検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 126447 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Unveiling the effects of Mn, Cr, Al, and Si on the low-temperature tempering behaviors of high-carbon martensite

Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Gong, W.; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*

Journal of Materials Science & Technology, 275, p.250 - 259, 2026/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

This study examines how substitutional alloying elements (Mn, Cr, Al, and Si) influence low-temperature tempering reactions in high carbon martensitic steels. Through comprehensive experimental techniques including ${it in-situ}$ neutron diffraction et al., the work clarifies how alloying modifies tempering kinetics by affecting carbon diffusion and phase nucleation. Al and Cr strongly suppress martensite tetragonality reduction and carbon redistribution, while retained austenite decomposes in two stages that are selectively delayed by different alloying elements. Overall, the tempering sequence and kinetics are shown to be governed by alloying-dependent control of carbon mobility and phase transformations.

論文

A Study on the applicability of uncertainty quantification and sensitivity analysis in validation process for fast reactor plant dynamics analysis code

浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁

Annals of Nuclear Energy, 236, p.112358_1 - 112358_13, 2026/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの解析結果の信頼性担保のため、順方向不確かさ定量化(Forward UQ)とSobol'法を用いた感度解析(SA)による妥当性確認プロセスを整備した。FFTF試験を対象に入力因子の不確かさ伝播解析を行い、試験結果が不確かさ範囲内に収まることを妥当性判断基準の1つとして使用可能であることを確認した。また、SAにより不確かさに対する支配的因子を特定し、不確かさ低減に向けた優先検討項目を提示した。これにより、Forward UQ及びSobol'法を用いたSAが妥当性確認プロセスに適用可能であることを示した。

論文

Directional fast neutron detectors for neutron source surveys over large areas

弘中 浩太; 小泉 光生; 持丸 貴則*; 高橋 時音; 山西 弘城*; 若林 源一郎*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1090, p.171675_1 - 171675_7, 2026/10

 被引用回数:0

Directional fast neutron detection is critical for efficient neutron source surveys in nuclear security applications. In this study, we investigate detector geometries and measurement strategies that enable neutron source localization using plastic scintillation detectors without neutron moderation. Two detector configurations were developed: a rod-shaped scintillator equipped with photomultiplier tubes (PMTs) at both ends and a plate-shaped scintillator instrumented with four PMTs at its corners. Angular response measurements to incident neutrons and rectilinear scanning measurements relative to a neutron source were performed. Both detectors exhibited clear angular dependence in neutron count rates attributable to detector geometry. Rectilinear scanning measurements enabled identification of the point of closest approach to the source along the scan path and estimation of the source--detector distance. For the plate-shaped detector, analysis of relative PMT signal strengths provided additional directional information, enabling three-dimensional localization of the neutron source using a single detector. These results demonstrate that plastic scintillation detectors, when combined with appropriate geometries and scanning strategies, can achieve neutron source localization --- which is a key capability for mobile neutron source survey applications.

論文

Nanoplastics reprogram fungal metabolism to reshape extracellular microenvironments and manganese biomineralization

Wu, C.*; Qiu, X.*; 田中 万也; 谷 幸則*; Lloyd, J. R.*; Yu, Q.*

Bioresource Technology, 456, p.134916_1 - 134916_9, 2026/09

 被引用回数:0

マンガン酸化菌は環境中においてMn(II)を酸化することでMn(IV)酸化物を形成する。こうしたバイオミネラリゼーションにより形成するMn(IV)酸化物は環境中の放射性核種の挙動に影響を与える。近年、環境中での人為的なナノプラスチック(NP)の汚染が進んでおり、本研究ではNPがバイオミネラリゼーションに与える影響を調べた。その結果、低濃度NPは形成するMn(IV)酸化物の結晶性に影響を与え、高濃度NPではMn(II)酸化が阻害されることが分かった。こうしたNPによるバイオミネラリゼーションへの影響は、環境中での金属元素や放射性核種の挙動に影響を与える可能性がある。

論文

The KTB monazite fission-track profile; Initial insights into ultra-low temperature thermochronology from a natural laboratory

