報告内で提示しており、これを参照することで、これまで公開してきたFEMAXI-8とユーザビリティは殆ど変わることなく、また解析者の力量に大きく依存することなく、事故時挙動解析の実行が可能である。
沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司
Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11
In the latest nuclear data libraries ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5, the inelastic scattering cross-section data for reactor graphite and crystalline graphite are employed. The data for reactor graphite reproduces the measurement values very well, while the data for crystalline graphite tends to underestimate the measurement values, and there is room for improvement. Therefore, in the present study, for future updates of JENDL, a new molecular dynamics simulation model for crystalline graphite is prepared and inelastic scattering cross-section data are evaluated based on both incoherent approximation and Vineyard approximation. As a result, the obtained inelastic scattering cross-section data of crystalline graphite show very good agreement with the measured data and successfully presented more reliable data than those employed in ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5.
田崎 雄大; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1349 - 1359, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study developed a probabilistic determination model with respect to cladding high-temperature burst conditions based on the Bayesian statistical method to reasonably evaluate fuel behaviors under loss-of-coolant accident conditions, including fuel fragmentation, relocation, and dispersal. The candidate models were based on the widely accepted empirical model established based on nonirradiated fuel cladding data. Explanatory variables were added to improve the applicability of these models with respect to irradiated materials and generalization performance. The posterior predictive distribution of each candidate model was evaluated using Bayesian estimation comprising 238 sets of high-temperature burst test data. The generalization performance was evaluated using information criteria. The results of model evaluation showed improved predictive performance by considering the effect of hydrogen content. A comparison with burnup as an alternative explanatory variable confirmed that hydrogen content was the better parameter and other burnup-associated effects, such as irradiation hardening of the metal matrix and oxide growth (reduction of the metal matrix), were less dominant under burst conditions.
小林 史憲; 神谷 潤一郎; 高橋 博樹; 鈴木 康夫*; 田崎 竜太*
JAEA-Technology 2024-007, 28 Pages, 2024/07
JAEA-Technology-2024-007.pdf:2.52MB
J-PARC LINACにおいて、LINACと3GeVシンクロトロン(3GeV Rapid Cycling Synchrotron: RCS)をつなぐビーム輸送ライン(LINAC to 3GeV RCS Beam Transportation Line: L3BT)を超高真空に保つために、真空システムが整備されている。真空システムはLINAC棟及びL3BT棟に設置されており、真空ポンプ、真空計、ビームラインゲートバルブ(Beam Line Gate Valve: BLGV)等の真空機器により構成され、BLGVにてエリア分けされた区域ごとに管理される。既存真空システムでは、それぞれのエリアごとに真空機器が独立に制御され、隣接するエリアの状態に関わらず真空機器が操作できる。このため、ヒューマンエラーによる誤操作の排除が不可能となっている。また、ビーム輸送ラインの真空悪化が生じた場合、その真空悪化ILK信号がMPS伝送信号経由でBLGVリレーユニットに伝送されることにより、BLGVが強制閉鎖される仕組みとなっている。しかしILK信号伝送範囲がL3BTのすべてのBLGVに及ぶ系になっているため、真空悪化の影響を受けないエリアのBLGVも強制閉鎖される。このことは、不必要な開閉動作がBLGVのメンテナンスの頻度を高くしてしまうといった問題を引き起こす可能性がある。また、BLGVの動作はMPS信号経路を利用して動作させていることから、真空悪化ILK信号での開閉信号がすべてのBLGVに一律に送信することしかできず、各個別制御ができない。さらには、真空制御システムのメンテナンスにおいても、MPS信号経路を絡めた作業が必要になり、真空制御システム単独でメンテナンスすることが難しく作業が煩雑であるという問題もある。このような各種課題を解決するためには、まずエリア相互間の機器の情報や真空圧力を監視可能とすることでヒューマンエラーを排除し、安全性を高くする必要がある。さらに、MPS信号経路を真空システムと分離し、各々のBLGVを個別に自動制御をすることで保守性を改善させる必要がある。そのため、L3BT真空システムの安全かつ効率的な保守と運転維持を考慮した制御を実現することを目的とし、真空システム制御系の再構築を実施した。本報告書は、L3BT真空システム制御系の再構築の詳細とその使用方法について取りまとめたものである。
