Effect of coaxial HPGe detector structure on -ray beam measurements

Omer, M.; 静間 俊行*; 小泉 光生; 平 義隆*; Zen, H.*; 大垣 英明*; 羽島 良一*

Radiation Physics and Chemistry, 240, p.113467_1 - 113467_8, 2026/03

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2025.113467

Coaxial high-purity germanium detectors are widely used in applications requiring high-resolution -ray spectroscopy. However, the internal structure of these detectors, particularly the geometry of the inactive volumes inside the detector core, can significantly influence their performance in beam detection configurations. This study investigates the impact of detector structure on the spectral response to pencil-like -ray beams, based on a comparison of -ray spectra measured with two coaxial high-purity germanium detectors that have similar active volumes but distinct internal geometries. Experimental measurements were conducted at the UVSOR synchrotron facility using collimated laser Compton scattered -ray beams with an energy of MeV. Monte Carlo simulations using the Geant4 toolkit were performed to refine the detector models and replicate experimental results. The results reveal that the front layer thickness and the presence of structural elements such as the cold finger strongly affect the spectral features, particularly the appearance of a coincidence sum peak of the annihilation radiation at 1.022 MeV. Off-axis irradiation significantly improves the detection efficiency and reduces undesired induced interactions within inactive volumes. Additionally, the observed pair production signatures are validated through the available theoretical cross section data, confirming the dominant role of internal structures in shaping the detector response under beam geometry. These findings are essential for optimizing detector configurations in precision -ray beam experiments. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). A part of this work was conducted at the BL1U of UVSOR Synchrotron Facility, Institute for Molecular Science (IMS program 23IMS6602).

Residual stress relief effect in gradient structural steel and remaining life evaluation under stochastic fatigue loads

Qin, T. Y.*; Hu, F. F.*; 徐 平光; Zhang, R.*; Su, Y. H.; Ao, N.*; Li, Z. W.*; 篠原 武尚; 菖蒲 敬久; Wu, S. C.*

International Journal of Fatigue, 202, p.109233_1 - 109233_16, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.ijfatigue.2025.109233

The surface induction-hardened S38C medium carbon steel shows a good balance of strength and toughness, but complicates the evaluation of fatigue resistance, mainly because of gradient residual stress (RS) and grains. An integrated fatigue resistance assessment (AIFA) framework was proposed to consider the residual stress relief under stochastic loads. To this end, quasi-in situ neutron diffraction and Bragg-edge imaging were combined to probe the evolution of residual stress during crack propagation. Firstly, a rigid-flexible coupled vehicle dynamics model was adopted to obtain the time-domain variable amplitude loading spectrum. Then, Fortran subroutines were developed to assign these data into full-scale S38C axle model, and the remaining life was predicted using the damage tolerance approach. The results demonstrate that crack propagation would accelerate when residual stress is considered in the case of the crack depth exceeding 3.0 mm. It is, for the first time, found that 15 mm- and 5 mm-thickness fan-shaped specimens can retain the axial and hoop residual strain in terms of diffraction angle variation, respectively, for full-scale structural S38C steel axles. In the absence of RS, the remaining life of the axle decreases sharply from 624,800 to 51,300 km as the crack depth increases from 3.0 to 16 mm. Compared with the standard method under constant amplitude loading without residual stress relief, the present AIFA method provides the more accurate but conservative fatigue life prediction.

Experimental study of AESOP code for aerosol removal behavior from a rising gas bubble in water pool and parametric study for application to sodium pool system

宮原 信哉*; 鯉江 竜輔*; 宇埜 正美*; 河口 宗道*; 佐藤 理花; 清野 裕

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114523_1 - 114523_14, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114523