中嶋 徹*; 末岡 茂; 福田 将眞; King, G. E.*; 田上 高広*

Earth and Planetary Science Letters, 690, p.120184_1 - 120184_9, 2026/09

 被引用回数:0

Recent advancements in "ultra-low temperature" thermochronology have enabled exploration of the thermal evolution of the upper $$sim$$2 km of the crust, with monazite fission-track (MFT) thermochronology emerging as a promising approach. However, the thermal sensitivity of MFT has mainly been verified through laboratory experiments, without considering geological timescales (10$$^{6}$$ - 10$$^{8}$$ years). In this study, we investigated the thermal sensitivity of MFT over geological timescales by analyzing the crustal depth profile of the MFT length from a well-documented thermally stable crustal environment at the German Continental Deep Drilling Program (the KTB). The mean MFT length of the KTB core shows a gradual decrease from the shallow part (9.56 $$mu$$m at 10 m depth) to the deep part (5.50 $$mu$$m at 2725 m depth). This result suggests that the MFTs have been annealed depending on the holding temperature of each sample between 25 and 100 Myr. The MFT length profile observed in the KTB suggests that the partial annealing zone of the MFT system is approximately from $$leqq$$30$$^{circ}$$C up to $$sim$$80$$^{circ}$$C over geological timescales. The results of this study support the suggestion of previous research that MFT can be employed as an ultra-low temperature thermochronometric method. On the other hand, the temperature range of the partial annealing zone is likely to be narrower than predicted from extrapolation of short-term annealing experiments using artificial semi-tracks by previous research. The existing annealing models should be reviewed using short-term annealing data using confined tracks and long-term natural annealing data, including the results of this study.

論文

Evaluation of deuteron nuclear data on iron isotopes

中山 梓介

Fusion Engineering and Design, 230, p.115866_1 - 115866_6, 2026/09

 被引用回数:0

実験炉以降の核融合炉においては、炉材料は大量の高エネルギー中性子束にさらされる。国際核融合材料照射施設IFMIFはこうした炉材料の健全性を評価するための加速器中性子源を用いた材料照射試験施設である。IFMIFでは、中性子は液体リチウムターゲットに40MeVの重陽子ビームを照射することで得る。IFMIFやその前段階に位置づけられる様々な施設における放射能発生量の評価や遮蔽設計には、主要な加速器構造材料である鉄の同位体に対する種々の重陽子誘起反応の核データ(Mn-54やCo-56, Co-57といった放射性核種の生成断面積および放出される中性子のエネルギー・角度分布)が必要になる。しかしながら、これまでに精度の良い鉄同位体に対する重陽子核データは存在しなかった。我々はこれまでに、中性子源設計用に軽核(Li-6,7, Be-9, C-12,13)に対する評価済み重陽子核データを整備し、JENDL/DEU-2020として公開した。また、上記のデータに、Al-27, Cu-63,65, Nb-93に対するデータを加えたものをJENDL-5の重陽子サブライブラリとして公開した。本研究では、新たに鉄の安定同位体(Fe-54,56,57,58)に対する重陽子核データを評価した。評価には、これまでと同じく、重陽子核反応用に特化した核反応計算コードDEURACSを使用した。その結果、今回の評価結果は、残留核生成断面積のみならず、中性子放出スペクトルもよく再現することが分かった。

論文

Magnetic properties of NdCrGe$$_{1-x}$$Ti$$_{x}$$O$$_{5}$$ having spin-$$frac{3}{2}$$ antiferromagnetic alternating chains of Cr spins and dimers of Nd moments

長谷 正司*; 池田 真奈美*; 萩原 雅人; 久保田 正人

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 653, p.174193_1 - 174193_7, 2026/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

