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.

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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112224

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.

高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発(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; 東京科学大学*

JAEA-Review 2026-007, 65 Pages, 2026/06

JAEA-Review-2026-007.pdf:4.67MB

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6年度に採択された研究課題のうち、「高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発」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、デブリ切り出し作業の安全性を最大限保証するため、作業中におけるダストおよび濁水環境下での炉内構造物/燃料デブリ形状および飛散物の可視化を数メートルオーダーの距離で可能とし、ロボットや作業アームへの搭載を鑑みて、小型かつ可搬性に優れた超音波装置を用いたレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発を目的としている。令和6年度は、超音波イメージングシステムのイメージング性能評価および高度化/高速化検討、数値シミュレーション、システム試作と実スケール検証、耐放射線性検証、超音波サブミリ測距システムの構築、LIBSへの超音波サブミリ測距システムの適用、計測システムのバッテリ駆動遠隔化などを行い、本報告書に取りまとめた。

令和6年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2026-003, 41 Pages, 2026/06

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和6年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112114

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by CrO formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in -Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 0.9 wt%.

Investigation of differences in the mean time between beam trips between normal-conducting and superconducting acceleration cavities

武井 早憲

JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011175_1 - 011175_7, 2026/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.45.011175

原子力機構(JAEA)はマイナーアクチニドを効率的に核変換するADSの研究開発を行っている。JAEAが提案するADSは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発課題の一つとしてビームトリップ事象の低減がある。すなわち、ビームトリップ事象により未臨界炉の機器が熱サイクル疲労で損傷するおそれがあるからである。この損傷を防ぐため、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を許容ビームトリップ頻度以下まで低減させる必要がある。武井らはADS用陽子加速器の許容ビームトリップ頻度を算出するとともに、J-PARCリニアックの運転データを用いてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。推測では、J-PARCリニアックのイオン源、RFQ、常伝導加速空洞における5年分の運転データを用いた。その結果、ビームトリップ時間が10秒を超えるビームトリップ頻度は許容ビームトリップ頻度を満たさないことがわかった。ところで、大強度陽子リニアックの一つであるSNSの超伝導加速空洞におけるビームトリップ事象のデータが公表された。このデータは超伝導空洞を用いるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測するうえで重要となる。そこで、本研究では、J-PARCリニアックにおける常伝導加速空洞とSNSリニアックの超伝導加速空洞における平均ビームトリップ間隔を比較し、両者の相違などについて述べる。

No detectable impact of ALPS-treated water discharge on tritium levels in terrestrial waters of the upper Ota River catchment, Fukushima, Japan

佐久間 一幸; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 297, p.108055_1 - 108055_4, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2026.108055

トリチウム(H)は、福島第一原子力発電所(FDNPP)から放出されるALPS処理水中に残留する主要な放射性核種であり、その環境への潜在的な影響は大きな注目を集めている。陸域への影響を評価するため、福島県内の太田川上流域において、降水、地下水、河川水中のH濃度をモニタリングした。2023年8月の海洋放出開始前後に、月次で試料を採取した。時系列比較の結果、放出開始後、いずれの環境水においてもH濃度の顕著な上昇は認められなかった。非パラメトリック統計解析により、地下水および河川水において有意な差がないことが確認された。観測された変動は、日本の降水における自然のバックグラウンドレベルおよび既知の季節的パターンと一致していた。これらの結果は、ALPS処理水の放出が、調査地域の陸域水に対して検出可能な影響を与えていないことを示している。

Water-leaching behavior for cesium chemisorbed on stainless steel at room temperature

中島 邦久; 井元 純平*; 西岡 俊一郎*; 逢坂 正彦; 三輪 周平

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.727 - 736, 2026/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2597525

ステンレス鋼に化学吸着されたセシウム(Cs)の長期的な溶解挙動を調べるため、303Kでの水浸出試験を実施した。その結果、Csは1200時間経過後も水に溶解し続け、Csはリング状粒子としてケイ素と共存していることがわかった。このことから、既存のシビアアクシデント解析コードに組み込まれているCsの化学吸着モデルで定義されている水不溶性Csでさえ、リング状のCsケイ酸塩粒子から長期間にわたってCsが水に溶出することが明らかとなった。さらに、これらの水浸出挙動については、Noyes-Whitneyの式でうまく記述できたことから化学吸着モデルにおける水不溶性Csの水溶解モデルの開発につながる可能性を示唆した。これらの知見から、福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器内で化学吸着したCsについては、長期的な再分布が起こる可能性があることを意味しており、水相を介したCsの再分布を予測するための水溶解モデルが必要になることが分かった。

Development of a fiber laser-based method to generate Cs-bearing microparticles from glass fiber filters

萩原 大樹; 小菅 淳; 斉藤 淳一; 浪江 将成; 木曽原 直之; 峰原 英介*; 坪井 昭彦; 石森 有

Next Research (Internet), 8, p.101581_1 - 101581_9, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.nexres.2026.101581

To understand how Type-A Cs-bearing microparticles were generated at the Fukushima Daiichi nuclear power plant, identifying the materials from which these particles originated is important. In this study, we focus on a methodological approach for generating Cs-bearing microparticles by laser irradiation of glass-fibers-based filter materials, with the aim of producing surrogate particles under controlled laboratory conditions. To evaluate this approach, a series of experiments was conducted, including vapor-phase exposure and aqueous loading of Cs, Fe, and Zn onto filter substrates, followed by laser irradiation to induce rapid, localized high-temperature effects. Morphology and size distributions of the Cs-containing surrogate particles were found to be comparable to those reported for Type-A particles, within the scope of the applied analytical methods. Overall, a reproducible laboratory framework was established for producing Cs-bearing surrogate microparticles suitable for systematic characterization, while not aiming to fully reproduce specific accident conditions.

Floating object removal in underwater ROV video images using segment anything model and generative image in-painting

高橋 弘毅*; 加藤 徹*; 山下 圏*; 土井 章男*; 今渕 貴志

Artificial Life and Robotics, 31(2), p.598 - 610, 2026/05

https://doi.org/10.1007/s10015-025-01100-7

To create accurate 3D models from video footage, it is essential to use high-quality videos without floating objects that could interfere with the process. In this study, we applied the Segment Anything Model (SAM) and Generative Image Inpainting to enhance the quality of video frames by detecting and removing floating objects on a frame-by-frame basis. The results demonstrated the effectiveness of this approach in detecting and eliminating such objects, contributing to the improvement of video quality.