pellet in molten Zr cladding伊藤 あゆみ*; 山下 晋; 田崎 雄大; 垣内 一雄; 小林 能直*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.450 - 459, 2023/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The rapid dissolution of UO in molten Zr that could occur during fuel-cladding liquefaction at high temperatures and its kinetics were reformulated considering the convective mass transfer and the chemical effect at the UO/Zr interface. The mass transfer coefficient of U was obtained as a correlation including the aspect ratio term by CFD analysis. To explain the gap between the rapid dissolution rate observed in the experiments and the density-driven convective mass transfer, we introduced an idea in which the eutectic melting at the UO/Zr interface promotes the grain detachment owing to infiltration of the U-Zr-O liquid into the UO grain boundaries. The developed model was validated with UO-Zr crucible experiments at 2273 and 2373 K. The calculated mass percentage ratios of U/Zr agreed with the measurements and the transition times from rapid saturation to precipitation were consistent with the metallographic observations.
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.382 - 394, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study develops a new fission gas release (FGR) model for mixed oxide (MOX) fuels with a fundamentally heterogeneous microstructure. The model adopted in FEMAXI-8 was applied to irradiation Instrumented Fuel Assembly (IFA)-626 and 702 tests in which two types of MOX fuels had different heterogeneity in their microstructure, while the other spec were similar. Upon analyzing these fuels, the original FGR model predicted lower FGR from the fuel with a remarkably heterogeneous microstructure than the other MOX fuel. This estimation contradicts the experimental observation. However, the new FGR model improved the consistency because of the early release of fission gas from Pu agglomerate region, and showed issues for aiming further improvement. Therefore, the above results confirmed a certain validity of the developed model for studying heterogeneity effect.
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
田崎 雄大
核燃料, (56), P. 5, 2021/05
混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO粉末とPuO粉末を混合して製造されるため、ペレットの微細組織は主にPu含有率について大なり小なり非均質になる。原子力機構が開発している燃料挙動解析コードFEMAXI-8の従来の(核分裂生成物)FPガス放出モデルでは、ある位置の燃料ペレットを1種類の結晶粒とその粒界で代表させているため、そのままではPu含有率等が一様でないMOX燃料ペレットの微細組織を均質と仮定しなければならず、非均質性が及ぼす粒内FPガスの拡散と粒界への移行、また粒界FPガスの自由空間への移行の効果を弁別することができなかった。そこで、MOX燃料ペレットの微細組織のうち、塊状の高Pu富化度領域(いわゆるPuスポット)とそれ以外の中間的なPu富化度を有する領域について、独立に結晶粒と粒界を模擬することで、それぞれのFPガス移行挙動を陽に評価可能なモデルを開発した。このモデルを備えたFEMAXI-8コードを用いて、ノルウェーのハルデン炉で行われたMOX燃料の照射試験(IFA-626)を解析したところ、同照射試験では、燃料微細組織の非均質性に違いのある2種のMOX燃料の内、非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が大きいという実験結果が得られていたが、今回のモデルはこのような傾向を再現しており、MOX燃料のFPガス放出挙動予測に対する有効性を確認することができた。
沖田 将一朗; 田崎 誠司*; 安部 豊*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.178 - 184, 2020/09
京都大学加速器中性子源(KUANS)は、現在国内で稼働している小型加速器中性子源の一つであり、分光器や検出器の開発に活用されている。さらにKUANSは、比較的低い中性子発生強度のため、減速材設計に関する実験研究に適した施設でもある。KUANSのビーム強度の増加を図るため、リエントラントホールを有する減速材の核設計を実施し、KUANSを利用して設計の妥当性を確認する実験を行った。PHITSを用いた計算によって、リエントラントホールを有するポリエチレン減速材の核設計を実施し、その減速材から得られるビーム強度を実験的に測定したところ、これまで使われていた直方体形状の減速材を用いた場合の1.9倍のビーム強度が得られた。さらに直方体形状の減速材から得られるビームに対する波長毎のビーム強度比は、波長の長い中性子ほど増加し、最大で3倍程度になった。興味深いことに、減速材にリエントラントホールを設けることにより、長い波長の中性子ほどより効率的に減速材の中から取り出されることがわかった。
近藤 恭弘; 平野 耕一郎; 伊藤 崇; 菊澤 信宏; 北村 遼; 森下 卓俊; 小栗 英知; 大越 清紀; 篠崎 信一; 神藤 勝啓; et al.
