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荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/05
STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。
長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.195 - 198, 2025/05
高レベル放射性廃液からの抽出クロマトグラフィ法によるマイナーアクチノイドの回収に係る研究開発を実施している。高レベル放射性廃液中では微粒子が発生する。抽出クロマトグラフィのカラムの閉塞を防ぐため、それを取り除く技術の開発が必要である。シリカビーズ充填カラムにおける微粒子の除去性能を実験的に評価した。シリカビーズ充填カラムにて、アルミナ粉末を回収したところ、0.12から15
mの微粒子がカラム閉塞の原因であることが分かり、またシリカビーズを充填したカラムによる微粒子除去は実現可能であることが示された。
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/05
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI
H
+ I). A membrane that can efficiently separate H while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base 
-alumina support tube, a middle silica layer and a top H-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200 
C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
佐藤 博之; Yan, X.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.293 - 298, 2025/05
The present study develops the dynamic model of HTGR-renewable hybrid system for power grid simulation to demonstrate the capability of the hybrid system to maintain the stability of a grid with a large penetration of renewable energies. The model is based on detailed engineering datasets of GTHTR300C and incorporates original control strategies that are shown to be effective of variable power generation. The paper discusses details of the modeling and simulations results of the system.
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/05
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.53 - 59, 2025/03
This paper presents the experimental study and computational fluid dynamics (CFD) analysis on the effect of thermal radiation in the humid atmosphere inside the containment vessel. The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical analysis was carried out using the open-source CFD code OpenFOAM. The initial gas condition inside the CIGMA containment consists of three gases, helium, air, and water vapor, at room temperature 30 C and a pressure of 1 atm. Initial helium stratification was located 6 m above the bottom vessel, and its molar fraction was 55 %. The initial water vapor molar fraction was set to 0.1% in order to minimize the thermal radiation absorption by the water molecule. Pure helium was injected through a nozzle from the top, leading to increased vessel pressure and a corresponding rise in gas temperature. The numerical validation at low water vapor, i.e., 0.1% HO, was performed by comparing the transient profile of pressure, gas molar fraction, and temperature with the experimental data. A Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model was implemented in the OpenFOAM solver. The numerical results showed a reasonable agreement compared to the experimental data. In addition, the numerical simulation with various water vapor mass fractions, i.e., 0.0%, 0.1%, 0.3%, 0.5%, and 60%, was performed to analyze the effect of humidity on the radiative heat transfer. The predicted temperature was overestimated when the numerical model neglected thermal radiation. Therefore, it indicated that thermal radiation should be considered when modeling the containment thermohydraulic.
大泉 昭人; 相楽 洋*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.331 - 337, 2025/03
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を削減するため、商用サイクルから分離されたマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)を用いて核変換する、超ウラン燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が継続的に行われてきた。ADS燃料は、現在の商用サイクルとは化学形態や組成が異なるため、ADSサイクルに求められる保障措置の検査目標を検討する必要がある。本研究では、核不拡散の観点から、ADSサイクル中で扱われるアイテムの転用を想定し、Puの不正利用価値を評価した。またそれらの評価結果を、従来の沸騰水型原子炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の不正利用価値と比較した。ADSサイクル中のすべてのアイテムは、新燃料か使用済燃料かに関係なく、BWR-MOXの使用済燃料集合体と同じ不正利用価値のPuであることが明らかとなった。さらに、保障措置の計量管理システムを設計評価するために、ADSサイクル内のPu流量に対し、事業者側による計量測定と規制者側による検認測定の不確かさ(
)を、仮想的に導出した。得られたは、一般的に目標値として使用される1有意量(1SQ)、及び不正利用価値評価結果に基づいて設定した使用済燃料基準(5%相当)とそれぞれ比較した。その結果、事業者側と規制者側のPu測定の各はいずれも、1SQを超えるが、使用済燃料基準は概ね達成可能であることが明らかとなった。
奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01
福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.203 - 207, 2019/01
福島第一原子力発電所(以下1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。
Kim, B.-J.*; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.130 - 133, 2019/01
A radiation monitoring system using unmanned aerial vehicles (UAVs) was developed for post-nuclear accidents by the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS). JAEA has been conducted radiation monitoring in the Fukushima area and undertaking research and development of related technology. Considering future large-scale disasters, it is important that measurement methods using UAVs are unified between the neighbor countries. JAEA and KINS attempted technical collaborations to compare results obtained from different methods. In 2015, measurements were carried out around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Corrections to convert the coefficients from detectors in air to the radiation dose or radioactivity concentration on the surface were carried out in areas previously surveyed as flat and relatively evenly contaminated. Explorations of contamination mapping were conducted in river basins, with contaminants appearing in different water and soil contours, which were expected to make intuitive comparisons easier for multiple mappings. We used a Japanese unmanned helicopter, which is used for agricultural applications such as the spraying of pesticides. The measurement system of JAEA and KINS was installed and the same route was flown once in each case.
