Hot zone formation in combustion tests simulating solvent fires in reprocessing plants; Concerns on boilover phenomenon

大野 卓也; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.603 - 611, 2026/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2577296

この論文では、再処理施設における有機溶媒火災を模擬した燃焼試験において、高温層が形成された事例を初めて報告する。我々の目的は、火災事故の進行を定量的に予測するための数値モデルにボイルオーバー現象の要素を追加することである。溶媒中で高温層が形成されるとボイルオーバーの燃焼規模が増大するが、リン酸トリブチル(TBP)/ドデカン混合物の燃焼において高温層が形成されるかどうかはまだ明確ではなかった。この点を確認するため、ビーカースケールの燃焼試験を実施し、熱電対を用いて燃焼する溶媒の温度分布を測定した。その結果は以下の通りである。(1)ドデカンのみの燃焼では高温層は形成されなかった。(2)TBP/ドデカン混合物の燃焼では、ドデカンが溶媒中に残存している限り高温層は形成されなかった。(3)TBPのみを燃焼させた場合、高温層が形成された。これらの結果は、再処理施設で有機溶媒と硝酸溶液が混入した火災が発生した場合、高温層をともなうボイルオーバー現象が発生する可能性を示唆する。

CFD simulation of the XR2-1 experiment with the JUPITER code

山下 晋; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 19 Pages, 2026/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2664459

本研究では、過酷事故時における原子炉炉心内の三次元溶融物移動現象に対する機構論的CFDコードJUPITERの適用性について検討した。対象として、XR2-1 BWR金属溶融物移動実験を、非活性雰囲気下での溶融物移動挙動のみに着目した総合効果試験として解析した。燃料集合体、制御ブレード、および炉心下部支持構造を含むXR2-1試験部の詳細な三次元モデルを構築し、実験に基づく熱条件の下でSS/B4Cおよびジルカロイ溶融物の時間依存注入を模擬した。解析結果は、溶融物の移動経路の定性的比較および試験部主要領域における移動物質体積の定量的比較によって評価した。その結果、制御ブレードガイドチューブ、ノーズピースおよび入口ノズル、ならびにチャンネルボックス領域に沿った、実験で観測された3つの溶融物移動経路を、内部閉塞を形成することなく再現することに成功した。また、定量比較では、ほとんどの評価領域において試験後のX線断層撮影結果と良好な一致を示した。これらの結果は、JUPITERが複雑な炉心形状における三次元溶融物移動挙動を現実的に再現できることを示し、過酷事故における溶融物移動現象の評価において、大規模実験を補完する有用なツールとなる可能性を示唆している。一方で本研究では、現行のJUPITERコードを用いた燃料集合体内の溶融物移動挙動解析における主な課題として、輻射熱伝達計算に伴う過大な計算コスト、計算格子解像度の不足、ならびに流体-構造連成(FSI)モデルの未整備が挙げられた。

化石のタイムカプセル; コンクリーションに学ぶ地層処分の新技術

望月 陽人; 吉田 英一*

エネルギーレビュー, 46(4), p.42 - 44, 2026/03

高レベル放射性廃棄物の地層処分や二酸化炭素の地下貯留など、深部地下空間を対象とした処分・隔離を行ううえでは、水や物質の移行経路の確実な閉塞が求められる。本稿では、長期的な閉塞性能の確保を目的に、自然界に存在する炭酸カルシウムの球状コンクリーションに着想を得て開発された「コンクリーション化剤」の特徴、幌延深地層研究センターの地下施設において実施されているコンクリーション化剤の実証試験、今後の利活用に関する展望などについて紹介する。

ミューオン加速用Disk-and-Washer試作機の低電力試験

近藤 彩夏*; 飯嶋 徹*; 鷲見 一路*; 竹内 佑甫*; Cicek, E.*; 恵郷 博文*; 大谷 将士*; 中沢 雄河*; 二ツ川 健太*; 三部 勉*; et al.

