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山下 晋; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1029 - 1045, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)We newly developed a detailed simulation method for the oxide layer growth/recession under steam-starved conditions using computational fluid dynamics (CFD) methodologies to elaborate the understanding of failure conditions of fuel assemblies during severe accidents. The new method uses the concept of the distance function in a Cartesian grid and is implemented in the original multiphase/multicomponent CFD code named JUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research). A distance calculation of the normal direction from the interface is generally difficult in a Cartesian grid. However, the distance function can give a distance normal to the surface of materials by referring to the value of the function. Thus, the growth/recession calculations, which require the distance normal to the interface, become very easy. We checked the availability of JUPITER, considering these models against the verification and validation problems. As a result, we confirmed that JUPITER gives good results, which may contribute to understanding the progress of core degradation under steam-starved conditions.
今野 力; 太田 雅之*; 権 セロム*; 大西 世紀*; 山野 直樹*; 佐藤 聡*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1046 - 1069, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JENDL委員会Shielding積分テストWGの下で、遮蔽分野でのJENDL-5の妥当性が検証された。この検証では次の実験が選ばれた。JAEA/FNSでの体系内実験、大阪大学OKTAVIANでのTOF実験、ORNLでのJASPERナトリウム実験、NISTでの鉄実験、QST/TIARAでの遮蔽実験。これらの実験をMCNPと最新の核データライブラリ(JENDL-5, JENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)を用いて解析した。その結果、JENDL-5はJENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3と同等かそれ以上に良いことがわかった。
中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; 静間 俊行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1133 - 1142, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)近年、鉛冷却高速炉や加速器駆動システムの研究が進められており、Pb同位体の中性子捕獲断面積の高精度化が求められている。
Pbは、天然存在比は小さいが中性子捕獲反応により長寿命放射性核種
Pb(1730万年)を作るため、その重要性は高いと考えられる。しかし、原子炉を用いた通常の放射化法では、生成するPbからの放射線が弱いため測定するのが難しい。そこで、マススペクトロメトリーを適用した断面積測定を行った。本発表ではマススペクトロメトリーを適用したPbの中性子捕獲断面積測定について実験の詳細と得られた結果を報告する。
端 邦樹; 塙 悟史; 知見 康弘; 内田 俊介; Lister, D. H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.867 - 880, 2023/08
被引用回数：2 パーセンタイル：68.58(Nuclear Science & Technology)PWR一次冷却水中の腐食環境評価の1つの主要な目的は、主な構造材への悪影響を抑えつつ、PWRにおける一次冷却材応力腐食割れ(PWSCC)を抑制するための最適水素濃度を決定することにある。この目的に資するため、本研究ではラジオリシス解析と腐食電位(ECP)解析を併用したECP評価手法を提案した。前報では、ラジオリシス解析結果について報告した。この結果を踏まえて本報ではECP解析結果を報告する。ECP解析は混成電位モデルと酸化物層成長モデルを組み合わせたものであり、元々BWR用に開発したものである。本研究ではこれにLi
とHのアノード分極曲線への影響を取り入れ、PWR用に拡張した。解析結果を過去のINCAインパイルループでの実験結果やその他の実験結果と比較し、本解析により
100mVの誤差でECPを再現可能であることを示した。
岩本 信之; 小迫 和明*; 深堀 智生
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.911 - 922, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)Nuclear reactions of gamma-rays with materials have attracted much attention for various application fields. To allow the use in those fields, JENDL photonuclear data file was updated from former JENDL/PD-2004 and were opened as JENDL/PD-2016 in 2017. The nuclear data were revised by adopting resonance analysis-like method for light nuclides and applying nuclear reaction models to the evaluations for heavier nuclides. In JENDL/PD-2016, standard and expanded versions are provided up to an incident energy of 140 MeV, covering 181 and 2681 nuclides, respectively. The evaluated results show better reproducibility to measured data, relative to JENDL/PD-2004. JENDL/PD-2016 is freely available from a website.
岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 和田 裕貴; 安部 諭; 日引 俊詞*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.955 - 968, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)Pool scrubbing is an important filtering process that prevents radioactive aerosols from entering the environment in the event of severe accidents in a nuclear reactor. In this process of transporting aerosol particles using bubbles, bubble hydrodynamics plays a crucial role in modeling pool scrubbing and significantly affects particle removal in a bubble. The pool scrubbing code based on Lumped Parameter (LP) approach includes the particle removal model, and its hydrodynamic parameters are determined based on simple assumptions. We aim to apply the three-dimensional Computer Fluid Dynamics (CFD) approach to understand the detailed bubble interaction. This study validated the applicability of the CFD simulation to bubble hydrodynamics at the flow transition from a globule to a swarm region, which is critical in the stand-alone pool scrubbing code-SPARC-90. Two types of solvers based on the Volume Of Fluid (VOF) and the Simple Coupled Volume Of Fluid with Level Set (S-CLSVOF) methods were used to capture the gas-liquid interface in the CFD simulation. We used the experimental data for validation. As a result, the VOF and S-CLSVOF methods accurately predicted the bubble size and void fraction distributions. In addition, we confirmed that the bubble rise velocity of the S-CLSVOF method almost agreed with the experimental results.
