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荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司
Progress in Nuclear Energy, 184, p.105710_1 - 105710_10, 2025/06
最近、原子炉建屋内の少ない観測点で測定された空間線量値から放射線源分布を逆推定する方法としてLASSO(Least Absolute Shrinkage and Selection Operator)が提案された。しかし、空間線量値を測定する際には誤差が含まれるが、この誤差が逆推定結果の精度にどのように影響するかは解析されていなかった。そこで本論文では、LASSOに対する不確実性解析を行い、Candesの理論に基づく不確実性推定関数を提案した。実際に、モンテカルロ法の1つであるParticle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)を使用して得られた不確実性を持つ数値を入力値として用いたテスト計算を実施し、計算結果の誤差が提案された推定関数に従うことを示した。これにより、LASSOは推定された不確実性の範囲内で放射線源分布を求めることができる方法であることが確認できた。
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数：0The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05
被引用回数：0To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing 
Sr and 
Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of Sr or Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a Sr standard.
谷口 拓海; 松本 早織; 平木 義久; 佐藤 淳也; 藤田 英樹*; 金田 由久*; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
JAEA-Review 2024-059, 20 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-059.pdf:1.0MB
廃棄物のセメント固化で求められる基本的な性能である硬化前の流動性および硬化後の強度特性は、廃棄物に含まれる物質や成分などの化学的作用の影響を受けることが予想される。硬化前の流動性および硬化後の強度特性はセメントの硬化速度に大きく影響されることから、セメントの硬化速度に影響を与える化学物質を対象に着目して既往の知見を調査し、取りまとめを行った。本報告書ではセメントの流動性に影響を及ぼす化学物質を大きく分類し、無機物質として(1)陰イオン種、(2)重金属等金属元素、(3)セメント混和剤として用いられる無機物質および(4)セメント混和剤として用いられる有機物質の4つに整理した。調査の結果、化学物質によって硬化を促進する効果と遅延する効果に大きく分類されることが分かったが、一部の化学物質ではその添加量によって硬化に与える影響が逆転するものも見られたことから、実際に化学物質を添加し、凝結時間測定を実施した。その結果、硬化促進に寄与するメカニズムが複数あることが分かった。セメントの硬化反応を阻害する化学物質を調査し、セメント固化における混入禁忌成分を検討するための情報を整理することができた。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*
JAEA-Review 2024-049, 400 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-049.pdf:13.94MB
福島第一原子力発電所(1F)事故における水素爆発を鑑みて、原子力技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示しつつ、原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに原子力における水素安全の要点を示し、事故後廃棄物管理までを視野に入れて放射線分解水素に関する情報を加えた「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)」を2017年に刊行した。その後、水素安全対策の合理的な高度化や水素安全評価のさらなる信頼性の向上に向けて、原子力事故の解析に一般的に用いられている集中定数系(LP)コードを補完するうえで、原子炉格納容器(CV)内での局所的な水素濃度上昇の影響、着火後の火炎伝播加速による安全機器の健全性、水素処理対策の妥当性等をより精緻、かつ定量的に評価できる数値流体力学(CFD)解析への期待が高まっている。これは、さらなる水素挙動や爆発燃焼に対する安全性の向上を図ることが必要とされていることにもよる。そこで、加圧水型原子炉(PWR)を対象に、シビアアクシデント(SA)時の水素拡散から爆発燃焼、それによるCV及びCV内の安全機器への影響評価までを解析するCFDによる水素挙動統合解析システムを構築・整備してきた。ここで得られたSA安全対策、それによる水素安全向上、安全対策を踏まえた水素発生事故に対する安全性評価などについて、LP及びCFD解析の役割や活用例を本「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版)」にまとめた。ハンドブックに記載した実機サイズの解析結果は解析モデル等を既存の代表的な小型、中型、大型試験による照合解析で確認した。
坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
JAEA-Research 2024-017, 14 Pages, 2025/03
JAEA-Research-2024-017.pdf:1.34MB
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では、2号機から燃料デブリの試験的取り出しを行い、回収物を構外輸送し茨城地区で分析することが計画されている。取り出された燃料デブリの分析結果は、将来的な燃料デブリ管理の各工程(取り出し、収納、移送、保管等)の検討にフィードバックされ、必要な技術開発に活用することが期待されている。試験的取り出しでサンプリングされる燃料デブリは数グラム程度が予定されており、その後、段階的に取り出し規模を拡大させていくことになる。試験的取り出しにおいては、構外輸送に係る関係法令に則って事前に合理的な輸送容器を検討することが必要になる。本報では物質組成や性状が不明瞭な燃料デブリ回収物の安全評価に資するため、少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価を行った。
廣内 淳; 渡邊 正敏*; 林 奈穂; 長久保 梓; 高原 省五
JAEA-Research 2024-015, 114 Pages, 2025/03
JAEA-Research-2024-015.pdf:10.03MB
