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福田 貴斉; 山下 晋; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1264 - 1278, 2025/12
この研究では、VOF法に基づく多相流シミュレーションの3つの界面捕捉スキーム(PLIC法、オリジナルTHINC法、THINC/WLIC法)を、気泡体積の保存に焦点を当てて比較検討した。単一気泡流と単孔連続気泡流の解析の結果により、THINC/WLIC法は著しいVOF拡散を示し総気泡体積を過小評価したのに対し、オリジナルTHINC法とPLIC法は気泡の体積を保存することがわかった。また、新しい視覚化アプローチに基づく分析により、THINC/WLIC法ではVOF値の一部が界面周辺のせん断力によって「引き剥がされ」てしまうことが明らかになり、同法は沸騰水型原子炉等での正確なボイド率の予測には適していないことを示した。一方、オリジナルTHINC法は、気泡体積保存の観点では、高い精度で知られるPLIC法の実装が困難である際の代替手法として有効であることが示された。
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.
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。
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。
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.
神谷 潤一郎; 和田 薫*; Htwe, N. T. T.*
Journal of Vacuum Science and Technology B, 43(5), p.054204_1 - 054204_13, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00A turbomolecular pump (TMP) with both a higher pumping speed and compression ratio has been developed by increasing the rotational speed of the rotor blade using a higher specific strength material than the conventional aluminum alloy. Titanium alloy, Ti-6Al-4V, was selected as the high-specific-strength material for the rotor blade. Finite element analysis showed that the rotor blade of Ti-6Al-4V can be safely operated at 1.23 times the normal rotational speed of the existing TMP of the same configuration, without excessive stress or over-deformation. A prototype TMP with Ti-6Al-4V rotor blades was successfully manufactured, and the pumping speed and compression ratio were systematically measured at rotational speeds ranging from 680 rps (conventional) to 835 rps (1.23 times higher). The measurement results showed that the pumping speed for nitrogen and hydrogen increased by 21% and 42%, respectively. The compression ratio for nitrogen and hydrogen also increased 9.3 times and 6.3 times, respectively. Since TMP is one of the most widely used vacuum pumps in high vacuum or ultra-high vacuum regions, those improvements in TMP performance will contribute to many vacuum applications.
坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.756 - 765, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In this paper, we propose a new nuclide inventory estimation method based on computational methods, called a "theoretical scaling factor method" for difficult-to-measure (DTM) nuclides in fuel debris and radioactive wastes. The theoretical scaling factor method provides a method similar to a conventional scaling factor method. The theoretical scaling factor method, however, does not require performing many measurements to obtain correlations between a key nuclide which is easy-to-measure and a DTM nuclide. Instead of actual analytical measurements, the results of theoretical calculations are used. A correlation equation between the key nuclide and the DTM nuclide is created based on the results of theoretical calculations, and the DTM nuclide is deterministically estimated using the measurement value of the key nuclide only. In this paper, we selected Cs-135 as the DTM nuclide and Cs-137 as the key nuclide. Cs-135 has a long half-life of 2.3
10
years and is one of the important fission products in the safety evaluation for the geological disposal of high-level radioactive waste, because it dissolves and migrates in groundwater easily. We confirmed the validity of the proposed method using measured data of Cs-137 and Cs-135 on radioactive wastes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident obtained by many researchers. It can be used as a rational and efficient technology to reduce the analysis costs of various types of fuel debris and radioactive waste present at 1F.
矢野 康英; 宮澤 健; 丹野 敬嗣; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 大塚 智史
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.748 - 755, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：76.46(Nuclear Science & Technology)照射された改良SUS316鋼(PNC316)被覆管の引張特性に及ぼすひずみ速度の影響を評価した。PNC316被覆管は高速実験炉「常陽」のCRT402制御棒集合として400
Cで25dpaまで照射された。照射後稟議引張試験は、350Cの試験温度で、3.310
, 3.310
and 3.310
s
の歪速度で実施した。ひずみ速度が最も遅い3.310 sにおいてわずかな全伸びの低下がみられたが、明確なひずみ速度依存性は確認されなかった。加えて、被覆管の内面側の破断部近傍において粒界剥離が全てのひずみ速度で確認されたが、ひずみ速度が最も遅い場合でのみ一部の破壊様式が粒界破壊を示した。破壊様式と被覆会内面近傍に高密度に存在するヘリウムが密接に関係していることが示唆された。
-Al
O
(0001) for use as an adsorbent圓谷 志郎*; 本田 充紀; 滝沢 優*; 好田 誠*
Beilstein Journal of Nanotechnology (Internet), 16, p.1082 - 1087, 2025/07
Graphene oxide (GO) is expected to be one of the most promising adsorbents for metal ions, including radioactive nuclides in aqueous solutions. Large-area and single-layer graphene oxide (SLGO) grown on -AlO(0001) was used as a model structure of GO since the aggregation and re-stacking of the GO sheets prevent the adequate analysis of the adsorption state. The SLGO film was obtained by oxidizing monolayer graphene grown by metal-free chemical vapor deposition on the -AlO(0001) surface, and the adsorption state was determined by surface analytical techniques. It was clarified that Cs adsorbs on oxygen functional groups by substituting with H atoms from carboxyl and hydroxy groups. It is also estimated that the weight adsorption capacity of SLGO in the 1.0 mol/L-Cs aqueous solution is as much as approximately 70 wt%. It has been demonstrated that GO has great potential to be a promising adsorbent for Cs in aqueous solutions.
