Neutronic analysis of a two-region damaged reactor model based on the external source mode of the Serpent code

Nguyen, H. H.

Annals of Nuclear Energy, 240, p.112711_1 - 112711_14, 2027/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112711

本研究では、Serpentコードの外部線源モードを用いて、損傷した2領域炉モデルの核特性に対する燃料デブリ領域と健全燃料領域の個々の寄与を評価するとともに、これら2領域間の相互作用を解析した。また、システム温度、減速材中のホウ素濃度、損傷した集合体数などの要因が結果にどのような影響を与えるかについても検証した。結果は、システム温度やホウ素濃度の変動が線源パラメータのパターンに影響を与えないことを示している。しかし、これらの要因は2領域間の結合強度に影響を与える。さらに、損傷した集合体数の増加は、燃料デブリ領域と健全燃料領域間の結合強度の低下につながる。

Unveiling the effects of Mn, Cr, Al, and Si on the low-temperature tempering behaviors of high-carbon martensite

Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Gong, W.; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*

Journal of Materials Science & Technology, 275, p.250 - 259, 2026/12

https://doi.org/10.1016/j.jmst.2026.04.015

This study examines how substitutional alloying elements (Mn, Cr, Al, and Si) influence low-temperature tempering reactions in high carbon martensitic steels. Through comprehensive experimental techniques including neutron diffraction et al., the work clarifies how alloying modifies tempering kinetics by affecting carbon diffusion and phase nucleation. Al and Cr strongly suppress martensite tetragonality reduction and carbon redistribution, while retained austenite decomposes in two stages that are selectively delayed by different alloying elements. Overall, the tempering sequence and kinetics are shown to be governed by alloying-dependent control of carbon mobility and phase transformations.

A Series of experiments on criticality and reflector reactivity worth in FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies simulating a small fast reactor with a thick stainless steel reflector

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 200(10), p.2204 - 2220, 2026/10

https://doi.org/10.1080/00295639.2025.2583701

A series of integral experiments were conducted at the Fast Critical Assembly (FCA) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) using the FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies to simulate a small fast reactor with a thick stainless-steel reflector. The objective was to provide systematic data for assessing the effects of reflector configurations on the accuracy of neutronic calculations. FCA-XXIII-1 included multiple configurations with partial voids introduced into the reflector to enhance neutron leakage, while FCA-XXIV-1 utilized a depleted uranium blanket to suppress it. This paper presents a detailed description of measurements of criticality and reflector reactivity worth under various reflector conditions. Calculations were performed using the MVP3 Monte Carlo code with the JENDL-5 nuclear data library. The calculated effective multiplication factors agreed with the experimental values within 300 pcm, with slight overestimations. Reflector reactivity worths were also well reproduced across configurations, regardless of neutron leakage levels. These results serve as benchmarks for validating computational codes and nuclear data libraries, and they thereby support the reliable design and analysis of small fast reactors with reflectors.

動画像からの特徴量抽出結果に基づいた高速3次元炉内環境モデリング(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; 札幌大学*

JAEA-Review 2026-020, 81 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-020.pdf:6.0MB

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5年度に採択された研究課題のうち、「動画像からの特徴量抽出結果に基づいた高速3次元炉内環境モデリング」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の廃炉に向けて、原子炉格納容器および原子炉建屋内を調査する際に撮影した動画像を入力し、指定された時間、動画像から抽出された特徴量に応じて周辺情報を補強したうえで、情報量が大きい立体復元手法を選択し、作業空間を3次元モデリングする研究開発を行う。令和6年度は、シミュレーションから得られる1映像を入力として、指定された制限時間以内でより精度の高い写真測量に基づいた立体復元結果が得られる方法論を研究開発した。また、構造物のグループ化に基づく3次元モデリングアルゴリズムの開発を実施し、3次元モデリングの高速化を目的とした立体復元計算の時短化アルゴリズムの開発もあわせて行った。さらに、生成モデルを用いて動画像データに対する生成精度を定量的に評価し、時短に結びつけるためのハードウェアの構築とソフトウェアの開発を進めた。