We investigated the magnetic properties of NdCrGe$$_{1-x}$$Ti$$_{x}$$O$$_{5}$$, in which Cr$$^{3+}$$ spins and Nd$$^{3+}$$ moments form spin-$$frac{3}{2}$$ antiferromagnetic (AFM) alternating chains and dimers, respectively. The $$x$$ ranges in which an AFM transition appears are narrow($$0 leqq x leqq 0.1$$ and $$0.8 leqq x leqq 1$$). We observed a broad maximum of specific heat and magnetic susceptibility. The maximum indicates the existence of AFM and ferromagnetic (FM) short-range order (SRO) at $$0.125 leqq x leqq 1$$ and $$0 leqq x leqq 0.1$$, respectively. The entropy shows that disordered components of Nd moments generating the FM SRO remain at $$T < T_{rm N}$$ (the AFM transition temperature) at $$0 leqq x leqq 0.1$$, similar to the existence of disordered components of Nd moments generating the AFM SRO at $$T < T_{N}$$ at $$0.8 leqq x leqq 1$$. The main origin of the AFM and FM SROs is AFM and FM interactions in Nd-Nd dimers ($$J_{rm{Nd}}$$), respectively. A discontinuous AFM-to-FM transition in the $$J_{rm{Nd}}$$ interaction occurs between $$x = 0.1$$ and $$x = 0.125$$. The coexistence of the AFM and FM $$J_{rm{Nd}}$$ interactions due to compositional inhomogeneity of Ge and Ti likely prevents Nd moments from magnetic ordering in the wide $$x$$ range ($$0.1 < x < 0.8$$). We observed the spin-gap excitation of Cr$$^{3+}$$ spins at 7.5 meV in inelastic neutron scattering measurements of NdCrGe$$_{0.25}$$Ti$$_{0.75}$$O$$_{5}$$. The existence of the spin-gap excitation at 1.8 K indicates no magnetic ordering of Cr$$^{3+}$$ spins at $$T leqq 1.8$$ K.

論文

Chemisorption behavior of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ under high temperatures and various water vapor concentrations

Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 井元 純平*; 高野 公秀

Journal of Nuclear Materials, 631, p.156826_1 - 156826_12, 2026/09

 被引用回数:0

It is estimated that considerable amounts of Cs remain in the reactors at the Fukushima Daiichi nuclear power plant and may react with the reactor materials such as UO$$_{2}$$ fuel as reported by our previous paper. In order to understand the chemisorption behavior of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ fuel, chemisorption tests between CsOH vapor on UO$$_{2}$$ under different water vapor concentrations and temperatures were performed. As predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the poor water vapor condition, chemisorption to form Cs$$_{2}$$UO$$_{4}$$ occurred even at 1273 K. On the other hand, as predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the rich water vapor condition, chemisorption to form Cs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$ occurred at 1273 K and 1473 K. Therefore, this study demonstrates the crucial role of thermodynamics in predicting the conditions under which chemisorption occurs. In addition, it was suggested that the chemisorption rate of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ pellet was considerably higher than that onto type 304 stainless steel.

論文

Measuring the velocity of fragments produced by high-repetition-rate nanosecond laser pulses; A Technique to visualize the fragments for laser decontamination

小菅 淳; 安東 航太*; 山本 恵輔*; 中嶋 隆*

Optics & Laser Technology, 201, p.115269_1 - 115269_6, 2026/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Optics)

During laser decontamination of metal surfaces an in-situ technique to probe the dynamics of fragments far from the target is highly desired to efficiently collect them. Along this line we develop an optical technique to measure the velocity of fragments produced by high-repetition-rate nanosecond laser ablation of a metal target. By performing the laser scattering measurements at the oblique angle for the fragments at about 20-120 mm height above the stainless steel target (SUS304) during laser ablation with different pulse durations (15-200 ns) at the repetition rate of 200 kHz, we find that the fragments are classified into two velocity groups. The velocity of fast fragments is in the range of 0.1-0.7 m/s, depending on the height and pulse duration, while that for the cloud-like slow fragments is always about 0.05-0.1 m/s at any height for any pulse duration. Our results elucidate the long-term dynamics of ablated fragments during laser decontamination with a high-repetition-rate laser system.

論文

Bulk modulus and electron density distribution of high-pressure polymorphs of Fe-Ti-O minerals

山中 高光*; 服部 高典

Physics and Chemistry of Minerals, 53(3), p.21_1 - 21_11, 2026/09

 被引用回数:0

Fe-Ti-O鉱物(Fe$$_3$$O$$_4$$磁鉄鉱、Fe$$_2$$TiO$$_4$$ウルボスピネル、FeTiO$$_3$$イルメナイト、Fe$$_2$$TiO$$_5$$疑似ブロカイト)の高圧多形体の体積弾性率および電子密度分布を、X線および中性子回折法を用いて調べた。すべての構造において、単位格子内の空孔サイトの体積は陽イオンサイトよりもはるかに大きい。Ti原子によって部分的に占拠された陽イオンサイトは、Fe原子のみの場合よりも$$K_0$$が小さく、Ti含有量の増加に伴い単位格子の圧縮率は増加する。空孔サイトの圧縮率は単位格子のそれに近いものの、陽イオンサイトのそれよりはるかに小さい。これらの鉱物の陽イオンサイトにおける強い電子相関を解明するため、高圧条件下での構造変化を調査した。本高圧実験により、電子スピンの高スピン-低スピン遷移、ヤーン・テラー効果、およびFe-O結合における$$d-p-pi$$混成といった構造変化が解明された。分子軌道計算により、八面体陽イオンサイトにおける$$d-p-pi$$混成が観測され、これが八面体陽イオンサイトの変形を引き起こし、高圧多形における構造変化の引き金となっている。