Gu, G. H.*; Jeong, S. G.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Cho, J.*; Kim, H. S.*; 他4名*
Journal of Materials Science & Technology, 223, p.308 - 324, 2025/07
被引用回数：1 パーセンタイル：79.97(Materials Science, Multidisciplinary)Face-centered cubic (FCC) equi-atomic multi-principal element alloys (MPEAs) exhibit excellent mechanical properties from cryogenic to room temperatures. At room temperature, deformation is dominated by dislocation slip, while at cryogenic temperatures (CTs), reduced stacking fault energy enhances strain hardening with twinning. This study uses in-situ neutron diffraction to analyze the temperature-dependent deformation behavior of Al
(CoNiV)
, a dual-phase (FCC/BCC) medium-entropy alloy (MEA). At liquid nitrogen temperature (LNT), deformation twinning in the FCC matrix leads to additional strain hardening through the dynamic Hall-Petch effect, giving the appearance of improved strengthening at LNT. In contrast, BCC precipitates show dislocation slip at both 77 K and 298 K, with temperature-dependent lattice friction stress playing a significant role in strengthening. The study enhances understanding of deformation behaviors and provides insights for future alloy design.
村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.650 - 661, 2025/07
被引用回数：1 パーセンタイル：76.46(Nuclear Science & Technology)Nondestructive methods were investigated to effectively discriminate disposal-restricted materials, including aluminum, batteries, combustibles, lead, and mercury, inside waste containers without opening them. An industrial computed tomography (CT) system with maximum X-ray energy of 9 MeV was used to visualize inside 27-cm diameter pails and 59-cm diameter drums filled with typical waste materials such as combustibles, glass, concrete, and metals. The CT images with 0.5 mm spacing were acquired, and three-dimensional (3D) models were constructed. A good linear relationship was observed between the gray values in the obtained CT images and the densities of materials. Combustibles, lead, and mercury were extracted via simple segmentation based on their apparent densities. 3D feature-based discriminations were further applied to batteries and certain aluminum objects based on their structural characteristics. Almost all batteries contained in the drums were successfully discriminated regardless of deformation, except for a few cases under extreme conditions. Aluminum was extracted along with glass and concrete; however, pipes with distinctive shapes could be identified in a relatively selective manner. The discrimination methods developed in this study will be effective in revealing the contents of waste containers, particularly for harmful materials that need to be separated for proper disposal.
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.
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。
Er(n,)
Er and 
Hf(n,)
Hf 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, 62(7), p.617 - 630, 2025/07
被引用回数：1 パーセンタイル：76.46(Nuclear Science & Technology)In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, Er and Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.190.35 barns for the Er(n,)Er reaction and 13.570.14 barns for the Hf(n,)Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.4270.006 barns for the 
Hf(n,)
Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.
早川 虹雪*; 村口 正和*; 馬酔木 ゆめの*; 小島 洋一郎*; 小田 将人*; 藪田 莉名*; 石井 宏幸*; 本田 充紀
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), p.2025-041_1 - 2025-041_6, 2025/07
環境調和型の高温で動作する熱電材料へむけて、粘土鉱物を利用した材料開発を進めている。高温で熱電特性をえることに成功したが、なぜその特性を示すかは分からない。そこで高温環境下で風化黒雲母の構造変化を解明するためのXAFS分析手法の開発し、高温でのFeの局所構造を明らかにする。大気環境と真空環境で焼結した試料のFeの局所構造解析からFeの化学結合状態の変化を明らかにした。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。
須藤 彩子; 佐藤 拓未; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.573 - 581, 2025/06
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事故において、注入された海水が溶融コリウムおよびコンクリートと反応した可能性がある。燃料デブリの取出しや保管方法を検討する上で、海水成分が燃料デブリ中の生成物の特性に与える影響を把握することが必要である。そこで、海水による燃料デブリの微細組織の変化を理解するため、温度勾配下での海水塩を加えた模擬コリウムとコンクリート反応試験を行った。その結果、海水塩成分のうち、硫黄は金属中に鉄硫化物を形成した。また、蒸発物の分析により、海水塩に含まれるClの大部分、およびNa、Kの一部は、模擬コリウムやコンクリートと反応せずに、加熱中に揮発することが示された。海塩に含まれるカルシウムと少量のMg、Na、Kは、模擬コリウム中のケイ酸塩ガラス中に残留したものと考えられる。
鈴木 知史
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.542 - 551, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)軽水炉過酷事故時において、ホウ素(B)はセシウム(Cs)と化学反応してCs-B-O化合物を形成し、Csの化学的挙動に影響を与える可能性がある。そこで、密度汎関数法計算と格子振動計算を用い、CsOとBOを参照物質として、Cs-B-O化合物の熱力学特性を評価し、反応エンタルピーとギブス自由エネルギーを計算した。CsB
O
を生成する850Kの反応ギブス自由エネルギーを計算し、測定値から850Kに外挿した値と比較した。計算値と外挿した値の差は、反応自由エネルギーの測定誤差の範囲内であることが分かった。
武井 早憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 45 Pages, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。
月森 和之; 矢田 浩基
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.031901_1 - 031901_9, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)日本では、福島第一原子力発電所の事故以来、原子力プラントに対して厳しい安全対策が取られている。シビアアクシデント時において、放射性物質を内包する危機がそのバウンダリ機能を維持できるか否かが重要な関心事となる。本研究では、高速炉の1時冷却材を内包する容器等のバウンダリを構成する構造部材である鏡板とベローズに着目し、設計を超える過大な圧力を受けた場合の座屈、座屈後変形、さらにバウンダリの貫通破損(バウンダリ機能喪失)までの挙動を検討した。研究は、2013年度に始まり、段階的に進められたが、最終段階として、新たに提案する破損クライテリアの鏡板、ベローズへの適用結果を示すものである。