原子力事故によって汚染された地域では、事故後の初期及び長期にわたって、居住環境での滞在を通じて放射線を被ばくする。同じ事故シナリオであっても、原子力サイトごとに気象条件や周辺環境が違うため被ばく線量が異なり、防護措置の一つである屋内退避をした場合の被ばく低減効果も異なる。事故初期において屋内退避をした場合に想定される被ばく線量、または想定される被ばく低減効果などの情報は、住民や原子力防災計画を策定する国・自治体にとって重要な情報となる。そこで本報告書では、日本における原子力施設を有するサイトで、過去のシビアアクシデント研究で示された3つのシナリオ、原子力規制委員会で定められている放出シナリオ、東京電力福島第一原子力発電所事故を想定したシナリオの5つの事故シナリオに対して、確率論的事故影響評価コードの一つであるOSCAARを用いて被ばく線量及び屋内退避による被ばく低減効果を評価した。被ばく低減効果はサイト間で約20%の違いが見られ、これは風速のサイト間の違いによることを示した。
田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(3), p.198 - 202, 2025/03
鉛等で隠匿された
Uに対する非破壊測定技術の開発は、長年、核セキュリティ上の最重要課題と言われてきたが、依然として現場レベルでの検知は困難な状況にある。我々は
Cf回転照射法と呼ばれる新たな核物質非破壊測定手法を提案し、回転照射装置と水チェレンコフ中性子検出器で構成される運搬性の高い現場検知システムを開発、本システムによる核物質検知を実証した。本報では、開発したシステムを概説するとともに今後の展望について解説する。
佐々木 美雪; 阿部 裕稀*; 眞田 幸尚; 鳥居 建男*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170207_1 - 170207_12, 2025/03
被引用回数：0フラクタル構造を採用した全方位放射線イメージング装置「FRIEシステム」を開発した。本論文では、福島第一原子力発電所のような廃止措置環境内での放射能分布を正確に推定するために設計されたFRIEシステムの開発と評価について述べる。FRIEシステムは、16個の四面体形状の放射線センサーで構成されており、それらがシェルピンスキー四面体形状に配置されている。また、センサー間の空間にはタングステンベースの合金が充填され、放射線シールドとして機能している。本研究では、シミュレーションと実際の測定試験を通じて、FRIEシステムの放射能分布推定性能を評価した。その結果、測定密度を少なくとも2point/m
、位置誤差を
10cm以内、角度誤差を10度以内に制限することで、約30度の角度分解能で線源位置を推定可能であることが確認された。FRIEシステムの結晶配置や遮蔽材の改良を行うことで、さらなる性能向上が期待される。本研究は、フラクタルを基盤とした放射線イメージング技術の革新的な実装を示しており、放射線測定に新たな方向性を提供するものである。
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez Espinoza, V.*; Stakhanova, A.*; Groudev, P.*; Petrova, P.*; Vryashkova, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 211, p.110962_1 - 110962_16, 2025/02
被引用回数：2 パーセンタイル：72.25(Nuclear Science & Technology)The completed Horizon-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" has reviewed uncertainty sources and Uncertainty Quantification methodology for the purpose of assessing Severe Accidents (SA). The key motivation of the project has been to bring the advantages of the Best Estimate Plus Uncertainty approach to the field of Severe Accident. The applications brought together a large group of participants that set out to apply uncertainty analysis (UA) within their field of SA modelling expertise, in particular reactor types, but also SA code used (ASTEC, MELCOR, etc.), uncertainty quantification tools used (DAKOTA, RAVEN, etc.), detailed accident scenarios, and in some cases SAM actions. This paper synthesizes the reactor-application work at the end of the project. Analyses of 23 partners are sorted into different categories, depending on whether their main goal is/are (i) uncertainty bands of simulation results; (ii) the understanding of dominating uncertainties in specific sub-models of the SA code; (iii) improving the understanding of specific accident scenarios, with or without the application of SAM actions; or, (iv) a demonstration of the tools used and developed, and of the capability to carry out an uncertainty analysis in the presence of the challenges faced. The partners' experiences made during the project have been evaluated and are presented as good practice recommendations. The paper ends with conclusions on the level of readiness of UA in SA modelling, on the determination of governing uncertainties, and on the analysis of SAM actions.
松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO
or mixed oxide). The number and energy spectra of (
, 
) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.