越智 康太郎; 佐々木 美雪; 石田 睦司*; 眞田 幸尚
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.103 - 107, 2019/01
福島第一原子力発電所事故後、大量の放射性核種が世界中に拡散した。以前の研究で、我々は広範囲に沈着した放射性核種に由来する空間線量率を無人ヘリコプターを用いて調査した。そして、狭い範囲のエリアにおける放射性核種の分布状況を調査するために無人機や可搬型装置、自動車を用いたモニタリング技術を開発した。これらの手法はモニタリング対象エリアにおいて求める位置分解能によって使い分けられる。しかし、これらの手法間の測定結果の違いは体系化されていない。本研究では、上空と地上における測定手法を広大な面積を持つ広大な圃場で評価した。
古渡 意彦; 吉富 寛; 大石 哲也; 吉澤 道夫
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.86 - 90, 2019/01
This work presents a framework of decision-making for additional monitoring of eye lens dose for radiation workers in reflect to the reduction of the annual dose limit of the eye lens dose. Based on a quantitative scheme to systematically estimate (non-) homogeneity of exposure, the proposed "homogeneity index (HI)" is introduced as a criterion of condition branching for decision making of additional monitoring of eye lens dose.
鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01
福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。
and SrI(Eu) scintillation detectors for environmental monitoring古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; Roettger, A.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.81 - 85, 2019/01
The simultaneous evaluation of dose rate and radioactivity using newly developed scintillation detectors, i.e. CeBr and SrI(Eu) was investigated for environmental radiation measurement in emergency situation. Energy dependence and linearity tests of both detectors were conducted in a low background laboratory operated by the German metrological institute and found to be applicable to environmental monitoring purposes. As a result of environmental 
ray measurements in normal condition, evaluated air kerma rate and radioactivity in/on soil for 
Cs, 
Cs and 
K seemed consistent. Results also support that methods developed in the study are reliable and applicable to the environmental radiation measurement.
辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01
Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.
三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01
本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。
佐々木 美雪; 石崎 梓; 眞田 幸尚
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.63 - 67, 2019/01
福島第一原子力発電所の事故(FDNPS)以来、無人ヘリ等の無人機がFDNPS周辺の空中放射計測に使用されている。従来の解析手法では、UAVの下の地形は平面(平面源モデル)であり線量が一定であり、高度と計数率の関係は指数関数的な相関関係にあることを前提に地上1mに換算する。したがって従来の方法では、山間部や線量率が不均一な場所での測定は地上値と値を一致させることが困難である。本研究では、陽電子放射断層撮影(PET)などの画像再構成に使用されるML-EM(Maximum Likelihood-Expectation Maximization)法を上空からの環境中放射線測定への適用を試みた。
星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01
When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the dose rate mainly from 
Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a 
Cf neutron source. The radioactivity concentration of Na produced in the phantom was determined by means of both -ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 Sv h
(ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.
松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.171 - 174, 2019/01
核破砕中性子源や核変換システムの核設計の精度向上のためには高精度な核反応断面積が必要となり、コスト削減やより精度の高い遮蔽設計のためには放射化断面積の精度向上が必要とされる。放射化断面積は、これまでに既存施設において測定されてきたものの実験データにおいてバラつきが大きく必ずしも十分な精度でない。特にJ-PARCの核破砕中性子源で用いられている3GeV陽子のデータはほとんどないため、ターゲット構造材の更なる安全性向上のために実験データが必要となる。そこで我々は、J-PARCの加速器施設を用いてターゲット構造材や窓材に使用される核種の測定するためにタングステン、金、インジウム、及びベリリウムの放射化断面積を0.4, 1.3, 2,2及び3GeVの陽子に対し測定した。また試料固定用に設置したアルミニウムの放射化断面積を測定することにより実験の妥当性を検証した。測定で得た実験データを評価済み核データ(JENDL-HE 2007)、及び核内カスケードモデル計算と比較検討した。この結果、アルミニウムの実験結果は、JENDL-HE 2007は実験と比較的よい一致を示すことがわかった。一方、PHITSの核内カスケードモデルによる計算は、実験を約40%程度過小評価することがわかった。この過小評価の原因はPHITSに含まれる蒸発過程モデル(GEM)に問題があることが考えられ、GEMの改良により実験結果を再現できることが分かった。アルミニウム以外の核種は現在解析中であるが、PHITSコードによる計算結果は実験値を再現するものとしないものとあり体系的に比較する必要がある。
