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elik, Y.*; Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 岩元 洋介; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 212, p.111048_1 - 111048_12, 2025/03
The MCNP, PHITS, and FLUKA are general-purpose Monte Carlo radiation transport codes that are widely used for many real-world shielding problems at accelerator facilities around the world. For high beam energy and high beam current accelerator applications, neutron emission through the vacuum pipe along the reverse direction of incident proton beam is an important factor for a shielding design in order to correctly assess the dose rates for workers and the structural materials of the accelerator and handle with the waste activated by the backscattered neutron fluxes. In this work, neutron-production cross sections and thick target yield predictions from MC codes relying on physics models and nuclear data libraries are benchmarked against the experimental data, in order to assess their accuracy in predicting neutron emission and furthermore to assess the corresponding impact on shielding design. The results of this study demonstrate that the nuclear data libraries and physics models, which are not expected to give good results at lower energies (
MeV) but are used anyhow when there is no nuclear data available or above the energy range where the data tables end in the so-called "mix-and-match" strategy, need further improvements. Among the investigated proton induced nuclear data libraries, JENDL-4.0/HE produces the most satisfactory agreement to experimental data for all target materials, but may still benefit from refinement. Concerning the physics models of the codes, FLUKA V4-4.0 has the best performance in terms of reproducibility of the experimental values. It is also shown that all discrepancies between the calculations and the experiments for the energy range 
MeV are up to factor of two. This might be considered as an acceptable figure as it is equivalent to a normal safety margin (
) considered in shielding calculations of accelerator facilities around the world.
Lee, J.; Rossi, F.; 児玉 有; 弘中 浩太; 小泉 光生; 佐野 忠史*; 松尾 泰典*; 堀 順一*
Annals of Nuclear Energy, 211, p.111017_1 - 111017_7, 2025/02
Silica glass has been used as a base and host material in vitrified radioactive waste and lithium glass scintillator for neutron detection because of its superb transparency, high heat resistance, and excellent chemical inertness. Therefore, an accurate total cross section of the silica glass is important to evaluate the criticality safety for the vitrified wastes and to understand the neutron response for lithium glass scintillators accurately. In the present study, to provide the accurate total cross section in the thermal and epithermal energy range, the neutron transmission measurements were carried out by a pulsed neutron beam with the time-of-flight method at the Kyoto University Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science - Linear Accelerator. We obtained the neutron total cross section of the silica glass in the energy region from 0.002 eV to 25 eV. The obtained results were compared and discussed with the previous results and the evaluated data.
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez Espinoza, V.*; Stakhanova, A.*; Groudev, P.*; Petrova, P.*; Vryashkova, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 211, p.110962_1 - 110962_16, 2025/02
被引用回数：0The completed Horizon-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" has reviewed uncertainty sources and Uncertainty Quantification methodology for the purpose of assessing Severe Accidents (SA). The key motivation of the project has been to bring the advantages of the Best Estimate Plus Uncertainty approach to the field of Severe Accident. The applications brought together a large group of participants that set out to apply uncertainty analysis (UA) within their field of SA modelling expertise, in particular reactor types, but also SA code used (ASTEC, MELCOR, etc.), uncertainty quantification tools used (DAKOTA, RAVEN, etc.), detailed accident scenarios, and in some cases SAM actions. This paper synthesizes the reactor-application work at the end of the project. Analyses of 23 partners are sorted into different categories, depending on whether their main goal is/are (i) uncertainty bands of simulation results; (ii) the understanding of dominating uncertainties in specific sub-models of the SA code; (iii) improving the understanding of specific accident scenarios, with or without the application of SAM actions; or, (iv) a demonstration of the tools used and developed, and of the capability to carry out an uncertainty analysis in the presence of the challenges faced. The partners' experiences made during the project have been evaluated and are presented as good practice recommendations. The paper ends with conclusions on the level of readiness of UA in SA modelling, on the determination of governing uncertainties, and on the analysis of SAM actions.
茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 237, p.126406_1 - 126406_15, 2025/02
We performed Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) simulations of a single-phase turbulent opposing flow mixed convection in a heated vertical circular tube. Previous research has indicated that the Launder-Sharma 
model (hereafter the LS model), one of the most popular RANS turbulence models, overestimates experimental heat transfer coefficients for opposing flows. Although the RANS models have been widely applied to opposing flows in various systems, the mechanism and conditions under which the predictive performance of the LS models fail remain unclear. This study aims to understand the model characteristics and their applicability under various mixed convection conditions. This article investigates the LS model, the LS model with the Yap correction, and the 
model. The LS model remarkably over predicts the Nusselt number and the friction coefficient under highly buoyant conditions. The error for the Nusselt number was more than 90% for 
, where 
is a controlling parameter. The conditions under which the prediction of the LS model fails are linked to those under which reverse flow occurs near the heated wall. The reverse flow condition is given by 
. This condition could be used where the LS model cannot be applied. The LS model with Yap correction and model can predict experimental data successfully from forced convection to mixed convection conditions 
. For natural convection-dominant conditions 
, the LS model with the Yap correction was numerically unstable and could not obtain a converged numerical solution; however, the model stably reproduced the experimental data. By optimizing the model constants included in the Yap correction, the stability and accuracy of the calculation can be improved under highly buoyant opposing flow conditions.
若狭 幸*; 石山 達也*; 廣内 大助*; 松多 信尚*; 藤田 奈津子; 越後 智雄*
Geomorphology, 468, p.109497_1 - 109497_8, 2025/01
東北日本の北部太平洋沿岸における海岸隆起の長期的な速度を推定するために、露出した岩盤表面の陸域原位置宇宙放射性核種年代測定に基づいて、海成段丘と河成段丘の表面露出年代を決定した。海成段丘と河成段丘の再解釈に基づき、三陸沿岸北部と南部から試料を採取した。測定された
Be/
Be比から計算された石英中のBe濃度から得られた地表露出年代は、海成段丘と河成段丘の中期から後期更新世の年代と、中間のタイムスケールにおける緩やかな海岸隆起速度を共通して示唆している。この結果は、沈み込む太平洋プレートの上にある東北日本弧北部における地殻の異なる歪適合様式を示している。
吉田 将冬; 井口 啓; 平野 宏志*; 北村 哲浩
Nuclear Engineering and Design, 431, p.113691_1 - 113691_16, 2025/01
プルトニウム燃料第二開発室は現在廃止措置段階にあり、2010年からグローブボックスの解体作業が行われている。従来のグローブボックス解体作業では、放射性核種を封じ込めるためグローブボックスをビニル製のテントで囲い、その中でエアラインスーツを着用した作業者が火花の生じる切断工具を用いて手作業で解体している。この従来の解体工法は長年使用されている実績があり、適宜改良・改善され体系化されている。しかし、作業員の負担が大きく、実作業時間を短くしなければならないこと、作業場が放射性物質で汚染されているため、万が一事故が発生した際の放射性物質吸引による内部被ばくのリスクが高いことなどいくつもの欠点が存在する。このような従来法の欠点を解消するため、現在小型油圧切断機及び遠隔操作技術を用いた新たなグローブボックス解体工法の開発を進めている。具体的には、遠隔解体装置を導入することでエアラインスーツ作業を減らし、解体作業の安全性を高めることそして、すべての機器を再利用することで廃棄物の発生を抑えることを目的としている。さらに、これらの目的の達成のためテント内で解体された資材をグローブ作業で処理するためのグローブ作業エリアを設計・検討試験を行っている。
Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070(2), p.170021_1 - 170021_9, 2025/01
We have developed a method to directly detect Sr/Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from 
Cs and beta rays from Sr/Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of Sr/Y under a high gamma-ray background.
