Chemisorption behavior of CsOH vapor on UO 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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156826

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 fuel as reported by our previous paper. In order to understand the chemisorption behavior of CsOH vapor on UO fuel, chemisorption tests between CsOH vapor on UO 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 CsUO 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 CsUO 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 pellet was considerably higher than that onto type 304 stainless steel.

高放射線耐性を有する無線データ伝送用チップセットの要素開発(ベースバンド回路開発)(委託研究); 令和6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; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2026-006, 53 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-006.pdf:2.98MB

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、令和元年度から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、さまざま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・基盤的研究およ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6年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性を有する無線データ伝送用チップセットの要素開発(ベースバンド回路開発)」の令和6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の原子炉格納容器および圧力容器内において使用可能な無線通信システムの構築を目的とし、耐放射線性を有する回路技術の要素開発を行うものである。要素開発は「高周波アナログ回路開発」と「ベースバンド回路開発」の二つのサブテーマの連携により実施される。本研究では、ベースバンド回路開発を担当し、耐放射線性を有するシリコンCMOS集積回路技術を用いて各種回路を設計・実装する。アナログベースバンド回路では、可変利得増幅器、データコンバータ、位相同期回路、基準クロック発生回路などのアナログ信号処理回路を開発する。デジタルベースバンド回路では、誤り訂正や符号化などのデジタル信号処理回路と耐放射線性をもつランダムアクセスメモリを開発する。また、これらの回路動作を検証するため、ソフトウェアとハードウェアを統合した設計環境を構築する。発振回路については、低消費電力で高安定性をもつ振動子の開発と放射線耐性の評価を行う。最終的には、通信速度2.5Mbps以上、積算線量1MGy以上に耐える無線通信用チップセットの試作部品の実現を目指す。

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用(委託研究); 令和6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; 東北大学*

JAEA-Review 2026-016, 64 Pages, 2026/06

JAEA-Review-2026-016.pdf:3.06MB

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、令和元年度から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、さまざま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・基盤的研究およ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、「革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用」の令和4年度から令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。ここでは、二つの検出器の開発を実施している。一つ目は、作業員の安全の確保のための線核種の炉内の分布を明らかにする技術の実現を目指し、スミヤろ紙上に付着するより細かい線核種を含む、微細なダストの詳細な分布を可視化することを可能にする技術の開発である。令和6年度末までに、発光波長が500-800nmかつ5.5MeVのアルファ線入射で、発光量が70,000光子相当の材料開発といった目標値を満たす材料の開発などを実施することができた。あわせて、粒子とそれ以外の粒子との判別方法を確立し現場適用ができた。二つ目の検出器は、光ファイバーを用いた超高線量率場での線量率モニタの開発であり、これまでよりも線量率の測定下限値を低くでき、当初の目標値(下限値)よりも低い線量率である1mSv/h未満から測定が可能になった。また、上限値も1kSv/h以上までの線量率が測定でき、非常に幅広いダイナミックレンジを有した検出器の開発に成功し、現場適用が決定した。加えて、放射線で発電する放射線電池などへの応用も検討した。あわせて、学生を含む若手研究者に対する活躍の場も提供できた。

Neutronic characteristics of a partially damaged reactor model with varying numbers of damaged fuel assemblies

Nguyen, H. H.

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112171_1 - 112171_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112171

本研究では、炉心中心部の燃料集合体は溶融して燃料デブリとなる一方、外周部の燃料集合体は損傷を受けていない状態にある、部分的に損傷した原子炉モデルの中性子特性に、減速材と燃料の体積比、燃料デブリの形状、および損傷した燃料集合体の数が及ぼす影響を調べた。調査は、SerpentコードとJENDL-5ライブラリを用いて実施した。結果、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に囲まれている場合、kは燃料デブリの形状に基づいて2つのグループに分類できることが示された。逆に、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に完全に囲まれていない場合、燃料デブリの形状はkにほとんど影響を与えない。さらに、燃料デブリに出入りする中性子数の関係によって、燃料デブリの形状がkにどのように影響するかが決まる。