論文

Probabilistic fracture mechanics benchmarking study of PASCAL-SP code with xLPR code regarding primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 222, p.105792_1 - 105792_11, 2026/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Multidisciplinary)

PASCAL-SPは、日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発したPFM解析コードであり、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の両方の環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化を考慮して配管の破損確率を評価できる。PASCAL-SPの解析結果の信頼性を高めるために、米国NRCがEPRIと共同で開発したPFM解析コードxLPRを用いたベンチマーク解析を実施した。この解析は、共通の解析条件に基づく決定論的解析と確率論的解析から構成される。ベンチマーク解析の結果、決定論的解析と確率論的解析の両方でPASCAL-SPとxLPRがほぼ同じ結果を出力することが確認された。本論文では、使用した解析条件の詳細と、解析結果の比較を示す。

論文

Unveiling the hidden risk: Cryo-TRLFS identifies critically elusive UO$$_{2}$$ alteration phases under chemically complex conditions

Mei, H.*; 青柳 登; 高木 聖也; 斉藤 拓巳*

Journal of Hazardous Materials, 514, p.142804_1 - 142804_11, 2026/08

The study examines how uranium dioxide, a key component of spent nuclear fuel and Fukushima fuel debris, alters under oxidizing conditions relevant to storage and accident environments. Factors such as boric acid, hydrogen peroxide, seawater, and cement leachates were included to simulate realistic chemical conditions. After five months, the alteration products were analyzed using X ray diffraction and cryogenic time resolved laser fluorescence spectroscopy. X-ray diffraction detected only small amounts of metaschoepite in simple systems and failed to identify products in more complex environments. In contrast, cryogenic fluorescence spectroscopy successfully identified uranium six phases in all samples and revealed detailed chemical forms that X ray methods could not detect. Two distinct fluorescent components of uranium were identified, both linked to metaschoepite. The results highlight the importance of advanced spectroscopy methods for detecting subtle uranium phases that control early reactivity and release. These findings improve understanding of uranium behavior in nuclear waste systems and contribute to safer management strategies for Fukushima debris and long term storage of spent nuclear fuel.

論文

Applicability of instrumented indentation for assessing allowable flaw sizes of circumferentially flawed stainless steel piping

河 侑成; Negyesi, M.*; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*

Journal of Nondestructive Evaluation, Diagnostics and Prognostics of Engineering Systems, 9(3), p.031001_1 - 031001_6, 2026/08

Structural integrity assessment of flawed pipes, as required by ASME B&PV Code Section XI, relies on failure stress calculated by the Limit Load Criterion (LLC). The failure stress is derived from flow stress, which depends on yield and ultimate tensile strengths. Instrumented indentation technique (IIT) is a nondestructive alternative to the conventional tensile testing. A large amount of studies reported that IIT is capable to assess the yield strength and the ultimate tensile strength with 10 % accuracy compared to the tensile testing. By employing IIT, the tensile properties are expected to be obtained nondestructively and directly from the actual pipe material. The benefit of IIT for the analysis of allowable flaw sizes is critically assessed in this study based on experimental data and Code calculations. Intrinsic standard deviations of yield and ultimate tensile strengths for Type 304 stainless steels are discussed in this paper. As a result, IIT method is capable to estimate the flow stress for Type 304 stainless steel within 3.2 % deviation from the result of conventional tensile tests. Then, the allowable circumferential flaw sizes for pipes subjected to tensile loading are obtained based on strength properties assessed by IIT. In addition, the allowable flaw sizes are compared to the allowable flaw sizes derived from the flow stress tabulated in the ASME B&PV Code Section II, Materials. The conclusion is drawn that IIT yields sufficiently accurate estimates of the flow stress for austenitic stainless steel pipes. Moreover, the flow stress determined from the tabulated values in ASME B&PV Code Section II, Materials, is much lower than the actual measured value, resulting in more conservative estimates of allowable flaw sizes. Therefore, IIT is a beneficial method for the LLC analysis.