Proceedings of 22nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.18 - 22, 2026/03

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2025/proceedings/PDF/WEO7/WEO704.pdf

ミューオンの異常磁気能率および電気双極子能率は素粒子標準模型を超える新物理の寄与が期待される物理量である。J-PARCで計画しているこれらの精密測定実験では、ミューオンの冷却・加速によって生成する低エミッタンスビームを用いた新しい手法により、独立した検証を行う。ミューオン線形加速器は各速度域に適した4種類の高周波加速空洞で構成されており、その中でも光速の30%から70%の加速を担う中速度領域の加速器は設計・製作手法が未確立である。現在、中速度領域の加速器として、高い加速効率を持つディスクアンドワッシャ(DAW)型加速器に着目し開発を進めている。ミューオン加速用DAWは加速空洞であるタンクと、ビーム集束に用いる四重極電磁石の設置空間を確保しつつタンク間を電磁気的に結合するブリッジカップラから構成される。我々は先行研究で製作されたタンク試作機に加え、新たにブリッジカップラ試作機を設計・製作し、製作精度の評価と低電力試験を実施した。低電力試験では、共振周波数やQ値といった高周波特性の確認やビーズ測定による電磁場の測定を行い、Q値4500(計算値の50%)、電磁場平坦度10%の結果を得た。本講演では、電磁場解析コードによるブリッジカップラの設計と、試作機の製作精度・低電力試験について報告する。

Spatially resolved isotopic analysis of a uranium-bearing particle from inside the Fukushima Daiichi unit 2 reactor using high-resolution SIMS

吉田 健; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 富田 英生*; 岩田 圭弘; 平井 睦*; 溝上 暢人*; 坂本 哲夫*

Scientific Reports (Internet), 16, p.9865_1 - 9865_8, 2026/03

https://doi.org/10.1038/s41598-026-40875-y

Characterizing fuel debris (FD) is critical for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). Samples collected from inside the reactor building through various methods provide valuable insights into the properties of FD. However, localized isotope data from these samples have not been previously reported. In this study, we present the first global report of isotope imaging and ratio data for the FDNPS particle obtained using our novel high-spatial-resolution secondary ion mass spectrometry (SIMS) technique developed for FD analysis. The method successfully mapped the spatial distributions of uranium, a key nuclear fuel component, and boron-10 (B), a control rod material, within the particle. In addition, the spatial distributions and isotope ratios of B and lithium (Li) in the particles provide definitive evidence that B (n, a) Li reactions occur in the control rod during normal reactor operation. These findings provide new insights into the FD composition and underscore the effectiveness of SIMS for the detailed characterization of FD.

Ambient dose rate variation in the Fukushima region visualized using explainable AI techniques

吉田 竜*; 操上 広志; 長尾 郁弥; 高橋 成雄*; 眞田 幸尚

Journal of Environmental Radioactivity, 293, p.107900_1 - 10790_13, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2026.107900

Following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident in 2011, ambient dose rates in the surrounding region have gradually declined due to radioactive decay and decontamination efforts. However, spatial variations in dose rate reduction remain insufficiently understood, particularly in forested areas where contamination persists. This study investigates long-term trends in ambient dose rate changes using explainable AI techniques. A 12-year integrated dose rate map, combining fixed-point, walk, carborne, and airborne survey data, was used to analyze temporal and spatial patterns. We developed a predictive model using Light Gradient Boosting Machine (LightGBM) to estimate dose rate reduction ratios based on geographic and environmental features. SHapley Additive Explanations (SHAP) were applied to quantify the contribution of each variable and enhance model interpretability. Our findings revealed that land use significantly influences dose rate reduction, with urban and agricultural areas showing faster declines due to infrastructure and human activity including decontamination works, while forests exhibit slower reductions. Notably, topographical features such as elevation and slope affect dose rate trends in undisturbed forests, with valleys and depressions showing stagnation. This study provided the first visual validation of area-wide decontamination effects and demonstrates the utility of explainable AI in environmental radiation analysis. The proposed approach offers a robust framework for geospatial interpretation and supports future policymaking for regional recovery and forest utilization.