寺田 宏明; 永井 晴康; 門脇 正尚; 都築 克紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.980 - 1001, 2023/08
被引用回数：1 パーセンタイル：86.79(Nuclear Science & Technology)原子力事故により大気放出された放射性核種の放出源情報と環境中時間空間分布の再構築手法の確立が緊急時対応に必要である。そこで、大気拡散シミュレーションと環境モニタリングデータを用いたベイズ推定に基づく放出源情報推定手法の様々な環境モニタリングデータの利用可能性に対する依存性を調査した。さらに、事故直後に実施するリアルタイム推定への本手法の適用性を調査した。様々な環境モニタリングデータの組み合わせに対する福島第一原子力発電所(1F)事故の放出源情報推定結果の感度解析から、正確な放出源情報推定には高い時間空間分解能のデータの利用と大気中濃度と地表沈着量の両方のデータの利用が有効であることが示された。また、1F事故時の環境モニタリングデータ取得状況に適用された仮想的なリアルタイム推定実験により、本手法は、地表汚染の概況の早期把握とおおよその事故規模の評価に必要な放出源情報を推定可能であることが明らかとなった。環境モニタリングデータの即時オンライン取得と、計算出力データベース蓄積のための大気拡散計算の運用システムが整備されれば、本手法により放出源情報の準リアルタイム推定が可能となる。
佐藤 優樹; 寺阪 祐太
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.1013 - 1026, 2023/08
被引用回数：1 パーセンタイル：86.79(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.
三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07
被引用回数：1 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO
fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
日高 昭秀; 川島 茂人*; 梶野 瑞王*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.743 - 758, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：97.1(Nuclear Science & Technology)福島事故時に放出された放射性物質量の推定は、原子炉の事故進展や環境影響の評価にとって不可欠である。そこで、ヨウ素,Csに次いで放出量が多いTeについて、単位放出量を想定したメソスケール気象モデル計算で得られた時間ごとの沈着量に基づいて沈着量分布を重み付けする、単位放出回帰推定法を用いて検討した。前回の検討では、この手法の適用性確認に主眼を置き、発生源について暫定的な結果を得ることができた。しかし、その後の検討で、放出があったと思われる期間の一部が放出推定期間から欠落していると、ソースターム計算全体に歪みが生じることが判明した。このため、本研究では、推定期間を延長し、主要な放出を全て含むように再計算を行った。その結果、これまで特定されなかった放出事象が明らかになり、炉内事象との対応も確認できた。また、炉心注水時のZr被覆管完全酸化による
Te放出事象を考慮することにより、土壌汚染マップにおけるTe/
Cs比の地域依存性を説明することができた。さらに、本検討に基づき、WSPEEDI逆計算では予測できなかった3月11日夜,13日,14日早朝にヨウ素とCsの放出が増加した可能性を指摘した。
Gd and 
Gd in the thermal energy region with the Li-glass detectors and NaI(Tl) spectrometer installed in J-PARC
MLFANNRI木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：68.58(Nuclear Science & Technology)Neutron total and capture cross-section measurements of Gd and Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.41.7 and 251.94.6 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.02.5 and 247.43.9 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by M
ller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.632 - 641, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)動的な核燃料サイクルシミュレーションの燃焼計算への適用を目的に、行列指数法を修正してOkamura explicit method (OEM)を開発した。OEMは、長いタイムステップであっても、短半減期核種の計算の発散を抑制することが可能である。OEMの計算コストはオイラー法と同等で小さく、燃料サイクルシミュレーションに十分な精度を保つことができる。
and Zr at precisely controlled high temperatures白数 訓子; 佐藤 拓未; 鈴木 晶大*; 永江 勇二; 倉田 正輝
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.697 - 714, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)ジルカロイ被覆管とUO燃料の溶融反応のメカニズム解明に資するため、温度誤差が可能な限り最小となるよう検討を行い、1840
Cから2000Cの範囲でZrとUOの高温反応試験を実施した。UOるつぼにZr試料を装荷し、アルゴン雰囲気中加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。1890 Cから1930 Cで加熱した試料は、丸く変形しており、
-Zr(O)相と、少量のU-Zr-O溶体相で形成されていた。1940C以上で加熱した試料は大きく変形し、急激に溶体形成反応が進行する様子が観測された。U-Zr-O溶体相の形成反応はZr(O)中の酸素濃度に依存し、酸素濃度の低いZr(O)へ反応はどんどん進展する。そして酸素含有量が高いZr(O)中では、U-Zr-O溶体相の生成が抑制されることが確認された。
Tsai, T.-H.; 佐々木 新治; 前田 宏治
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.715 - 723, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)A method for processing and visualizing X-ray computed tomography (CT) images of a fuel assembly is developed and applied to a JOYO MK-III fuel assembly. The method provides vertical-section-like images to observe the spatial distribution of CT values in fuel pins and also supplies images that show the relationship between the linear heat rate (LHR) and radial CT-value distribution. In addition, an attempt to analyze the radial cracks in the CT images is proposed, and the results demonstrate the correlation between LHR and the radial cracks.
