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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.
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：0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：0 パーセンタイル：0.00(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.
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。
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: 50
C (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.
小川 達彦
Annals of Nuclear Energy, 216, p.111256_1 - 111256_12, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(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。
Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06
The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.
杉田 裕; 大野 宏和; Beese, S.*; Pan, P.*; Kim, M.*; Lee, C.*; Jove-Colon, C.*; Lopez, C. M.*; Liang, S.-Y.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100668_1 - 100668_21, 2025/06
国際共同プロジェクトDECOVALEX-2023は、数値解析を使用してベントナイト系人工バリアの熱-水-応力(または熱-水)相互作用を研究するためのタスクDとして、幌延人工バリア性能確認試験を対象とした。このタスクは、モデル化のために、1つの実物大の原位置試験と、補完的な4つの室内試験が選択された。幌延人工バリア性能確認試験は、人工的な地下水注入と組み合わせた温度制御非等温の試験であり、加熱フェーズと冷却フェーズで構成されている。6つの研究チームが、さまざまなコンピューターコード、定式化、構成法則を使用して、熱-水-応力または熱-水(研究チームのアプローチによって異なる)数値解析を実行した。
海老原 健一; 藤原 比呂*; 清水 一行*; 山口 正剛; 戸田 裕之*
International Journal of Hydrogen Energy, 136, p.751 - 756, 2025/06
高強度のAl-Zn-Mg合金へのSn添加は水素脆化を抑制する効果があるとの実験的報告があり、これは、Snの第二相粒子による水素吸収に起因すると考えられる。この事実を検証するため、第一原理計算で評価した水素の固溶エネルギーを取り入れた反応拡散方程式に基づくモデルを用い、アルミ中のSn相への水素侵入のシミュレーションを実施した。その結果、Sn第二相粒子による水素吸収が水素脆化を抑制するには、第二相粒子の水素固溶サイト濃度がAl相の5倍以上必要であることが分かった。このことから、実際にはSn第二相粒子のHE抑制効果は限定的であり、実験における水素脆化抑制には他の要因の影響が考えられる。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司
Progress in Nuclear Energy, 184, p.105710_1 - 105710_10, 2025/06
被引用回数：0最近、原子炉建屋内の少ない観測点で測定された空間線量値から放射線源分布を逆推定する方法としてLASSO(Least Absolute Shrinkage and Selection Operator)が提案された。しかし、空間線量値を測定する際には誤差が含まれるが、この誤差が逆推定結果の精度にどのように影響するかは解析されていなかった。そこで本論文では、LASSOに対する不確実性解析を行い、Candesの理論に基づく不確実性推定関数を提案した。実際に、モンテカルロ法の1つであるParticle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)を使用して得られた不確実性を持つ数値を入力値として用いたテスト計算を実施し、計算結果の誤差が提案された推定関数に従うことを示した。これにより、LASSOは推定された不確実性の範囲内で放射線源分布を求めることができる方法であることが確認できた。
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.
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：0 パーセンタイル：0.00(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.
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
被引用回数：1 パーセンタイル：57.00(Nuclear Science & Technology)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.
大塚 直彦*; 多田 健一; Cabellos, O.*; 岩本 修
Annals of Nuclear Energy, 212, p.110977_1 - 110977_9, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ロスアラモス国立研究所のLANCEにて測定された新しい測定値を考慮して、3keVから1MeVの範囲のU-233の中性子捕獲断面積を評価した。得られた捕獲断面積は、JENDL-5の捕獲断面積よりも系統的に小さく、20keV付近では50%近く減少することとなった。新しく評価された断面積の妥当性を確認するため、ISCBEPハンドブックから選択された166の臨界実験を対象に、U-233の中性子捕獲断面積について、JENDL-5のデータを新たに評価した値に置き換えた上で、モンテカルロ中性子輸送計算を実行した。その結果、新しく評価された捕獲断面積の採用により、JENDL-5のU-233を用いた場合に比べてカイ2乗値がわずかに改善することが分かった。
大野 宏和; 高山 裕介*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100636_1 - 100636_14, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)In the geological disposal of high-level radioactive waste, the overpack lifetime and initial conditions of radionuclide migration are essential considerations along with the assessments of the environmental conditions, including study of the evolution of near-field thermal, hydrological, mechanical, and chemical processes following the emplacement of an engineered barrier system. In this study, experimental data from an in situ full-scale engineered barrier experiment at Horonobe Underground Research Laboratory were used to assess the applicability of a simulation model to evaluate near-field coupled processes.
Kim, M.*; Lee, C.*; 杉田 裕; Kim, J.-S.*; Jeon, M.-K.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100628_1 - 100628_9, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)この研究では、DECOVALEX-2023プロジェクトの一環として幌延の地下研究施設で実施された実規模大の人工バリア試験の数値解析を使用して、非等温二相流のモデリングに対する主要変数の選択の影響を調査した。検証済みの数値モデルを使用して、人工バリアシステム内の不均質多孔質媒体の熱-水連成挙動を解析した。支配方程式を離散化する際の2つの異なる主要変数スキームを比較したところ、結果に大きな違いがあることが明らかになった。
清水 一行*; 戸田 裕之*; 平山 恭介*; 藤原 比呂*; 都留 智仁; 山口 正剛; 佐々木 泰祐*; 上椙 真之*; 竹内 晃久*
International Journal of Hydrogen Energy, 109, p.1421 - 1436, 2025/03
被引用回数：2 パーセンタイル：88.09(Chemistry, Physical)我々の先行研究では、MgZn
析出物の整合界面における複数の水素トラップが自発的な界面剥離を引き起こし、Al-Zn-Mg合金に水素誘起擬へき開割れを引き起こすことを明らかにした。本研究では、析出物の整合/半整合界面にトラップされた水素が時効を通じてMgZnの整合界面を調整し、マクロ的な水素脆化に影響を与えるメカニズムを識別するために定量的かつ体系的な調査を行った。析出物界面での水素捕捉に基づくこの水素脆化現象を調査するために、第一原理計算により半整合MgZn界面の水素捕捉エネルギーを決定した。空孔、粒界、整合および半整合MgZn界面を含むすべての水素捕捉サイトの水素分配は、過時効合金では90%を超える水素が半整合界面に隔離されていることを明らかにした。MgZn界面の固有の特性により、半整合界面に隔離された水素は界面凝集エネルギーを減少させ、Al-Zn-Mg合金で界面の半自発的剥離と擬へき開破壊を引き起こした。これらの結果は、粒界破壊は粒界に捕捉された水素によって直接誘発されるのではなく、粒界に沿った析出物界面の剥離によって引き起こされることを示唆している。
Pu
Am
)O
横山 佳祐; 渡部 雅; 薄井 茜; 関 崇行*; 大西 貴士; 加藤 正人
Nuclear Materials and Energy (Internet), 42, p.101908_1 - 101908_6, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では熱重量法を用いて1273、1473、1573及び1623Kにおける(UPuAm)Oの新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。Pu富化度及びO/M比が同じ低Am含有MOX燃料と比較した場合、酸素ポテンシャルはAm含有率に応じて高くなることがわかった。また、化学量論組成におけるカチオン価数は(U
U
Pu
Am
)O
であり、Am
が増加するに応じてU
がU
に増加していることが予測された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務(JPMXD0219214921)としての研究開発を含む。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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：6 パーセンタイル：93.24(Nuclear Science & Technology)The 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.