In a postulated accident of fuel pin failure of a sodium-cooled fast reactor, a fission product of cesium will be released from the failed pin as an aerosol such as cesium iodide and/or cesium oxide together with a fission product noble gas such as xenon and krypton. The xenon and krypton released with the cesium aerosols into the sodium coolant as bubbles have an influence on the removal of cesium aerosols by the sodium pool in a period of bubble rising to the sodium pool surface. Then, the cesium aerosols could transfer into the containment vessel as an initial inventory of a source term. To meet this phenomenon, the computer program AESOP (AErosol scrubbing in SOdium Pool) has been developed to deal with the expansion and the deformation of the bubble together with the aerosol absorption considering the effects of the particle size distribution and the agglomeration in aerosols. In this study, simulation experiments have been conducted using simulant particles under the condition of room temperature in water pool and nitrogen gas bubble systems and the experimental results were compared with the analysis results calculated under the same condition by the AESOP code. Furthermore, to examine the applicability of the AESOP code to the sodium pool system, the sensitivities of the physical parameters on decontamination factor (DF) of fission product aerosols such as the initial bubble diameter, the sodium pool depth and the temperature, the aerosol particle diameter and the density, the initial aerosol concentration in the bubble had been studied and the analysis results were discussed for the sensitivities of the parameter as same as DF of the aerosol.

幌延深地層研究センターの深度500mの調査坑道を対象とした掘削損傷領域の事前予測

青柳 和平; 田村 友識; 尾崎 裕介; 石井 英一; 本島 貴之*; 菅原 健太郎*

第51回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(インターネット), p.119 - 124, 2025/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、処分場設計や施工時の坑道や処分孔の掘削可否の判断根拠として、坑道掘削時に生じる掘削損傷領域(EDZ)の発達状況を把握することが重要である。本研究では、幌延深地層研究センターで現在掘削中の深度500mの双設坑道を対象として、三次元で掘削の進捗を再現した水理・力学連成解析によりEDZの発達と吹付けコンクリートに作用する応力や坑道の変位を予測した。結果として、EDZは坑道側壁面において約1.52.0mの範囲で発達すると予測した。また、吹付けコンクリートに作用する応力は、設計規準強度より計算される終局限界よりも小さく、変位も小さいことから、支保の安定性も見込めることを予測した。

Performance of UAV-based airborne gamma-ray spectrometry for wide-area radiation monitoring of contaminated sites

Ji, Y.-Y.*; Joung, S.*; Ji, W.*; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚

Journal of Radiological Protection, 45(4), p.042501_1 - 042501_11, 2025/12

https://doi.org/10.1088/1361-6498/ae0cd4

本研究では、LaBr(Ce)検出器を用いた韓国原子力研究院の無人航空機搭載型ガンマ線スペクトロメトリーシステムの開発と実地検証について報告する。FDNPP付近における日本原子力研究開発機構との共同調査では、高度に基づく減衰補正を適用後、信頼性の高い線量率推定が得られたが、傾斜地では差異が生じた。緊急対応用途における精度向上のため、地形データの組み込みが推奨される。

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。

遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-028, 66 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-028.pdf:3.59MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F廃炉事業で強いニーズのある遮蔽不要な中性子計測システムのプロトタイプを開発する。本システムは、ダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性シリコン集積回路から構成され、部品レベルでは積算線量でそれぞれ10MGy以上、4MGy以上の耐放射線性を有し、1.5kGy/hの線線量率環境下で安定動作した実績を持つ。将来的な用途として、デブリ調査用中性子検出器、臨界近接監視モニタ、圧力容器内ドライチューブ調査用中性子検出器等への適用が想定される。本開発では、5mm角相当のダイヤモンド検出素子100枚規模からなるプロトタイプを開発し、システム構築技術の獲得とシステム性能を評価する。併せて未臨界度評価手法の開発も進める。これによりシステム開発までを完了し、メーカーとの連携による実機開発、1F廃炉事業への投入につなげる。令和5年度は、合成装置の電源改修や2cm角以上の合成範囲での検出器グレードのダイヤモンド単結晶合成条件を探索し、中性子・荷電粒子コンバータの合成条件を探索した。積層型ダイヤモンド検出素子の開発では、メタン濃度(CH/H)、酸素濃度(O/C)が積層型構造のp-層中の不純物濃度や表面形態に与える影響を調べ、さらに中性子検出素子用信号処理集積回路では、特性ばらつきを評価し、キャリブレーション手法を検討した。また、臨界近接監視法の開発では、1Fにおける燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための方法論の検討を進め、線照射試験では、照射場の整備を進めた。中性子感度測定試験では、必要な照射設備や照射方法等について参画機関と協議し、試験環境の整備を進めた。

Optimising sodium incorporation into potassium-activated metakaolin-based alkali-activated materials