論文

Fundamental consideration of maximum allowable flaw lengths for limit load evaluation based on flat plates for the ASME Code Section XI

Negyesi, M.*; 長谷川 邦夫

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(4), p.044501_1 - 044501_4, 2026/08

When flaws are detected in power plant pipes, they are evaluated to determine their impact on component integrity. According to the ASME Code Section XI, the maximum allowable flaw depth should be less than 75% of the pipe wall thickness. The current code maximum allowable flaw length is defined as the length at which through-wall flawed piping fails due to applied stress. Therefore, the current length is irrespective of flaw depth. This paper uses a flat plate model with surface flaws to examine the characteristics of flaw lengths and propose a new methodology for determining the maximum allowable flaw lengths.

論文

Real-time inversion of radioactive source distribution using air dose rate measurements via least absolute shrinkage and selection operator method

Shi, W.*; 町田 昌彦; 岡本 孝司*; Luo, X.*; Feng, W.*; Liu, X.*

Reliability Engineering & System Safety, 272, Part1, p.112538_1 - 112538_18, 2026/08

深刻な原子力事故時における緊急対応の信頼性は、放射性線源分布をリアルタイムで確実に監視できるかどうかに大きく依存する。しかし、この安全機能は、監視の死角を生じさせる物理的制約や動的な放出を追跡するには静的手法が不十分であるという問題によって大きく制約されている。本研究では、線源推定の信頼性およびロバスト性を向上させるため、時間正則化を導入したLASSO回帰に基づく動的再構成フレームワークを提案する。具体的には、スライディングウィンドウ型の時間ペナルティ機構を導入し、時間ステップ間の線源変化に対して$$L_2$$ノルム制約を課すことで、物理的連続性を確保する。また、放射線遮蔽や時間的に変動する強度によるバイアスを補正するため、寄与行列および測定ベクトルを正規化した。検証には、内部遮蔽を有する二室モデルを用い、PHITS(モンテカルロシミュレーション)を用いて実施した結果、遠隔測定データから動的線源を高精度に再構成できることが示された。時間正則化は、空間エイリアシングを抑制し、状況認識能力を向上させる。スライディングウィンドウ幅$$T = 1$$(正則化なし)の場合、ホットスポット位置は大きく変動し、平均絶対誤差の変動量は約$$5.4 times 10^{-3}$$であった。一方、$$T geq 2$$では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は$$3.1 times 10^{-3}$$程度まで低減した。比較解析の結果、精度と計算コストのバランスの観点から$$T = 2$$が最適であることが示された。本研究は、困難な条件下においても線源位置および強度を高精度で追跡可能とする、動的ハザード評価のためのより信頼性の高い手法を提示するものである。提案手法は、原子力施設における緊急時管理のレジリエンスと安全性を向上させる意思決定支援ツールとしての活用が期待される。

報告書

高減容処理施設における電気機械設備の保守管理

横田 顕; 瀬谷 真南人; 菅原 聡; 石川 譲二; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2026-010, 73 Pages, 2026/07

JAEA-Technology-2026-010.pdf:17.11MB

高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。高減容処理施設においては、廃棄物の解体、分別、詰替え、高圧圧縮処理、溶融処理等の処理を行っており、平成11年(1999年)に操業を開始し、以降、令和5年度末(2023年度末)までに約23,000本(200Lドラム缶換算)の廃棄物の処理を行ってきた。処理作業及び設備運転のためには、電気、換気空調、ガス、水等の電気機械設備の維持管理が不可欠であり、当該電気機械設備についても、操業開始以降、保守、修理等を含め適切に運転を行ってきた。これまでの電気機械設備の運転、保守の状況をとりまとめることは、今後の管理を検討する上で有効である。本稿では、これら電気機械設備の運転及び保守の実施状況について報告を行う。

報告書

JRR-3シリサイド燃料平衡炉心における照射設備の中性子スペクトル評価手法の確立

中村 剛実; 小笠原 礼羅; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 山口 淳史; 堀口 洋徳; 平根 伸彦

