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underwater radiation monitoring detectorJi, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚
Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02
汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中のCs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中のCs放射能濃度を推定するために使用することができる。
岩本 信之
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2025/10
Photonuclear reactions are used in many application fields. The continuous improvements are requisite to provide reliable data. The photonuclear data file JENDL/PD-2016 was released in 2017 to cover many nuclides. After the release, the upper energy of 140 MeV in JENDL/PD-2016 was extended to 200 MeV for nuclides evaluated with CCONE. New evaluations were made for structural nuclides, minor actinides, unstable nuclides with half-life of 10 minutes or longer surrounded stable nuclides, and nuclides measured at NewSUBARU facility. In addition, the nuclear data of isomer targets for 
Am and 
Es were evaluated. JENDL photonuclear data file 2016 revision 1 (JENDL/PD-2016.1) was released, including the above improvements. The revisions of nuclear data from JENDL/PD-2016 are made for 1096 nuclides from Si to Fm. The total number of nuclides is 2684, including four isomer targets.
近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00高詳細度のモンテカルロ計算における課題を解決するため、固有直交分解(POD)を用いた中性子束分布のタリー(PODタリー)が開発された。PODタリーは、次元数と統計誤差の両方を削減することが可能である。本研究では、2次元C5G7ベンチマークにおけるsub-pin levelに分割した中性子束分布へのPODタリーの適用可能性を検証する。また1回のモンテカルロ計算で中性子束の統計誤差を推定するために、PODタリーにcircular block bootstrap法を適用した統計誤差推定手法を提案する。検証計算の結果、従来のcellタリーと比較して、詳細に離散化された分布の次元数は90%以上削減され、全タリー領域における統計誤差は平均で半分以上削減された。提案手法により、世代間相関とPOD次数間の展開係数の相関の両方を考慮することで、中性子束分布の統計誤差を適切に推定できることを確認した。
佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 17 Pages, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00本研究では、Nakayama et al. (2021)の手法に基づき、Large-eddy simulationモデルによる事前計算データベース(pre-sim DB)と現地観測を組み合わせ、原子力施設周辺における放射性プルームの拡散を迅速にモニタする実用的なフレームワークを開発した。提案手法の風況の再現性と大気拡散解析の性能を調査するため、pre-sim DBを用いてスタック周辺のモニタリングポストにおける線量率を評価し、観測値と比較した。pre-sim DBを用いる手法は、モニタリングポストにおける空間線量率の時間変化をよく再現できたものの、いくつかのピークを過大評価した。特に風の鉛直シアが顕著な場合、pre-sim DBを用いる手法の結果には顕著な誤差が見られた。これは、pre-sim DBを用いる手法が単一の観測点における値を用いて流れ場の復元を行うために、風の鉛直シアを取り込めないことが原因と考えられる。複雑な風況の再現性に関して手法的な限界は見つかったものの、Large-eddy simulationモデルを用いた非定常計算と比べて低い計算コストで再現が可能なことから、pre-sim DBを用いる手法は、線量率の迅速なシミュレーションに対して有用なツールとなりうるだろう。
富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.
佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 菊地 晋; 山野 秀将
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.137 - 142, 2025/09
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉では、ナトリウム(Na)と硝酸系溶融塩との熱交換器伝熱管破損に至るような仮想的な事故条件下でNaと硝酸系溶融塩との化学反応が発生する可能性がある。そのため、Naと硝酸系溶融塩の反応挙動は、当該システムの安全評価上、重要現象の一つとなっている。本研究では、NaNO
-KNOの混合物であるソーラーソルトとNaとの反応試験を実施し、得られた試験結果について検討を行った。その結果、ソーラーソルトの融解が開始した後にNaとの反応が起こることが分かった。試験で得られた反応温度から、速度論的パラメータおよび反応速度を求め、Na-水反応と比較した。その結果、Na-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の伝熱管破損時の事象進展で勘案すべき時間スケール内にソーラーソルト反応が生じ得ることが分かった。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09
東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。
中村 聡志; 鈴木 英哉*; 伴 康俊; 大橋 朗*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.228 - 232, 2025/09
日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減に向け、高レベル放射性廃液からマイナーアクチノイド(MA)を回収するための分離技術の開発を行っている。分離プロセスにおいて、化学的性質の類似する希土類元素(RE)とAmやCmのようなMA(III)の相互分離は非常に難しい。本研究では、単段バッチ法により3種類のグリシン系アミド酸抽出剤のRE(III)及びMA(III)に対する抽出特性を検討した。すべての金属イオンの分配比は平衡pHの上昇とともに増加し、REよりもAmの方が高い分配比を示す結果が得られた。
高野 和也; 栗坂 健一; 山野 秀将
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.82 - 85, 2025/09
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、溶融塩を活用した既存の太陽熱蓄熱発電システムにおける事故トラブル事例結果に基づき、熱交換器における伝熱管破損件数と溶融塩暴露時間を整理するとともに、ベイズ推定手法に基づき伝熱管破損発生率を評価する方法を検討した。
神野 郁夫; 奥村 啓介; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.343 - 346, 2025/09
福島第一原子力発電所2号機のシールドプラグ隙間のCs-137汚染分布をオペレーションフロアから測定するために、ガンマ線ピンホールカメラを用いる方法を提案する。決定論的計算により、可能性を議論する。
樋川 智洋; 津幡 靖宏; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.286 - 290, 2025/09
本発表では、放射線影響を反映した指標を用いた簡便な分離プロセスシミュレーション法を提案する。放射線分解による抽出能劣化を考慮してマイナーアクチノイド分離プロセスのシミュレーションを行った。その結果、プロセスでのマイナーアクチノイドの処理限界量が求められ、プロセスの放射線耐性についての知見が得られた。
粟飯原 はるか; 比内 浩; 柴田 淳広; 富田 さゆり*; 駒 義和
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.324 - 328, 2025/09
福島第一原子力発電所に滞留数する汚染水にはPuとAmが含まれ、建屋コンクリートを汚染している。汚染の状態を推定するために、汚染のメカニズムを調べることは非常に重要である。そのためセメントペーストと骨材のへのPuとAmの分配比を実験的に求めた。セメントペーストと骨材をPuとAmが含まれる溶液に浸漬し、分配比を取得した。PuとAmのセメントペーストへの分配比は高い値を示し、建屋コンクリートに収着して蓄積していることが示唆された。
荒井 陽一; 後藤 泰裕; 渡部 創; 吾郷 友宏*; 新井 剛*; 勝木 健太*; 福元 博基*; 保科 宏行*; 瀬古 典明*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.329 - 332, 2025/09
Radioactive liquid waste containing nuclear fuel materials and chemical reagents is stored in nuclear facilities. To eliminate the radioactivity of the radioactive liquid waste, we developed RFIDA, a new perfluoroalkyl (RF)-based ligand with a basic structure of iminodiacetic acid (IDA). In this study, an adsorption test was conducted by impregnating RFIDA into porous silica with a polymer was conducted to confirm that the synthesized RFIDA adsorbs cations. The results confirmed that RFIDA exhibits the ability to adsorb or elute uranium depending on the nitric acid concentration.