山口 正剛; 海老原 健一; 板倉 充洋; 都留 智仁
Scripta Materialia, 255, p.116366_1 - 116366_5, 2025/01
被引用回数：0鉄鋼やアルミニウム合金の粒界破壊の原因候補の一つとして水素がもたらす粒界凝集エネルギー低下が考えられている。最近はそれに対する粒界偏析元素の影響が第一原理計算により調べられているが、粒界凝集エネルギーを定量的に評価した研究はない。本研究では、第一原理計算結果を利用した定量的評価手法について述べ、いくつかのテスト計算の例を示す。
高橋 嘉夫*; 山口 瑛子; 蓬田 匠
Treatise on Geochemistry, 3rd edition, Vol.6, 46 Pages, 2025/00
放射性核種の環境地球化学は、近年の測定技術などの発展に伴い、さまざまな研究対象へ新しいアプローチが展開されている。本レビュー論文では、放射性核種の環境地球化学分野における過去10
15年間のいくつかのトピックについて議論した。特に、2011年の福島第一原子力発電所事故で放出された放射性核種の移行に関する研究、X線吸収微細構造分光法の開発と放射性核種の地球化学過程への応用の2つのトピックを中心に取り上げて概説している。
田崎 雄大; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2024-012, 76 Pages, 2024/12
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。
竹内 竜史; 國分 陽子; 西尾 和久*
JAEA-Data/Code 2024-011, 120 Pages, 2024/12
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴う地下深部の地下水環境の回復状況を確認するため、環境モニタリング調査として瑞浪超深地層研究所用地および研究所用地周辺のボーリング孔等において地下水の水圧観測および水質観測を実施している。本報告書は、2023年度に実施した地下水の水圧観測データおよび水質観測データを取りまとめたものである。
山下 恵史朗*; 小松 一生*; 服部 高典; 町田 真一*; 鍵 裕之*
Acta Crystallographica Section B; Structural Science, Crystal Engineering and Materials (Internet), 80(6), p.695 - 705, 2024/12
これまで、水に富む塩化マグネシウム水和物系列(MgCl
HO)では奇数の水和数nを持つものは欠落していた。本研究において、2GPa以上の高圧と300K以上の高温で生成する塩化マグネシウム七水和物、 MgCl7HO (or MgCl7DO)を同定した。その結晶構造は、2.5GPa, 298Kでのその場単結晶X線回折と3.1GPa, 300Kでのその場粉末中性子回折の組み合わせによって決定された。単結晶試料では、望ましくない結晶相の核生成を防ぐためにアルコールを混合して成長させた。得られた結果は、水分子の配向乱れを示しており、密度汎関数理論計算によっても検証された。この乱れには水素結合の再結合が関与しており、水の高圧氷相や既知の乱れた塩水和物とは異なっていた。圧縮による収縮は主に一方向に起こる。この最も圧縮しやすい方向に垂直な面では、酸素原子と塩素原子が六角形状に配列していた。
郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 209, p.110783_1 - 110783_7, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)燃料デブリの組成や性状は不確実であるため、臨界安全性評価に使用される計算コードや核データを検証するには臨界実験が必要である。このため、原子力機構は、臨界集合体STACYの改造を行っている。STACY更新炉の初臨界は2024年春に予定されている。本稿では、STACY更新炉の初臨界時の基本炉心構成仕様の特性について事前解析の結果を報告する。初臨界時には中性子減速条件の異なる2種類の格子板(格子間隔は1.50cmと1.27cm)を用意される。一方で、利用可能なUO
燃料棒の数には制限がある。これらの実験的制約を満たす最初の臨界のための炉心構成は、計算解析によって設計された。最適減速条件に近い1.50cmピッチの格子板を備えた円柱形の炉心構成では、臨界に達するには253本の燃料棒が必要となる。1.27cmピッチの格子板については、ピッチを2倍にして2.54cmピッチの炉心構成を検討した。この場合、臨界に達するには213本の燃料棒が必要となる。さらに、燃料デブリの様態をシミュレートするために、鉄またはコンクリート模擬棒を使用した実験炉心構成についても検討した。本稿では、これらの炉心構成と炉心特性の解析結果を示す。
福田 航大
Annals of Nuclear Energy, 208(1), p.110748_1 - 110748_10, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The Windscale Works criticality accident in 1970 resulted from mixing an aqueous solution with an organic solvent with different plutonium concentrations and densities. Although this accident has been studied using improved computer capabilities in recent years, a precise criticality scenario has not yet been identified. This study aims to clarify a possible criticality scenario of the accident-the time variation of reactivity and its mechanism. The accident was simulated by combining the multiphase computational fluid dynamics solver of OpenFOAM and the delta-tracking-based Monte Carlo neutron transport code Serpent2. Consequently, the periodic uneven arrangement of fluids might have caused oscillations in neutron leakage and absorption, resulting in periodic wavy reactivity changes. Furthermore, the emulsion, which was thought to be the primary cause, might not be the dominant mechanism for reactivity change, although it contributed to the criticality of the accident.