Chaerun, R. I.; 佐藤 淳也; 平木 義久; 吉田 幸彦; 佐藤 努*; 大杉 武史

Construction and Building Materials, 500, p.144270_1 - 144270_10, 2025/11

https://doi.org/10.1016/j.conbuildmat.2025.144270

アルカリ活性化材料(AAMs)、特にメタカオリンを原料とするものは、その高密度な微細構造と化学的耐久性により、有害廃棄物の固定化に用いる持続可能なバインダーとして大きな注目を集めている。これらの非晶質アルミノケイ酸塩構造は、有害物質を効果的にカプセル化し、環境リスクを低減することができる。しかし、この非晶質ネットワークの安定性を維持することは容易ではなく、特にナトリウム(Na))を多く含む前駆体を使用する場合、過剰なNaが結晶化を促進し、マトリックスの完全性を損なうことが知られている。本研究では、主にカリウム(K))で活性化されたメタカオリン系AAMsにおけるNa+濃度が構造安定性に与える影響を体系的に検討した。その目的は、非晶質構造を保持し化学的安定性を維持できるNa取り込みの閾値を明らかにすることである。透過型電子顕微鏡(TEM)、ラマン分光法、熱力学モデリングを用いて、さまざまなNa:Kモル比におけるK-AAMsの構造進化を解析した。その結果、Na:K比が高い場合には、ナノポアの形成やNaに富むゼオライト相の早期結晶化が生じ、マトリックスの安定性が低下することが明らかとなった。一方で、非晶質ネットワークを維持し、アルミノケイ酸塩骨格を保つ最適なNa:K比が特定された。これらの知見は、高耐久かつ先進的な廃棄物固定化技術に向けたK-AAMsの最適化に有用な指針を提供するものである。

JMTRに残存する汚染物からの試料採取

大内 卓哉; 永田 寛; 篠田 侑弥; 吉田 颯竜; 井上 修一; 茅根 麻里奈; 阿部 和幸; 井手 広史; 綿引 俊介

JAEA-Technology 2025-006, 25 Pages, 2025/10

JAEA-Technology-2025-006.pdf:1.59MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、将来的に埋設処分することを予定しており、放射能濃度評価方法の構築が必要である。そこで、大洗原子力工学研究所では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、将来、埋設処分対象となることが想定される放射性廃棄物から試料採取を行い、放射化学分析により放射性廃棄物に含まれる各核種の放射能濃度のデータ取得を行っている。本報告書は、放射能濃度のデータ取得にあたって、試料採取対象の選定の考え方を示すとともに、令和5年度及び令和6年度にJMTR原子炉施設において実施した汚染物からの試料採取内容についてまとめたものである。

汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-021, 63 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-021.pdf:5.71MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、「汚染可視化ハンドフットモニタ」及び「・汚染可視化クロスモニタ」の装置開発を目標としている。線シンチレータ材料として、令和4年度に引き続きAD法によるZnS(Ag)厚膜作製及び希土類錯体について検討した。AD法による厚膜作製においては、ZnS(Ag)単独粉末及びZnS(Ag)/アルミナ混合粉末によるAD成膜体について、シンチレーション特性評価を実施した。その結果、線に対する発光量は令和4年度から向上した。また、希土類錯体をポリスチレンに分散させた膜を用いて、市販プラスチックシンチレータ(サンゴバン製、BC400)よりも最大で12.5倍大きいシンチレーション強度を得た。線撮像技術の開発においては、新規シンチレータの評価を重点的に行った。AD法によるZnS膜については5分測定で、希土類錯体については1分測定で線の分布を確認できた。ホスウィッチ用シンチレータの開発では、La-GPS多結晶体薄板の製造工程における、成形用金型、焼結条件、切断工程、アニール条件、研削/研磨工程を最適化し、50mm角のLa-GPS多結晶薄板をほぼルーチンに製造する工程を確立した。また、線検出用材料として、十分な性能を発揮できることを確認した。・汚染可視化クロスモニタの開発では、現場での使い勝手も含めた改善点を抽出・改良型の装置に反映した。さらに、試作したクロスモニタの基本性能を評価し、線エネルギーと位置分布情報を得た。ホスウィッチ検出器の評価試験では、検出器出力波形の全積分と部分積分から、線と線を明確に弁別することに成功した。