JAEA-Technology 2026-008, 39 Pages, 2026/07

JAEA-Technology-2026-008.pdf:2.55MB

研究用原子炉JRR-3での照射研究は、熱中性子から高速中性子までを対象に実施されており、照射効果を正確に評価するためには中性子スペクトルの影響を考慮する必要がある。JRR-3は20MWの高出力炉のため燃料と可燃性吸収体のカドミウムワイヤが燃焼し、燃焼度の均一化や長期運転を目的に定期的に燃料のシャッフリングと交換が実施されている。計算解析で確度良く中性子スペクトルを評価するにはこの燃焼履歴を時間的・空間的に正確に再現する必要があるため評価を難しくしている。そこで燃焼を伴うJRR-3シリサイド平衡炉心の照射設備に対して、中性子スペクトルを簡便に確度良く評価できる手法を検討し、評価結果の妥当性を検証した。本手法は、MCNPコードを用いて各照射場の初期推定スペクトルと応答関数を計算し、さらにAu-Al線やNi線等の中性子フルエンスモニターから測定した反応率を用いてSAND-IIによりアンフォールディングするものである。2023年度から2025年度にかけて特性測定を行い、7サイクル分の中性子フルエンスモニターの実測値を用いてアンフォールディングを行った結果、すべてのケースにおいて反応率のC/Eの値が1.000となり収束が良好であること、実測中性子束との差異が水力照射設備HR-1で0.3%以内、気送照射設備PN-2で0.8%以内、垂直照射設備RG-2で0%であることから解スペクトルの結果が妥当であることが分かった。本手法の適用により広く利用ニーズに応えることができ、JRR-3照射場の信頼性が向上することで、照射研究の推進に大きく寄与することが期待できる。

論文

Implementation of ideal cascade model for uranium enrichment to nuclear fuel cycle simulator

阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*

Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.

論文

Prediction of tumor control probability in prostate cancer radiotherapy using a biophysical model incorporating cancer stem cell and hypoxia

嵯峨 涼*; 岩森 賢大*; 松谷 悠佑; 細川 洋一郎*

Computers in Biology and Medicine, 211, p.111743_1 - 111743_10, 2026/07

本研究では、前立腺がんの放射線治療効果を精密に予測するため、サイドポピュレーション(SP)を含むがん幹細胞(CSC)の特性と、腫瘍内の酸素効果(OER)を統合した生物物理モデルを開発した。DU145細胞からSPとメインポピュレーション(MP)を分離し、X線照射後のDNA二本鎖切断やコロニー形成による生存率を、低酸素環境($$<$$0.1% O$$_{2}$$)も含めて評価した。これらのデータをMP・SPおよび酸素濃度を考慮したIMKモデルで解析し、分割照射(2、3、7Gy/回)による臨床TCPと比較した。その結果、MP/SP割合、共通のOER、腫瘍内低酸素体積を用いることで、in vitroおよび臨床データを良好に再現できた。さらに、初期DSB生成量が細胞特性と酸素濃度に応じた放射線感受性を決定する主要因であることが示された。開発モデルは、低酸素領域への線量強化など、前立腺がん治療の最適化の貢献が期待できる。

論文

Reactive-transport model of fracture-matrix alteration by hyperalkaline fluid interactions; Influence of boundary conditions on sealing behavior

笹本 広; Arthur, R. C.*

Environmental Earth Sciences, 85(13), p.300_1 - 300_16, 2026/07

 被引用回数:0

Fractured rocks in the Excavation Damage Zone (EDZ) and intact host rocks of a geologic repository for radioactive waste could be altered by reactions with hyperalkaline solutions leached from cementitious materials in the repository. Alteration could cause individual fractures to open (i.e., propagate) or close (i.e., seal) under the control of coupled fluid-flow, solute-transport, and water-rock interaction processes. A discrete-fracture, reactive-transport model was used in the present study to evaluate fracture propagation/sealing behavior caused by reactions involving hyperalkaline solutions with minerals in a representative repository host rock. Differences in assumptions underpinning the model were found to strongly affect system behavior. Model results indicated the rock matrix adjacent to a fracture would seal relatively quickly, for example, if a constant-concentration condition was assumed along the fracture-matrix boundary. Conversely, the model predicted that the matrix would not seal completely near the fracture surface if a constant-concentration boundary was assumed at the inlet rather than along the fracture-matrix interface. Fracture flow would slow by precipitation of secondary minerals in this latter case, however, causing the fracture porosity and permeability to decrease. Sensitivity analyses based on a critical evaluation of initial and boundary conditions in discrete-fracture models can provide important insights concerning phenomena controlling fracture propagation/sealing behavior and related impacts on fluid flow and radionuclide transport.

126447 件中 1件目~20件目を表示