Operation experiences of radioactivity monitoring system for the mercury system in J-PARC

原田 正英; 田島 考浩*; 伊藤 卓*; 増田 志歩; 木下 秀孝; 酒井 健二; 武藤 儀一*; 鈴木 彰夫*; 羽賀 勝洋

JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011053_1 - 011053_5, 2026/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.45.011053

J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)では、大強度核破砕中性子源の水銀ターゲットに3GeV・1MWの陽子ビームを照射し、大強度の中性子ビームを中性子実験装置に供給する。水銀ターゲットと水銀循環システムから漏洩する放射性物質をゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線エネルギー分析で検出し、水銀ターゲットと水銀循環システムの故障の兆候を見つけるための統合水銀放射能モニター(UHAM)が設置されている。サンプリングポートと放射線モニタからなる3つのユニットで構成される: 1)ターゲット容器とセーフティハルとの間のヘリウムガス層を測定するHAM、2)水銀循環システムが設置されているホットセル内の雰囲気を測定するCAM、3)ターゲット容器が設置されるヘリウム容器内のヘリウムガスを測定するVAMである。放射性物質の漏えいが検出されると、直ちに加速器制御システムに警報信号が発せられ、ビーム運転が停止される。ソフトウェアとハードウェアは毎年アップグレードされている。例えば、HAMには冗長性を持たせるために2台のGe検出器が使用されており、高計数率事象に対するシステムの可用性を維持するためにGe検出器の補助としてNaIシンチレーション検出器も使用されている。さらに、CAMにはトリチウムを検出するためのガスモニターが設置されている。現在までに以下のような運転実績がある。1)CAMではXe-121とXe-123ガスを検出できる。これらの放射性ガス状放射性核種は、水銀ターゲットのカバーガスからわずかに漏洩する。2)VAMでは、ヘリウム容器内の湿度が検出され、消滅ガンマ線とN-15の検出が増加した。3)Ar-41の検出は、ヘリウム雰囲気中の空気の混合を示す。

Design study of new 3-GeV proton beam transport line for MLF second target station

山口 雄司; 近藤 恭弘; 明午 伸一郎; 小栗 英知; 大井 元貴; Saha, P. K.; 篠崎 信一; 高柳 智弘; 山本 風海

JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011162_1 - 011162_7, 2026/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.45.011162

J-PARCでは、3GeV陽子ビーム輸送施設によって3GeVシンクロトロンから物質・生命科学実験施設へ大強度陽子ビームを輸送しており、最近、設計出力1MWを達成した。この成果を受けて、MLFでは将来計画として中性子、ミュオンビームのさらなる輝度の増大を目指す第2ターゲットステーション(TS2)の建設が検討されている。TS2の計画には新しい陽子ビーム輸送ラインが必要となるため、設計検討を開始した。本発表では、ビームラインの光学や遮蔽等、設計検討の現状を報告する。

Fast local motions and their transitions in polybutadiene across the glass transition

菊地 龍弥*; 間下 亮*; 増井 友美*; 金谷 利治*; 岸本 浩通*; 中島 健次

Physical Review E, 113(6), p.065418_1 - 064518_10, 2026/06

https://doi.org/10.1103/tg7v-hw13

準弾性中性子散乱において最近開発した修正モード分布解析により、ガラス状態から液体(ゴム状)状態までの広範囲にわたるポリブタジエンの局所的な力学を調べた。サブピコ秒の高速な過程は局所拡散モデルを用いて解析し、局所拡散係数と調和ポテンシャル剛性という物理的に意味のある2つのパラメータを通じて動力学を特徴付けた。温度依存解析により、ガラス遷移付近で明確な動的遷移が見られ、これは複数のセグメントに関わる協同拡散の消失と解釈される。さらに、局所拡散モデル内の高次モードとして、エクストラファストプロセスと呼ばれる追加の緩和モードが特定された。これらの発見は、ガラス遷移を通じた局所的な運動の進化に関する統一された物理的枠組みを示唆し、サブナノメートルおよびサブピコ秒スケールでのポリマーダイナミクスを定量化するための堅牢な手法を確立するものである。