Modeling of vapor mass formation under forced convective boiling condition

小野 綾子; 大川 富雄*; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1231 - 1239, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570642

高精度で信頼性の高い限界熱流束(DNB)評価手法の開発は、カーボンニュートラルの早期実現のために必要な次世代PWRの最適設計に必要不可欠である。本研究では、DNBを引き起こす主要な必要条件の一つが伝熱面上の大気泡形成であると考え、その形成熱流束を予測するモデル開発に着手した。本モデルでは、ポアソン分布で分布を仮定した発泡点から発生する一次気泡同士の接合により、小合体泡が形成されるとし、離脱時の小合体泡の半径が、三島のスラグ形成条件を満足すれば大気泡が生成される。実験データを用いた解析の結果、提案モデルは大きな蒸気塊を形成するための熱流束をよく予測することがわかった。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故時の化学挙動解析コードSCHERNのRuO気液間移行モデルの高度化

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2025-011, 25 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-011.pdf:2.15MB

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の揮発性の化学種(RuO)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。RuOは施設内を移行する過程で床面に停留すると想定されるプール水中の亜硝酸(HNO)によって化学吸収が促進されることが想定され、この挙動は実験的に確認されており、Ruの施設内での移行に重要な役割を担う。HNOを含む硝酸水溶液へのRuOの移行に係る実験から得られた成果をもとに、新たな化学吸収及び物理吸収モデルが提案されている。本報では、SCHERNの解析性能の向上の一環として、これらの吸収モデルを組込み、施設内を移行するRuOの気液各相での挙動の解析を試行した。その結果、RuOの放出が急激に増加する沸騰晩期では、液相中のHNOも急増する傾向が見られ、その濃度変化がその後のRuOの移行挙動に大きく影響することを確認した。この結果から硝酸-水混合蒸気の凝縮に伴う気液各相のHNOの化学的挙動の解析精度の向上が不可欠である。

Optimising sodium incorporation into potassium-activated metakaolin-based alkali-activated materials

Chaerun, R. I.; 佐藤 淳也; 平木 義久; 吉田 幸彦; 佐藤 努*; 大杉 武史

Construction and Building Materials, 500, p.144270_1 - 144270_10, 2025/11

https://doi.org/10.1016/j.conbuildmat.2025.144270

アルカリ活性化材料(AAMs)、特にメタカオリンを原料とするものは、その高密度な微細構造と化学的耐久性により、有害廃棄物の固定化に用いる持続可能なバインダーとして大きな注目を集めている。これらの非晶質アルミノケイ酸塩構造は、有害物質を効果的にカプセル化し、環境リスクを低減することができる。しかし、この非晶質ネットワークの安定性を維持することは容易ではなく、特にナトリウム(Na))を多く含む前駆体を使用する場合、過剰なNaが結晶化を促進し、マトリックスの完全性を損なうことが知られている。本研究では、主にカリウム(K))で活性化されたメタカオリン系AAMsにおけるNa+濃度が構造安定性に与える影響を体系的に検討した。その目的は、非晶質構造を保持し化学的安定性を維持できるNa取り込みの閾値を明らかにすることである。透過型電子顕微鏡(TEM)、ラマン分光法、熱力学モデリングを用いて、さまざまなNa:Kモル比におけるK-AAMsの構造進化を解析した。その結果、Na:K比が高い場合には、ナノポアの形成やNaに富むゼオライト相の早期結晶化が生じ、マトリックスの安定性が低下することが明らかとなった。一方で、非晶質ネットワークを維持し、アルミノケイ酸塩骨格を保つ最適なNa:K比が特定された。これらの知見は、高耐久かつ先進的な廃棄物固定化技術に向けたK-AAMsの最適化に有用な指針を提供するものである。

Experimental simulation of high-temperature and high-pressure annular two-phase flow using an HFC134a-ethanol system; Characterization of disturbance wave flow

Zhang, H.*; 梅原 裕太郎*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 江藤 淳朗*; 森 昌司*

Energy, 335, p.138090_1 - 138090_18, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138090

原子力発電は、カーボンニュートラルな未来を実現するための重要な低炭素エネルギー源である。沸騰水型原子炉(BWR)では、燃料棒周囲における蒸気と水の環状流が原子炉の安全性にとって極めて重要であるが、その高温高圧条件(285C、7MPa)により、直接計測が困難である。この問題に対処するため、我々はHFC134a-エタノール系を低温定圧条件(40C、0.7MPa)で用いることで、BWRの液膜流の模擬実験を実施した。高速度カメラと定電流法を用いて、液膜特性、波速度および周波数を分析した。また表面張力と界面せん断応力の影響を調査した。さらに基底液膜厚さについて新たな相関関係を提案した。