Thwe Thwe, A.; 門脇 敏; 永石 隆二
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.731 - 742, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、詳細な化学反応を考慮した非定常反応流れの数値計算を遂行し、固有不安定性による水素-空気希薄予混合火炎の不安定挙動を調べ、未燃ガス温度と圧力の影響を明らかにした。広い空間における火炎の不安定挙動をシミュレートし、セル状火炎の燃焼速度を求めた。そして、火炎不安定挙動に及ぼす熱損失および火炎スケールの効果を精査した。平面火炎の燃焼速度は、未燃ガスの温度が上昇すると増加し、未燃ガスの圧力と熱損失が上昇すると減少する。平面火炎の燃焼速度で標準化したセル状火炎の燃焼速度は、圧力(温度)の上昇と共に増大(減少)する。熱損失が存在する場合、標準化したセル状火炎の燃焼速度は、断熱の場合より大きくなる。これは、未燃ガスの高圧力と熱損失は、火炎の不安定挙動と不安定性をプロモートするからである。
多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。
fuel with additives under reactivity-initiated accident conditions三原 武; 垣内 一雄; 谷口 良徳; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.512 - 525, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Fuels with additives are expected to provide enhanced fuel performance in fission gas retention owing to their large grain size, which elongates fission gas migration path. To investigate behavior of the fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), RIA-simulated experiments OS-1 and LS-4 were performed on ADOPT (chromia- and alumina-doped UO) fuel of 64 GWd/t and chromia-doped UO fuel of 48 GWd/t, respectively. The OS-1 rod failed at a fuel enthalpy increase of 160 J/g due to pellet-cladding mechanical interaction failure, which was the lowest failure limit among the test results ever obtained at the NSRR on high-burnup fuels from 40 to 65 GWd/tU. Comparison of the hydride morphologies in the cladding metallic layer between the rods subjected to the past NSRR tests suggests the contribution of radially oriented hydrides during base irradiation to the low failure limit. The LS-4 rod survived for a peak fuel enthalpy increase of 549 J/g, which resulted in cladding deformation of 
2.4% in the residual hoop strain and FGR of 1.4%-6.1%. Whereas the low fission gas release exhibits the effect of additives, the cladding deformation is within the range explained by the deformation mechanism essentially identical to those recognized for high-burnup undoped fuels.
石寺 孝充; 岡崎 充宏*; 山田 良英*; 戸村 努*; 澁谷 早苗*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.536 - 546, 2023/05
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、評価対象核種の収着分配係数を適切に設定することが必要である。特に、収着分配係数が低下する可能性のある条件においては、収着分配係数の実測値を拡充し、設定値の信頼性を向上させる必要がある。本研究では、セメント材料の溶出や炭素鋼材料の腐食によって生じうる高pH条件を考慮し、Sn及びNbのモンモリロナイトに対する収着試験を実施して収着分配係数のpH依存性を取得した。その結果、pHの上昇に伴って収着分配係数が低下するものの、pH11からpH12程度まで実測値を取得することが可能であった。また、得られた収着分配係数のpH依存性に対して収着モデルを適用して解析を行い、モンモリロナイトへのSnの収着には2種類、Nbの収着には1種類の収着サイトへの収着を考慮することにより、得られた収着分配係数を説明することが可能であることがわかった。
Am neutron capture cross section in the keV region using Si and Fe-filtered neutron beamsRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.489 - 499, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)The neutron capture cross-section of Am was measured in the keV neutron range using the recently implemented neutron filtering system of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). Filter arrays consisting of 20 cm of 
Fe and Si were employed in separate measurements to provide filtered neutron beams with averaged neutron energies of 23.5 (Fe), 51.5 and 127.7 (Si) keV. The present Am results were obtained relative to the 
Au neutron capture yield by applying the total energy detection principle together with the pulse-height weighting technique. The Am neutron capture cross section was determined as 2.72 0.29 b at 23.5 keV, 2.14 0.26 b at 51.5 keV and 1.32 0.10 b at 127.7 keV with total uncertainties in the range of 8 to 12
, much lower in comparison to the latest time-of-flight experimental data available.