Journal of Physics; Conference Series, 1350, p.012077_1 - 012077_7, 2019/12
被引用回数：3 パーセンタイル：77.16(Physics, Particles & Fields)J-PARC加速器の要素技術試験に必要な3MeV H
リニアックを高度化した。イオン源にはJ-PARCリニアックと同じものを用い、RFQは、J-PARCリニアックで2014年まで使用した30mA RFQに代わり新たに製作した50mA RFQを設置した。したがって、このシステムはエネルギー3MeV、ビーム電流50mAとなる。このリニアックの本来の目的は、このRFQの試験であるが、J-PARC加速器の運転維持に必要な様々な機器の試験を行うことができる。加速器は既に試運転が終了しており、測定プログラムが開始されつつある。この論文では、この3MeV加速器の現状について報告する。
中村 仁宣; 木村 隆志; 山崎 勝幸; 北尾 貴彦; 田崎 隆; 飯田 透
Proceedings of International Conference on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities (Internet), 9 Pages, 2018/09
東電福島第一発電所の事故の教訓及びIAEAの核セキュリティ関連指針(INFCIRC/225/Rev.5)を踏まえ、2012年3月に原子力規制関連法令が改正され、原子力施設事業者に新たな規制要件が提示された。東海再処理施設においては、2014年3月までに全ての要件を満足するよう防護措置の改善を完了した。これらの措置は、当施設のセキュリティレベルの向上及び施設の潜在的な安全上のリスクの削減に貢献するものである。一方、2016年に個人の信頼性確認制度に係る新たな規制が導入され、東海再処理施設においては、防護区域(区分I及びII)、PP管理室、第2PP管理室への入域者及び核物質防護情報(秘密情報)を取り扱う従業員に対して当該制度を適用する。この制度は、妨害破壊行為や特定核燃料物質の不法移転及び核物質防護情報の漏えいに対する内部脅威者となりうる可能性がある者が対象であり、2017年秋の施行を予定している。さらに、核セキュリティに係る措置の確立と同様に、全従業員を対象とする核セキュリティ文化醸成も課題であった。東海再処理施設では、実際のセキュリティ事案をもとにした小グループ単位による事例研究や核セキュリティ啓蒙ポスターの作成・掲示等の核セキュリティ文化醸成活動を継続している。本報告では、東海再処理施設における核物質防護措置の概要と今後の効果的な防護措置に係る取組みについて議論する。
中村 仁宣; 北尾 貴彦; 山田 博之; 河野 壮馬; 木村 隆志; 田崎 隆
Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07
To reduce security risks by outsider and insider, JAEA is on-going to raise the security level in accordance with the Japanese domestic regulation for reprocessing plant and through constant voluntary improvements. In the reprocessing plant, since a large amount and several types of nuclear material (NM) are handled, the effective physical protection measures have to be considered them for the unauthorized removal and sabotage appropriately. For the insider, since effective and timely detection manner is applied to a part of inner areas and it seems to be very difficult to doubt our employee at the viewpoint of common sense, we are thinking that applying several effective physical protection measures comprehensively as one of rules are very effective. In Tokai Reprocessing Plant, to reduce insider risks, implementation of many security culture efforts for employee and executive managers, implementation of trustworthiness program including observation of acting, implementation of surveillance to inner area, etc. by camera, access control, introduction of two person rule and implementation of planned education and training, etc. are being conducted. By engaging those measures, we believe that the security risks by insider can be minimized. In this paper, we introduce our insider mitigation methods and discuss their effectiveness and best approach for enhancing the security in the reprocessing plant.
