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%.

Measurement of uranium and fission products in a spent fuel sample using fiber-optic laser-induced breakdown spectroscopy

Batsaikhan, M.; 大場 弘則*; 狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 若井田 育夫*; 岩田 圭弘; 坂本 寛*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 41(4), p.1324 - 1335, 2026/04

https://doi.org/10.1039/D5JA00451A

This study presents the development and application of a fiber optic laser-induced breakdown spectroscopy system designed for remote, in situ analysis of nuclear fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The system was deployed for the first time in a hot cell under high radiation to analyse an actual Boiling Water Reactors spent fuel sample as an exemplar of FDNPS fuel debris. The system successfully identified the main fuel components along with several long lived fission products and related markers such as Sr, Cs, Mo, Ba, and Rb. The emission intensity of the Ba, Rb, and Cs near the periphery region was slightly higher than at the center of the fuel. This indicates a higher concentration of these elements in that area.

Paramagnetic electron-nuclear spin entanglement in HoCoZn

北澤 崇文; 志村 恭通*; 鬼丸 孝博*; 土田 駿*; 久保 勝規; 芳賀 芳範; 酒井 宏典; 常盤 欣文; 神戸 振作; 徳永 陽

Physical Review Research (Internet), 8(2), p.023009_1 - 023009_14, 2026/04

https://doi.org/10.1103/bzvk-grrv

We investigated electron-nuclear spin entanglement in the paramagnetic ground state of the Ho-based cubic compound HoCoZn. From analyses of magnetization and specific heat data, we determined the cubic crystalline electric field (CEF) parameters, the magnetic exchange constant, and the hyperfine coupling constant between the 4 magnetic moment and the Ho nuclear spin. Our results show that the CEF ground state is split by the hyperfine coupling, with an energy width of 1.3~K at 0~T, and that the true paramagnetic ground state is a quasi-sextet arising primarily from entanglement between the -electron effective spin and the Ho nuclear spin . We further demonstrate that, depending on the CEF parameters, the paramagnetic ground state can switch to an electron-nuclear coupled dectet. These findings underscore the importance of accurately identifying the electron-nuclear level scheme for understanding the low-temperature properties of rare-earth compounds containing spin-active nuclei.

令和6年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて(2024年度)

星野 雅人; 佐々木 仁史; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*

JAEA-Review 2025-047, 122 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-047.pdf:3.75MB

幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2024年4月から2025年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,830人)について統計分析の結果を報告する。

パイロットADSの概念設計

西原 健司; 福島 昌宏; 阿部 拓海; 方野 量太; Yee-Rendon, B.; 岩元 大樹; 菅原 隆徳; 大林 寛生; 斎藤 滋

JAEA-Research 2025-013, 125 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2025-013.pdf:4.68MB

マイナーアクチノイドの分離変換を目的とした商用加速器駆動未臨界システム(ADS)の前段階となるパイロットADSの概念設計を行った。パイロットADSの炉心出力は200MWとし、安全評価の結果、深い未臨界度と安全棒を備える設計とした。炉心設計、加速器設計、ターゲット設計、炉内機器設計を行い、具体的な概念を明らかにした。

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).

第10回「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(NDEC-10)」報告集

宇佐美 博士; 伊藤 倫太郎; 眞田 幸尚

JAEA-Review 2025-050, 57 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2025-050.pdf:17.19MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃止措置は、長期にわたるプロジェクトであり、このようなプロジェクトを遂行していくには、今後の廃止措置を担う若い技術者や研究者の育成が必要かつ喫緊の課題となっている。この課題に対し、福島廃炉安全工学研究所廃炉環境国際共同研究センターでは、廃炉研究に取り組んでいる学生のための「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(Conference for R&D Initiative on Nuclear Decommissioning Technology by the Next Generation: NDEC)」を2016年から継続的に開催してきている。NDECは、人材育成と若手研究者ネットワーク形成を目的とした学生の研究成果発表の場であり、廃止措置に関係する若者が互いに成果を発表し、切磋琢磨することで研究活動に対するモチベーションを高めることを目的として実施している。第10回目となるNDEC-10を、2025年2月26日(水)-27日(木)の2日間にわたり、福井県敦賀市の文化交流センター「プラザ萬象」で開催した。本報告集は、これらの発表内容をまとめ、NDECの活動を広く周知するために公開するものである。

再処理特別研究棟の解体廃棄物に対する廃棄体化を考慮した分別の導入

中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修

JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01

JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB

再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。

Hybrid data assimilation methods for nuclear-data-induced uncertainties

丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.31 - 44, 2026/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2500579

This study proposes new hybrid data assimilation (DA) methods to effectively use experimental data represented in two different ways in the DA process for reducing nuclear-data-induced uncertainties. Conventional DA methods often assume a linear model, where data in a DA database are represented by their differential coefficients, i.e., nuclear data sensitivity coefficients. In contrast, more rigorous and versatile DA methods based on sampling techniques have been proposed recently. These sampling-based DA methods describe data for DA using results derived from direct transport calculations performed with perturbed nuclear data samples. The proposed hybrid DA methods simultaneously use both types of data described by sensitivity coefficients and sampling results and thus are called "hybrid." Two hybrid DA methods are proposed herein: the simple hybrid DA and efficient hybrid DA methods. Among these, the simple method is based on a straightforward concept that uses a random sampling technique. In contrast, the efficient method employs a more technical method that effectively combines a new deterministic sampling technique with sensitivity coefficients to reduce statistical uncertainties associated with the simple method. The efficient method is expected to be a candidate to achieve high precision and rigorous DA with a realistic sample size.