Kinetic and thermodynamic controls on CsI-Mo gas-phase reactions under varying oxygen potentials

塩津 弘之

Progress in Nuclear Energy, 195, p.106300_1 - 106300_11, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2026.106300

The transport and release behavior of fission products (FPs) during nuclear power plant accidents is strongly influenced by their chemical forms, particularly gaseous species, which can lead to enhanced environmental release. For iodine, one of the most volatile FPs, condensable cesium iodide (CsI) has traditionally been regarded as the dominant chemical form in state-of-the-art source term evaluations. However, recent experiments have indicated that molybdenum (Mo), a semi-volatile FP, can promote the formation of gaseous iodine through gas-phase reactions with CsI. The key controlling factor of these reactions is the oxygen potential of the atmosphere. In the TeRRa experiments, CsI-Mo gas-phase reactions were observed at 1150 K under Ar-20%O-0.8%O conditions (-31.7 kJ/mol-O), whereas no reaction occurred under Ar-20%HO conditions (-149 kJ/mol-O). Nevertheless, the specific reactive conditions governing these reactions have not yet been fully clarified. In this study, the oxygen-potential dependence of gas-phase reactions between CsI and Mo vapors in the TeRRa-CsIMo series experiments was numerically investigated using chemical equilibrium, mass transport, and reaction kinetics analyses. Chemical equilibrium and transport analyses were performed using the VICTORIA code, while detailed kinetic analyses were conducted with the Cantera software and the ECUME database. The results demonstrate that although CsI-Mo gas-phase reactions are thermodynamically favorable under oxidizing conditions that stabilize Mo in the MoO form ( -158 kJ/mol-O), their contribution to gaseous iodine formation is strongly constrained by kinetic limitations under lower oxygen potential conditions, even at high temperatures around 1150 K. These findings suggest that both thermodynamic and kinetic effects must be considered for reliable evaluation of iodine source terms during severe accidents, particularly under oxygen-starved environments.

International benchmark on radionuclide solubility and speciation for the Long-term In-situ Test (LIT) at Grimsel Test Site (GTS, Switzerland)

Noseck, U.*; Schfer, T.*; Alonso, U.*; 浜本 貴史*; Havlova, V.*; Hibberd, R.*; 石寺 孝充; 北村 暁; Klajmon, M.*; Missana, T.*; et al.

Applied Geochemistry, 201, p.106762_1 - 106762_23, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2026.106762

グリムゼル試験場(GTS)での長期原位置試験(LIT)および対応するモックアップ実験において、地球化学的条件が変化する環境でのSe(VI)、Tc(VII)、U(VI)、Np(V)、Am(III)、Th(IV)およびPu(IV)の挙動をより深く理解するために、熱力学ベンチマーク計算を実施した。本計算では、これらの元素の地球化学的な溶存状態評価モデルとデータベースの状況を確認することも目的としている。これらの実験は、結晶質岩石中に設置されたベントナイト人工バリアを含む放射性廃棄物処分場概念における廃棄体近傍の場をシミュレートしており、その知見は放射性廃棄物処分場の長期安全性評価に貢献する。

Decay properties of new isotopes Bk and Am

Wang, J. G.*; Zhang, Z. Y.*; Andreyev, A. N.; 他33名*

Physics Letters B, 875, p.140365_1 - 140365_6, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.physletb.2026.140365

ガス充填反跳分離器SHANS2を用いて、新同位体BkとAmを調査した。これらの同位体は、Au(Ar,2n)Bk反応によって合成されたBkの放射性崩壊系列の測定により同定された。またこれらの同位体の線エネルギーと半減期が決定された。系統的な解析により、BkとAmの同位体に関する実験データと理論予測との間に大きな不一致があることが明らかになり、更なる調査の必要性が示唆された。