北尾 貴彦; 竹内 良勝; 木村 隆志; 小島 順二; 塩谷 聡; 田崎 隆; 中村 仁宣
日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04
日本原子力研究開発機構(JAEA)東海再処理施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、東海再処理施設では、国際原子力機関(IAEA)の核セキュリティ文化に関するガイドラインにおいて、効果的な核セキュリティ文化の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、東海再処理施設の核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善に係る紹介、並びに今後の取り組むべき課題について紹介する。
立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09
原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。
川上 剛; 田崎 隆
JAEA-Review 2011-028, 47 Pages, 2011/12
JAEA-Review-2011-028.pdf:3.25MB
2010年5月17日から20日にかけて、米国エネルギー省主催の探索及び放出後管理に伴う国際ワークショップ(以下、「ISCM-WS」という。)が開催された。ISCM-WSは、世界的な原子力・放射線緊急事態への対応能力を構築・強化し、核・放射線テロへの戦いを支援することを狙いとしており、世界26か国から92名及びIAEAから3名の関係者を招き、米国の核・放射線テロ対応,原子力・放射線緊急事態も含めた放出後管理のための技術・体制・活動等について紹介していた。本報告は、このISCM-WSについて、ワークショップ内で紹介された核・放射線テロを想定した探索チームの活動,原子力緊急事態や核・放射線テロ発生後の放出後管理に伴う活動に関する内容を含めた調査結果をまとめたものである。
林田 洋寿; 山崎 大; 海老沢 徹*; 丸山 龍治; 曽山 和彦; 田崎 誠司*; 日野 正裕*; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 634(1, Suppl.), p.S90 - S93, 2011/04
被引用回数：2 パーセンタイル：19.01(Instruments & Instrumentation)中性子スピン干渉計では、入射中性子がスピンアップ及びスピンダウンの2つの固有状態に分波される。分波された状態で磁場中を通過すると2固有状態間に位相差が生じ、これはスピン干渉計の干渉縞の位相として観測される。2固有状態間の位相差は中性子が通過する領域の磁場積分値に比例し、これに応じて干渉縞の位相シフトが観測される。この性質及びスピン干渉計に2次元検出器を導入することで磁場の可視化が可能となる。そこでわれわれは厚さ0.1mmのパーマロイ薄膜を試料として、応力有り無しでのパーマロイ薄膜内における磁場変化の可視化を試みた。実験は日本原子力研究開発機構、3号炉内のC3-1-2-2, MINE2ポートで行われた。実験では薄膜を折り曲げることで応力を加え、折り曲げ角度45, 180、及び折り曲げ無しの3種類の試料を準備した。実験の結果、折り曲げた領域において、折り曲げ角度が大きくなるにつれ、飽和磁化の減衰及び漏れ磁場の増加を可視化することに成功した。
species小林 伸雄*; 佐々木 真一郎*; 田崎 啓介*; 中務 明*; 野澤 樹; 長谷 純宏; 鳴海 一成
JAEA-Review 2010-065, JAEA Takasaki Annual Report 2009, P. 67, 2011/01
is one of the perennial ornamentals native to Central America, using for cutting, potting and bed flowers. To obtain flower and/or plant form mutation, seeds were irradiated with ion beams. Seed germination rate decreased over 100 Gy and any seeds could not germinate at 150 Gy. Survival rate of seedlings decreased below 50% at 50 Gy. In the case of seeds, irradiation of 50 to 200 Gy is estimated to be optimal to generate mutants.