Bachmann, A. M.*; 西原 健司; Richards, S.*; 阿部 拓海; Feng, B.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.11 - 16, 2025/09
Verification exercises between fuel cycle simulators are important for understanding how the methodology and capability differences between the simulators affect the results. This work performs an initial verification exercise with the Cyclus and NMB fuel cycle simulators. The exercise compares the results of the two codes in three simple fuel cycle scenarios: a once-through scenario with a pressurized water reactor, a limited recycle scenario with a pressurized water reactor, and a continuous recycle scenario with a pressurized water reactor and a sodium fast reactor. The results of this exercise highlight the differences in the codes' methodologies to determine when fresh fuel is fabricated and to model fuel depletion, affecting where material is located in a scenario.
中原 将海; 先崎 達也; 佐野 雄一; 加藤 正人
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.64 - 69, 2025/09
高速炉燃料サイクルではマイナーアクチニドを回収し、燃料として再利用することを提案している。本研究では抽出クロマトグラフィ法において高レベル放射性廃液から回収したマイナーアクチニド溶液とウラン及プルトニウム硝酸溶液を混合し、マイクロ波加熱によりマイナーアクチニド含有混合酸化物燃料粉末を調製した。また、X線回折と熱分析によりその特性を評価した。
阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.47 - 51, 2025/09
The robustness of an entire nuclear fuel cycle (NFC) can be assessed through simulations of the operational factors (OFs) of future NFC facilities, combined with mass flow analyses assuming many time series of OFs. In this study, the uncertainty of OF caused by minor troubles, which causes the expansion of the regular maintenance or temporary suspension, was focused on. OF of a reprocessing plant with the uncertainty were predicted by autoregressive moving average model. As a demonstration of the methodology to assess the robustness of an NFC, using the predicted OF data and a NFC simulator, NMB code, the impact of a reprocessing plant OF on a fast reactor OF was quantified. As a results, extra reprocessing capacity or additional plutonium stock induced higher robustness of an NFC.
佐藤 淳也; 高橋 裕太; 砂原 淳*; 齋藤 利充*; 吉田 幸彦; 曽根 智之; 大杉 武史
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.307 - 312, 2025/09
For low-level radioactive waste containing hazardous substances (mixed wastes) generated from uranium fuel processing plants, establishing appropriate solidification/stabilization methods is one of the key challenges for their safe and effective storage and disposal in Japan. This study investigated the solidification/stabilization methods of the mixed waste sludge containing hazardous substances of lead, cadmium and mercury by using various solidification materials. Additionally, the compressive strength of solidified products was investigated along with the leaching behavior of hazardous substances.
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
Co inventory in the core of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Contribution of fuel deposits to the reactor core inventory内田 俊介*; 木野 千晶*; 唐澤 英年; 高畠 容子; 駒 義和
Journal of Nuclear Science and Technology, 17 Pages, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所にて発生している放射性廃棄物の放射能インベントリ評価において、放射性核種の事故時及び事故後の挙動評価は重要である。原子炉炉心のインベントリはORIGEN2解析により得られるが、放射化生成物のインベントリは親核種の量に依存する。放射化生成物の親核種は構造材などに含まれる不純物であり、これを含めた燃料付着物についてORIGEN2は考慮していない。放射化生成物のうち、Co-60は放射性廃棄物の放射能インベントリ評価を行う際に一部の放射性核種において基準核種となる可能性があるため、その初期インベントリを正確に求める必要がある。そこで本検討では、The microlayer-evaporation and drying-out model (MEDO model)を用いてCoとNiの燃料表面への析出量を求め、析出物が放射化したときのCo-60やNi-63の存在量とORIGEN2解析結果とを比較することで、原子炉炉心のインベントリへの燃料付着物の寄与を求めた。また、比較結果をもとに、原子炉炉心インベントリの推定手法に関する提案を行った。
Ho(n,
)
Ho reactions中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the Ho(n,)
Ho, 
Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79
0.04 barn was obtained for the Ho(n,)Ho reaction, and 61.20.6 barn for the Ho(n,)Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.00.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.41.2 barn within the limit of uncertainties.
