Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
三原 武; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(7), p.834 - 850, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To investigate generation of mechanical energies such as pressure pulse and water hammer triggered by a failure event of high-burnup fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), online-measured data of relevant test cases in the NSRR RIA-simulated test database have been analyzed. The tests were performed on UO
and MOX fuels of 44-81 GWd/t, resulting in fuel failure. The analysis revealed a considerable increase in the ratio of mechanical energy to injected thermal energy with burnup above ~50 GWd/t for pressure pulse and water hammer and their correlation with transient fission gas release amount. These findings suggest the mechanism of burnup effect that larger amount of released fission gas produces higher rod internal pressure and thus more intensive gas outflow at the fuel failure instant, accompanied by fuel fragment release, leading to an increased efficient fuel/coolant-thermal interaction. Simultaneously, increasing the specific surface area associated with grain boundary decohesion could enhance the reaction speed.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(7), p.854 - 861, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure behavior of high-burnup light water reactor fuel during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), biaxial tension tests of the cladding were performed in a previous study. These tests suggested that the degradation of ductility and increased strain biaxiality in the fuel cladding contribute to the fracture pattern transition from slit-like breaking to guillotine breaking, as observed in some historical RIA-simulated tests at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). To validate the applicability of the conclusion from the above mechanical tests in explaining the phenomena observed in RIA-simulated tests, this study employed two finite element models simulating PCMI loading conditions under different approaches, incorporating a ductile failure criterion for the fuel cladding. The models were used to examine the relationship between fracture patterns and key testing parameters, including the axial-to-hoop strain ratio of the cladding and the ductile failure criterion. The results indicated that as the axial-to-hoop strain ratio increased, the fracture pattern tended to change from a slit-like axial crack to cracks turning toward the hoop direction, ultimately leading to guillotine breaking. Under less ductile conditions, cracks tended to propagate at a tilted angle between the axial and hoop directions. This observation verified the importance of the strain ratio and the embrittlement status of the cladding in its fracture pattern, which provides an important basis for revising methods used to estimate fuel release during RIAs, particularly when accounting for high-burnup fuels.
Gubarevich, A.*; 久保 遼太郎*; 有阪 真; 大杉 武史; 吉田 克己*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.667 - 676, 2026/06
被引用回数：1 パーセンタイル：46.18(Nuclear Science & Technology)多核種除去設備(ALPS)で発生する炭酸塩スラリー廃棄物を固定化・固化するため、これらの廃棄物をリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウム相に変換する化学変換プロセスと続いてそれらを緻密化する新しい低温焼結プレス(CSP)技術の導入について検討した。炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーの模擬物をリン酸処理してリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウムを合成し、CSPを用いて300-500
Cで焼結した。カルシウムとマグネシウムの比率、ストロンチウムの取り込み、および塩化ナトリウムの添加が相組成およびCSPの緻密化に及ぼす影響を調査した。バルクサンプルを作製し、X線回折、走査型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法、およびアルキメデス法を用いて特性評価を行った。これらの結果から、(1)化学変換プロセスによってウィットロカイトとニューベライトが形成され、カルシウムとマグネシウムの比率によってこれらの相の相対的な割合が決定されること、(2)ストロンチウムはウィットロカイトの結晶構造に効果的に組み込まれ、ニューベライトは脱水促進プロセスによって緻密化を促進すること、(3)塩化ナトリウムは化学変換に影響を与えず、最終的な固体生成物には含まれないことがわかった。これらの結果は、炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーをウィットロカイト系リン酸塩セラミックスに直接変換し、その後CSPを行うことで安定した固化が可能になることを示しており、この方法がALPS炭酸塩スラリー廃棄物の管理に有望であることを示している。
中島 邦久; 井元 純平*; 西岡 俊一郎*; 逢坂 正彦; 三輪 周平
