Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Annals of Nuclear Energy, 236, p.112358_1 - 112358_13, 2026/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの解析結果の信頼性担保のため、順方向不確かさ定量化(Forward UQ)とSobol'法を用いた感度解析(SA)による妥当性確認プロセスを整備した。FFTF試験を対象に入力因子の不確かさ伝播解析を行い、試験結果が不確かさ範囲内に収まることを妥当性判断基準の1つとして使用可能であることを確認した。また、SAにより不確かさに対する支配的因子を特定し、不確かさ低減に向けた優先検討項目を提示した。これにより、Forward UQ及びSobol'法を用いたSAが妥当性確認プロセスに適用可能であることを示した。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
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：92.65(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%.
Nguyen, H. H.
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112171_1 - 112171_13, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心中心部の燃料集合体は溶融して燃料デブリとなる一方、外周部の燃料集合体は損傷を受けていない状態にある、部分的に損傷した原子炉モデルの中性子特性に、減速材と燃料の体積比、燃料デブリの形状、および損傷した燃料集合体の数が及ぼす影響を調べた。調査は、SerpentコードとJENDL-5ライブラリを用いて実施した。結果、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に囲まれている場合、k
は燃料デブリの形状に基づいて2つのグループに分類できることが示された。逆に、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に完全に囲まれていない場合、燃料デブリの形状はkにほとんど影響を与えない。さらに、燃料デブリに出入りする中性子数の関係によって、燃料デブリの形状がkにどのように影響するかが決まる。
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.
河口 宗道*; 池田 明日香; 斉藤 淳一
Annals of Nuclear Energy, 226, p.111880_1 - 111880_9, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study performed sodium experiments and developed a new kinetic model to investigate the oxide dissolution and precipitation behavior on the stainless-steel (SS) surface in stagnant liquid sodium. The experiment revealed that the oxygen of Na
FeO on the SS surface was dissolved into the liquid sodium with v
9.3 
10 
wt.ratio/h in less than 20 h, and the oxide precipitation occurred on the SS surface with v
1.4 10 wt.ratio/h after the dissolution. Furthermore, the phase-field (PF) calculation code was developed to investigate the dependence of six parameters (T, c
, 
, D 
, k, and 
t) of the oxide precipitation velocity in the liquid sodium. As a result, the precipitation velocity increased linearly as the oxygen concentration (c) and the oxygen diffusion coefficient (D) in liquid sodium increased. In contrast, its velocity decreased exponentially as the sodium temperature (T) and the interfacial energy of oxide () increased. The quasi-partial coefficient (k) and the time step (t) did not affect the calculation results at all. In these sensitivity analyses, the oxide precipitation velocity obtained by the PF calculation shows consistency with the laboratory-scale experimental findings of Latge et al.
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*
Annals of Nuclear Energy, 226, p.111896_1 - 111896_11, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のプラント設計や安全性向上に資するため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)手法の整備を実施している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。
Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*
Annals of Nuclear Energy, 225, p.111688_1 - 111688_18, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The neutron total and capture cross sections of 
Er were measured at the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument beamline in the Materials and Life Science Experimental Facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex. For the neutron total cross-section measurements, Li-glass detectors were employed to derive the neutron transmission ratio of three Er transmission samples with thicknesses of 1 mm, 0.175 mm and 0.05 mm. The neutron capture cross-section was determined from measurements of 0.025-mm-thick Er samples with NaI(Tl) and Ge spectrometers in separate experiments, since they offer complementary capabilities. Moreover, the capture cross-section of 
Er was derived below 1 eV, since it accounted for over 95% of the capture events in Er. Finally, the resolved resonance region up to 65 eV was analyzed using the REFIT code. The resonance parameters of 20 Er resonances, together with one resonance for each 
Er and 
Er were determined in a least-square fit using a combination of both capture data and the transmission data from the thicker 1 mm and 0.175 mm samples. T
Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.
中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*
Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.
大泉 昭人; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111677_1 - 111677_12, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力発電所から排出される使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物の減容のため、商用サイクルとは別にマイナーアクチノイドを核変換する加速駆動システムを用いた超ウラン元素燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が進められている。プルトニウム(Pu)やウラン(U)などの核物質を含むADSサイクル内の施設も核物質防護(PP)の対象であるが、これらの施設を含むADSサイトに求められるPPシステムについてはこれまで議論されたことがない。また、Security by designの観点から、ADSサイクルのような特殊な次世代システムでは、不正利用価値を用いた合理的なPP設計が有効であると考えられる。本研究では、まず、米国エネルギー省(DOE)の国家標準手法の定義、日米共同研究で開発された不正利用価値評価手法、IAEAが提示したINFCIRC/225/Rev.5のPP設計要件に基づいて、不正利用価値ごとに異なるPP設計要件を持つ新しい合理的PP設計手法を一般化した。ADSサイクルで扱われるU-234を含むウランの新しいPP分類も開発した。次に、新しい合理的手法を使用して、MOX燃料を使用する一般的なBWRサイトとADSサイトのPP設計を実施した。ADSサイト内にあるアイテムの最大の総合的な不正利用価値は、BWRサイト内にあるMOX燃料集合体のそれ以下であることを明らかにした。その後、各不正利用価値評価結果と各サイト内の核物質の最大量に基づいて、各サイトのPPカテゴリが決定された。BWRサイトは、Innerエリアが必要なカテゴリIと評価された。この結果は従来の方法と同じであるため、新しい方法は、核拡散リスクの観点から適切なPP設計に使用可能であると考えられる。従来の方法でPP設計を行った場合、ADSサイトは、Innerエリアを必要とするカテゴリIに分類されるが、新しいPP設計手法を用いた結果、ADSサイトのPP設計要求レベルは、Innerエリアを必要としないカテゴリIIと評価され、BWRサイトよりも緩和される結果となった。ただし、本研究は核物質のPPのみに焦点を当てているため、今後は、ADSサイト内の各施設の安全性評価を行った上で、設計基準脅威に基づくリスク想定を考慮したPP設計を行う必要がある。
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：3 パーセンタイル：85.00(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.