遠藤 章
Annals of the ICRP, 52(4), p.5 - 7, 2024/12
国際放射線防護委員会(ICRP)は、Publication 155において、新生児、1歳、5歳、10歳、15歳の標準男性及び女性の比吸収割合(SAF)データを開発した。SAFは、内部被ばくにおいて、放射性核種が分布する組織及び臓器から放出された放射線のエネルギーのうち、標的となる組織及び臓器の質量あたりに吸収される割合を表し、内部被ばく線量を計算するために不可欠なデータである。このPublication 155で提供されるデータを、すでにPublication 133として公表されている標準成人男性及び女性のSAFデータと組み合わせることにより、環境における公衆の放射性核種の摂取に対して、年齢に応じた線量係数を計算するためのSAFデータセットが完成した。これにより、改良された生物動態モデル及び放射性核種壊変データとともに、新しい線量係数を計算するための重要な構成要素が整った。その成果は、「一般公衆による放射性核種の摂取に対する線量係数」の一連のICRP Publicationとして間もなく提供される予定である。
三浦 泰人*; 宮本 慎太郎*; 丸山 一平*; Aili, A.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 五十嵐 豪*
Case Studies in Construction Materials, 21, p.e03571_1 - e03571_14, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)In this study, the expansion behavior of cement materials after high-temperature heating and water immersion was observed experimentally. Two experiments were conducted using mortar specimens with different sand-to-cement ratios subjected to different high-temperature histories up to 1000
C. In Case 1, the specimens were immersed in water after high-temperature heating and then cooled naturally; in Case 2, the specimens were immersed in water at high temperatures without the cooling process. Based on the results, it was confirmed that lime expansion due to the rehydration of CaO by heating occurred in Case 1. In contrast, dynamic continuous explosive spalling occurred in Case 2 because of water penetration into the specimen at a high temperature. The explosive spalling in water observed in Case 2 is a phenomenon that has not been reported to date. Possible failure mechanisms for lime expansion and continuous expansive spalling in water are suggested.
杉山 仁志*; 加藤 謙一*; 関根 直子*; 関根 由莉奈; 渡邉 友亮*; 深澤 倫子*
Chemical Physics Letters, 856, p.141655_1 - 141655_8, 2024/12
被引用回数：0ハイドロゲル中の水の構造に対する高分子側鎖の疎水性の影響を調べるために、DSCとXRD測定を実施した。ポリアクリルアミド(PAA)ゲルに含まれる中間水の量はポリ-
-ジメチルアクリルアミド(PDMAA)と比べて少量であった。PAAゲルの場合、束縛水はポリマー鎖表面に存在しているのに対して、PDMAAゲルでは架橋因子として機能していることが明らかになった。
大野 宏和; 石井 英一; 武田 匡樹
Geoenergy (Internet), 2(1), p.geoenergy2023-047_1 - geoenergy2023-047_10, 2024/12
Faults in some deep mudstones have poor hydraulic connectivity owing to high normal stress on the fault planes. Designing a method for modeling solute transport pathways in such faults/fractures using available data is a critical issue vis-a-vis the safety assessment of radioactive waste disposal. In this study, faults in deep siliceous mudstones with low swelling capacity are investigated using cross-hole hydraulic and tracer tests between two boreholes. These results indicate that transport pathways in faults with low hydraulic connectivity can be modeled using a highly tortuous 1D pipe flow path.
尾崎 裕介; 石井 英一
Geoenergy (Internet), 2(1), p.geoenergy2023-056_1 - geoenergy2023-056_11, 2024/12
本研究では、幌延深地層研究センターにおける約10年間の研究坑道の掘削時の坑内への湧水データおよびHDB-6孔で観測された水圧変化を再現解析することで、幌延深地層研究センター周辺における稚内層内部における有効透水係数を推定した。求めた有効透水係数をLandau-Lifshitz-Matheronの式により断層の透水量係数や断層における流れの次元と定量的に関連付けた。これらの結果、稚内層における有効透水係数は、透水量係数のダクタリティインデックスに対する依存性と透水量係数の次元への依存性の双方を考慮した場合に推定される透水量係数と整合的であることが示された。
下村 浩一郎*; 幸田 章宏*; Pant, A. D.*; 砂川 光*; 藤森 寛*; 梅垣 いづみ*; 中村 惇平*; 藤原 理賀; 反保 元伸*; 河村 成肇*; et al.
Interactions (Internet), 245(1), p.31_1 - 31_6, 2024/12
J-PARC Muon Facility: MUSE (Muon Science Establishment) is responsible for the inter-university user program and the operation, maintenance, and construction of the muon beamlines, namely D-line, S-line, U-line, and H-line, along with the muon source at J-PARC Materials and Life Science Facility (MLF). In this paper, recent developments are briefly presented.