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.727 - 736, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼に化学吸着されたセシウム(Cs)の長期的な溶解挙動を調べるため、303Kでの水浸出試験を実施した。その結果、Csは1200時間経過後も水に溶解し続け、Csはリング状粒子としてケイ素と共存していることがわかった。このことから、既存のシビアアクシデント解析コードに組み込まれているCsの化学吸着モデルで定義されている水不溶性Csでさえ、リング状のCsケイ酸塩粒子から長期間にわたってCsが水に溶出することが明らかとなった。さらに、これらの水浸出挙動については、Noyes-Whitneyの式でうまく記述できたことから化学吸着モデルにおける水不溶性Csの水溶解モデルの開発につながる可能性を示唆した。これらの知見から、福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器内で化学吸着したCsについては、長期的な再分布が起こる可能性があることを意味しており、水相を介したCsの再分布を予測するための水溶解モデルが必要になることが分かった。
大野 卓也; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.603 - 611, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)この論文では、再処理施設における有機溶媒火災を模擬した燃焼試験において、高温層が形成された事例を初めて報告する。我々の目的は、火災事故の進行を定量的に予測するための数値モデルにボイルオーバー現象の要素を追加することである。溶媒中で高温層が形成されるとボイルオーバーの燃焼規模が増大するが、リン酸トリブチル(TBP)/ドデカン混合物の燃焼において高温層が形成されるかどうかはまだ明確ではなかった。この点を確認するため、ビーカースケールの燃焼試験を実施し、熱電対を用いて燃焼する溶媒の温度分布を測定した。その結果は以下の通りである。(1)ドデカンのみの燃焼では高温層は形成されなかった。(2)TBP/ドデカン混合物の燃焼では、ドデカンが溶媒中に残存している限り高温層は形成されなかった。(3)TBPのみを燃焼させた場合、高温層が形成された。これらの結果は、再処理施設で有機溶媒と硝酸溶液が混入した火災が発生した場合、高温層をともなうボイルオーバー現象が発生する可能性を示唆する。
Zr(n, 
)
Zr and 
Zr(n, )
Zr reactions at JRR-3中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.653 - 666, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected Zr and Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of Zr and Zr, which contribute to the production of Zr and Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to -ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9
0.6 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction, and 21.90.3 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.
福田 航大; 小原 徹*
Nuclear Technology, 212(6), p.1567 - 1578, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.
岩本 信之
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(5), p.581 - 593, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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.
相澤 直人*; 渡邉 友章; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Nuclear Engineering and Technology, 58(5), p.104176_1 - 104176_16, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A quick neutron spectrum reconstruction module based on proper orthogonal decomposition (POD) and a regression model for fast reactors is developed for the general-purpose burnup calculation code SWAT-X. This module enables burnup calculations to be performed quickly for arbitrary conditions based on a few parameters, eliminating the need for computationally intensive calculation codes. Reduced-order and regression models are constructed by applying the POD technique to the snapshot data of the multi-group neutron fluxes calculated using randomly-sampled parameter sets for a single hexagonal pin-cell of a sodium-cooled fast reactor. The neutron spectrum is reconstructed using a linear combination of POD basis vectors with the coefficients obtained from the regression model. The applicability of a pin-cell model, the accuracy of the reconstruction module itself, and its integration with SWAT-X are verified by comparing with the calculation results from the reactor physics code system CBZ.
I neutron capture cross-section in the keV neutron regionRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.358 - 369, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The I neutron capture cross-section was measured at 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). To obtain accurate results in the keV neutron region, the recently developed neutron filtering technique was employed with a 20-cm-thick 
Si filter to tailor the incident neutron flux into quasi-monoenergetic neutron peaks with averaged neutron energies of 51.5 and 127.7 keV and, at the same time, hugely increase the signal-to-noise ratio. The present cross-section results were determined form the capture yield ratio of I to that of 
Au and using the evaluated nuclear data from JENDL-5 as reference. The I neutron capture cross section was found to be 0.278 0.034 b at 51.5 keV and 0.141 0.015 b 127.7 keV, validating the JENDL-5 and JEFF-3.3 evaluations, as well as the results from Noguere et al., in contrast to the larger evaluations of JENDL-4.0 and ENDF/B-VIII.1 and the data from Macklin et al.
佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.426 - 442, 2026/04
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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, 63(4), p.443 - 454, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A 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.