青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.
Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09
被引用回数：2 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。
Rizaal, M.; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平
Annals of Nuclear Energy, 218, p.111433_1 - 111433_10, 2025/08
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)The release of iodine in a case of severe nuclear accident is directly linked to short-term radiological consequences. This concern raises issues in understanding the chemical forms of the transported iodine to devise proper accident management measures/strategies. In contributing to such efforts, this work presents experimental and theoretical approaches to defining the impact of molybdenum as a semi-volatile fission product toward iodine speciation in the gas phase. Given humid atmospheric conditions with different oxygen potentials, the interactions were revealed through the reaction products consisting of both gas and aerosols upon their transport and condensation in the temperature range of 1150-450 K. Through thermodynamic equilibrium calculations where new thermodynamic data of cesium molybdates have been incorporated, the experimental observation was reproduced, hence general interaction mechanism was proposed in this work.
Nguyen, H. H.
Annals of Nuclear Energy, 218, p.111361_1 - 111361_9, 2025/08
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心中心に位置する燃料が溶融してさまざまな形状の燃料デブリとなる一方、炉心端に位置する燃料は無傷のままである部分損傷炉モデルの臨界特性を調べた。調査はSerpentコードとJENDL-5核データライブラリを用いて実施した。計算の結果、燃料デブリの体積が小さく一定に保たれている場合、燃料デブリの形状は系のkの変動則に大きな変化をもたらさないことがわかった。一方、燃料デブリの体積が変化するシナリオでは、システム温度が300Kで水中にホウ素が存在しない基準ケースにおいて、kの変動則は2つのグループに分けられる。第一のグループは立方体と円筒形の燃料デブリからなり、第二のグループは球形、円錐形、切頭円錐形の燃料デブリからなる。
荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
伊藤 あゆみ*; 菅野 辰哉*; 岩間 崇之*; 植田 滋*; 佐藤 拓未; 永江 勇二
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111333_1 - 111333_14, 2025/07
被引用回数：2 パーセンタイル：73.73(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所2号機では、原子炉圧力容器の破損に寄与するメカニズムとして、主にFeとZrからなる金属プールの形成が提唱されている。本研究では、炉内劣化過程の後期に金属プールが形成された炉心劣化初期の材料相互作用に着目した。まず、Fe-87ZrとFe-15Zr(at%)の2種類の組成物を液相線温度1723Kまで加熱し、より低温のSS上に滴下し、反応生成物の金属組織を調べた。その後、1723Kから1873KのFe-87Zr融体を酸化SS上に滴下し、酸化膜が劣化に及ぼす影響を評価した。この研究により、すべての金属間化合物の液相線温度が2000K以下であることが確認され、金属破片が最近のシビアアクシデント解析で予測されている「金属プールの形成」の原因となりうることがわかった。
小川 達彦
Annals of Nuclear Energy, 216, p.111256_1 - 111256_12, 2025/06
被引用回数：3 パーセンタイル：85.00(Nuclear Science & Technology)AmBeに代表されるような、アルファ線を放出するアクチノイドと軽元素から構成される複合中性子源の性能を、多面的かつ絶対値でシミュレートできる新しい方法を開発した。この手法はモンテカルロ放射線輸送コードPHITSを用いて、
粒子用JENDL-5断面データライブラリと、ATIMAによる阻止能計算、ラティスジオメトリ計算機能を組み合わせることで、複合線源の様々な観測量を再現できる。従来の複合中性子源シミュレーション法は、測定値や近似的な断面積、多数イベントを平均した積分量などを使用するため、線源の特性パラメータ(アクチノイド粒径や線源のマクロなサイズ)を変更できなかったり、イベント内に放出される粒子間の相関を考慮できないなどの問題があったが、本手法ではそれらの問題が克服されている。この手法を用いて複合中性子源の様々な量、アクチノイド粒径依存性、中性子放出絶対強度、中性子および光子のエネルギースペクトル、中性子多重度、中性子放出の時間構造などを予測できることを示した。特に中性子の放出絶対強度とエネルギースペクトルについては、
AmBe、AmF、AmB、
PuBe、
CmBe、
Pu
Cの6種類の線源で実験値と比較し、実験値の絶対値に不確定性があるPuBeを除いて矛盾ない結果が得られた。この方法を用いれば、複合中性子源から生じる中性子のシミュレーションにおいて、カウントレート、コインシデンスイベントの量、ガンマ線によるノイズなど、実用的な定量指標の計算が可能になる。
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.
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