Probing the nuclear interaction radius with single-proton transfer reactions

Liu, R.*; Yan, S.*; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 他17名*

Chinese Physics C, 50(9), p.094004_1 - 094004_6, 2026/09

https://doi.org/10.1088/1674-1137/ae7ff6

In this work, the measurements of (O, N)Co transfer reactions were carried out and Distorted Wave Born Approximation calculations were employed to reproduce the experimental data with the systematic heavy ion optical potential to investigate the interaction radius. The Coulomb barrier radii were determined to be 9.580.35 fm and 9.830.37 fm for O+Fe and O+Fe, respectively. The maximum distances between two nuclei surfaces were calculated to be 0.680.35 fm for O+Fe and 0.850.37 fm for O + Fe in this work, which provide a clear physical picture of the distance between two nuclei surfaces in single-nucleon transfer reactions.

Experimental analysis of non-condensable gas and steam distribution due to condensation in the CIGMA facility simulating the reactor building

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Technology, 58(9), p.104219_1 - 104219_9, 2026/09

https://doi.org/10.1016/j.net.2026.104219

This study experimentally investigates non-condensable gas transport induced by steam condensation using the CIGMA facility, simulating reactor building conditions of Fukushima Daiichi Unit 3 during a severe accident. Steam and helium, used as a hydrogen surrogate, were continuously injected into the CIGMA's vessel equipped with partition plates representing the hierarchical structure of the reactor building. Parametric experiments were conducted by varying flow path ratio, steam-to-helium mass ratio, and cooling conditions. The results show that steam condensation is the dominant mechanism controlling non-condensable gas accumulation by increasing the relative concentration of helium. The highest helium concentrations generally occur below the injection point rather than at the injection elevation, indicating downward transport followed by condensation-driven accumulation. Shapiro ternary diagram analysis indicates that condensation-driven changes in gas composition lead to prolonged residence within flammability and detonation regions. These findings highlight the critical role of condensation in hydrogen distribution and provide experimental insight relevant to hydrogen risk assessment and mitigation in reactor buildings during severe accidents.

大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟 建設工事報告書

真道 隆治; 市村 隆人; 野澤 芳彦; 小森 剛史; 良知 玲生奈; 北原 勝美*; 中村 智樹*; 小池 彰弘*

JAEA-Technology 2026-005, 379 Pages, 2026/08

JAEA-Technology-2026-005.pdf:45.42MB

放射性物質分析・研究施設第1棟は、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作業で発生する放射線量が低・中線量の瓦礫類、伐採木、焼却灰、汚染水処理に伴う二次廃棄物等の性状を把握することにより、処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通し等を得るための分析、試験を行う。また、ALPS処理水の海洋放出に関し、東京電力HDから独立した第三者の立場で放出前のALPS処理水分析を行うことを目的に、1F特定原子力施設の一部として2017年(平成29年)1月から2022年(令和4年)6月にかけて日本原子力研究開発機構が整備を行った施設である。第1棟の建設工事は、建築工事、電気設備工事、機械設備工事により建屋の建設を行う「建屋工事」と、鉄セル、グローブボックス、フード等の分析設備の整備を行う「内装設備工事」に区分される。本報告書は、大熊建設室が担当した「建屋工事」に関する工事記録等をまとめたものである。建屋工事の各工種における品質管理、施工状況等の他、コンポジット調整、安全・施工品質管理に関する実施体制・手法、許認可(実施計画変更、建築確認申請、林地開発許可等)等、原子力施設の建設に係る施工管理について技術的観点からの経験・知見を網羅的に取りまとめた。また、1F敷地内・帰還困難区域における建設といった特殊環境下での建設における放射線管理等の特異な管理内容等についてもまとめた。今後、第1棟のような原子力施設整備において、本報告が施設整備の参考として、課題の抽出や合理的な施設計画に寄与することを期待する。

デブリ取り出しの安全性確保を目的とした中性子源等のイメージング手法の研究(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; 京都大学*