真辺 健太郎; 室田 修平; 高橋 史明
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.477 - 486, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ICRP 2007年勧告に準拠した最新の線量評価手法に基づく内部被ばく線量評価コード(IDCC)を開発した。本コードは、作業者の内部被ばくに対し、短寿命核種を含む全ての放射性核種について核崩壊データ、体内動態モデル、比吸収割合(SAF)等の線量評価用モデル・データを用いて実効線量係数を算出可能であるほか、ホールボディカウンタ等の個人モニタリングの結果からの摂取量推定に最尤推定法を適用している。開発したコードの妥当性は、ICRPが公開する線量係数データベースや複数の文献事例との比較により確認された。今後、公衆被ばくに対する評価機能も整備する予定であり、放射線防護に関する規制基準値の改定や、新基準に基づく実務的な線量評価ツールとしての活用が期待される。
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：1 パーセンタイル：46.18(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
郡司 智; 荒木 祥平; 吉川 智輝
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.207 - 215, 2026/02
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Japan Atomic Energy Agency (JAEA) completed the modification of the STACY critical assembly and resumed operations in August 2024. The purpose of this study is to evaluate the applicability of experimental analysis results using representative Monte Carlo codes and nuclear data for cases with different moderation conditions and critical water heights in the STACY critical experiments. This paper presents the results of experimental measurements and experimental analyses using a simplified computational model for four representative simple symmetric core configurations. The results indicate that typical Monte Carlo calculation codes, combined with evaluated nuclear data, are applicable for analyzing experimental data. Although identifying the sources of slight uncertainty and quantifying their impact in STACY experiments remains a future challenge, the results support future applications in criticality safety research and nuclear data evaluation.
近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.142 - 153, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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。
郡司 智; 荒木 祥平
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.187 - 199, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The criticality properties of fuel debris from Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) are considered to depend on the composition of the concrete aggregate. Various concrete aggregate compositions are known, and experiments have been conducted to produce MCCI using concretes with different aggregates, but few studies have addressed their criticality characteristics. From these backgrounds, critical experiments at the modified Static Experiment Critical Facility (STACY) were conducted to clarify the criticality characteristics of fuel debris by making structural simulant rods of mortar composition that did not contain aggregate to simulate concrete. In this study, to evaluate the representativeness of the samples used in the STACY experiment, we clarified differences in criticality characteristics, such as effective multiplication factors, under varying neutron moderation and moisture conditions for concretes with typical compositions and for the experimental mortar composition. In addition, the critical radius and the possible range of critical mass, which are important for handling fuel debris, were clarified. We also evaluated the impact on effective multiplication due to uncertainties in composition. As a result, it can be concluded that differences in criticality characteristics due to aggregate type, including compositional uncertainties, are generally small.
Th as a long-life 
Ac generator using the experimental fast reactor Joyo佐々木 悠人; 前田 茂貴; 深澤 哲生*; 高木 直行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.154 - 165, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)近年、核医学の分野では、がん細胞に選択的に集まる抗体やペプチドと結合させたAcを利用する標的
線療法が注目されている。それに伴い、Acの需要が高まっているため、代替の製造方法の模索が不可欠となっている。著者らを含む複数の研究者が、
Raを原料とする製造方法を模索しているが、Raの供給量が限られていること、取り扱いが難しいこと、定期的な照射が必要であることなどの課題が残っている。これらの課題に対処するため、われわれは、
Thを原料とし、高速実験炉「常陽」を使用した長寿命のAc製造戦略の開発に焦点を当てた。照射後の化学処理、ターゲットの可用性、生産収率などについて詳細な調査を実施し、最尤値と関連する不確実性を含めた。その結果、原料の濃縮と長期照射が必要であるものの、Acは現在の世界供給量と同等の量で生産できることが明らかになった。さらに、本研究では、文献調査により、照射後の化学処理において、すでに実用化されているTHOREX法を適用することで、トリウムから核分裂生成物や放射性物質などの副生成物を効果的に分離できることが明らかになった。
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.166 - 186, 2026/02
被引用回数：1 パーセンタイル：46.18(Nuclear Science & Technology)中性子スペクトルの再構築に基づく高速な燃焼計算手法を新たに提案する。本手法では、燃料燃焼中の中性子スペクトルを推定するために、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いて構築された簡易モデル(ROM)を使用する。このROMは、さまざまな条件下で実施された詳細な燃焼および中性子輸送計算から得られたスナップショットデータをもとに構築され、燃焼計算では各燃焼ステップにおいてROMを用いて中性子スペクトルを高速に再構築する。その再構築されたスペクトルを用いて、背景断面積をもとに得られた多群実効断面積から1群断面積を計算する。本手法は、燃焼計算中に中性子輸送計算を繰り返す必要がないため、計算時間を大幅に短縮できる。提案手法の性能を、PWRのUO燃料ピンセルモデルを用いて検証した。結果として、第6次のPOD基底までを使用した場合、参照解であるモンテカルロ計算と比較して、核種インベントリを5%以内の平均誤差で計算できることが示された。また、誤差の要因分析の結果、計算精度に対する影響として、PODの次数や多群断面積計算の不確かさに比べて回帰モデルの精度の影響が大きいことが明らかとなった。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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。