森下 祐樹; DiPrete, D. P.*; Deason, T.*; 永石 隆二
Radiation Measurements, 181, p.107366_1 - 107366_8, 2025/02
被引用回数：0プルトニウム(Pu)やネプツニウム(Np)などの核燃料物質は再処理作業の副産物として生成されるため、放射線防護のための管理区域内の汚染分布を正確に把握する必要がある。本研究では、PuおよびNp汚染を現場で検出するためのアルファ粒子イメージング検出器の開発と応用について説明する。検出器の性能はさまざまなアルファ線源を使用して評価され、エネルギー分解能と空間分解能が有望であることを実証した。その後、サバンナリバー国立研究所で
Puおよび
Np酸化物サンプルが測定され、現場での応用における検出器の有効性が示した。この検出器により、個々の粒子の放射能とエネルギースペクトルの同時測定が可能になり、PuとNpの迅速な識別が容易になった。この検出器は、原子力施設におけるアルファ核種の現場検出を強化し、除染作業や環境モニタリングに役立つ可能性がある。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 藤澤 真; 黒澤 俊介*; 笹野 理*; 林 真照*; 田中 浩基*
Radiation Measurements, 181, p.107371_1 - 107371_5, 2025/02
被引用回数：0電子増倍電荷結合素子(EMCCD)カメラを使用して開発された高解像度アルファイメージャーに対するさまざまな種類の放射線の影響を調査した。このイメージャーは、もともと廃止措置現場でPu酸化物粒子からのアルファ粒子を視覚化するために開発された。ベータ粒子、ガンマ線、中性子などの他の種類の放射線も存在する。この研究の目的は、これらの背景放射線がイメージャーに与える影響を調査し、アルファ粒子と他の種類の放射線を区別する方法を開発することである。ガンマ線と中性子を測定すると、EMCCDカメラのセンサーはガンマ線と中性子による高強度の信号を生成した。これらの放射線は、画像処理によって識別された。画像の値は2値化され、findContours関数が適用されてアルファ粒子スポットの数をカウントした。結果は、強度の違いを使用してアルファ放射線とガンマ(中性子)放射線を区別できることを示した。この方法は、廃止措置現場でのアルファ粒子の視覚化に役立つ。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2024-048, 69 Pages, 2025/01
JAEA-Review-2024-048.pdf:3.5MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)原子力人材育成センター(以下、「当センター」という。)における令和5年度の活動をまとめたものである。令和5年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク、人材育成コンシェルジュ等に関する取組を行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験者向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、機構外組織を対象とした出張講習等を実施した。大学等との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行った。また、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座や核燃料サイクル実習を行った。国際研修については、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修及び講師育成アドバンス研修並びに放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、共同事務局として運営を着実に推進するとともに、研修や学生対象の原子力関連施設見学会を開催した。人材育成コンシェルジュについては、機構内外からの人材育成に係る窓口を通じて、問合せや相談への回答のみならず、文部科学省等主催の原子力オープンキャンパスの企画運営に携わるなど、人材育成コンシェルジュ活動を推進した。
福島廃炉安全工学研究所 楢葉遠隔技術開発センター
JAEA-Review 2024-046, 52 Pages, 2025/01
JAEA-Review-2024-046.pdf:3.6MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2022年度は113件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。さらに、第7回廃炉創造ロボコン等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。2020年度から開始した楢葉町教育委員会が実施している「ならはっ子こども教室」等への協力として、楢葉町小学生を対象とした遠隔ロボット操作及びVRの体験会並びに楢葉町中学生を対象としたキャリアスクールを実施し、地域教育活動に貢献した。本報告書は、2022年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況及びそれに係る取組み、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況等について取りまとめたものである。
長家 康展
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.1_1 - 1_7, 2025/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、原子炉炉心解析のための汎用連続エネルギーモンテカルロコードMVPを開発している。最近、MVPの改良は、先進的核熱カップリングコードの開発に重点を置いている。原子力機構はまた、臨界安全解析のための新しいモンテカルロソルバーSolomonを開発している。Solomonは燃料デブリを含む損傷炉心の臨界性を計算することを目的としている。本論文では、MVPとSolomonの機能の概要と最近の適用事例を紹介する。
and Fe-Zr melt中島 邦久; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.78 - 85, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1Fでは、シビアアクシデント解析コードを用いた解析や汚染水からの逆解析により相当量のCsが炉内にまだ残っていると推定されている。そのため、炉心領域で想定されるCs蒸気とUOあるいはFe-Zr融体との化学的な相互作用の有無を調べた。その結果、CsUO
やCsZrO
の生成が確認され、燃料から放出されたCsがUO燃料やFe-Zr融体と化学的な相互作用により付着する可能性があることが分かった。
中村 聡志; 石井 翔*; 加藤 仁*; 伴 康俊; 蛭田 健太; 吉田 拓矢; 上原 寛之; 小畑 裕希; 木村 康彦; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.56 - 64, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)過酸化ナトリウム(NaO)融解処理法を用いた燃料デブリの元素組成分析法を検討した。融解処理条件として、2種類の模擬デブリ試料((Zr,RE)Oの固溶体及び溶融炉心-コンクリート相互作用生成物(MCCI)など)を用いて融解処理温度及びるつぼ材について検討した。検討の結果、るつぼ材にNiを用いて、923Kで融解処理を行うことが最適な処理条件であることが示唆された。これを受けて、TMI-2デブリを用いたコンクリートセルでの実証試験に適用し、燃料デブリの完全溶解を確認した。得られたTMI-2デブリ溶解液の元素組成は再現性に優れ、SEM/WDX及びXRDによる分析結果と良好な一致を示し、妥当性を確認した。したがって、本手法は燃料デブリの元素組成分析において、有効であると考えられる。
Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070(2), p.170021_1 - 170021_9, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)We have developed a method to directly detect Sr/Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from Cs and beta rays from Sr/Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of Sr/Y under a high gamma-ray background.