JAEA-Review 2026-014, 61 Pages, 2026/08

JAEA-Review-2026-014.pdf:5.86MB

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、「デブリ取り出しの安全性確保を目的とした中性子源等のイメージング手法の研究」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、廃炉を安全かつ迅速に行うため、燃料デブリ取り出し作業時に期せずして発生した中性子源の方向特定を目的に、小型軽量な全方位型中性子イメージャーを開発する。想定する使用環境は、作業員が立ち入る原子炉建屋内と原子炉格納容器周囲の超高線量環境下の二つである。前者は、これまでに開発した線・線に対する全方位型検出器を中性子に応用し、中性子が飛来する方角を指示することで作業員の避難指示等に活用できる。令和6年度では、検出器を校正する検出素子の中性子/線弁別性能、方向依存性などの諸特性をモンテカルロ計算および実験的に評価した。また、全方位型中性子検出器により得られた情報を360度カメラと組み合わせ、中性子の飛来方向を視覚的に取得できるようなシステムを構築した。後者は、超高線量環境下において、バックグラウンドとなる線との極めて優れた弁別性能を有する検出器が必要となるため、減衰時間が非常に短い検出素子を選定した。前者の全方位中性子検出器の構造を参考に、中性子の飛来方向を特定可能な検出器構造を構築する。これら開発する検出器の特性評価を行うために研究用原子炉を使用するが、あらかじめ照射場の特性評価試験を実施した。

Fused-ring nanothread synthesized via high-pressure polymerization of naphthalene

Fei, Y.*; Wang, Y.*; Zhang, J.*; Liu, J.*; Zhao, Z.*; 服部 高典; 阿部 淳*; Dong, X.*; Mao, H.-K.*; Zheng, H.*; et al.

Chemistry; A European Journal, 32(31), p.e71096_1 - e71096_11, 2026/08

https://doi.org/10.1002/chem.71096

カーボンナノスレッド(CNThs)は、卓越した機械的特性を備えた一次元飽和炭素ナノ材料である。多環芳香族炭化水素(PAHs)は、高圧下において、機械的性能が向上した、より太い多環状CNThsを形成すると期待されている。本研究では、最も単純なPAHであるナフタレンの高圧重合について、複数の最先端手法を用いて体系的に調査した。ナフタレン分子はヘリンボーン状に積層し、20GPa以上ではa-b方向に沿って[4+2]環化付加反応を起こし、一次元CNThを生成した。多くのCNThの形成とは対照的に、CNThの核生成は加圧中に起こりその成長は減圧中に進行するが、これはヘリンボーン状に積層した芳香族化合物に普遍的に見られる現象であると考えられる。得られたCNTh結晶の単位格子が決定され、生成物であるCNThの可能な構造も提案された。本研究は、高圧下におけるナフタレンの重合特性を明らかにし、滑り角が重合経路を決定する上で重要な役割を果たすことを示している。

Pix2Pixを用いたワイヤメッシュセンサ信号からの高解像度ボイド率分布推定技術の開発

上澤 伸一郎; 前島 崇宏*; 岡田 真*; 富田 洋文*; 楯 尚史*; 青木 邦知*; 平松 夏樹*; 小野 浩二*; 吉田 啓之

混相流シンポジウム2026講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2026/08

詳細二相流解析を大型モックアップ試験の代替または補完として活用するためには、流動様式の再現性に加え、瞬時かつ局所的な気液界面情報に対する定量的な妥当性確認が重要である。しかし、妥当性確認に用いられてきたワイヤメッシュセンサ(WMS)では、ワイヤ交点間よりも高い解像度でボイド率を取得することができず、気液界面情報の把握に課題があった。この課題を解決するため、WMS計測、詳細二相流解析、静電場解析および生成AIを組み合わせることで、WMS信号から高精度・高解像度のボイド率分布を推定する技術の開発を進めている。本技術では、ロッドバンドル流路を対象として、分散気泡流からチャーン流までの条件に対して詳細二相流解析と静電場解析を実施し、気液界面情報とWMS信号強度の対応データセットを構築する。さらに、これらを学習データとしてPix2Pixに基づく画像生成モデルを作成し、実機WMS信号から高解像度のボイド率分布を推定する。本報では、本推定技術の開発状況と、実験で取得した33ロッドバンドル流路のWMS信号に本モデルを適用した結果について報告する。