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。

A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

Re-evaluation of nuclear criticality characteristics for infinite and finite heterogeneous lattice systems composed of uranium-zirconium hydride fuel rods used in the TRIGA annular core pulse reactor NSRR

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB

TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.80.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。

Multi-physics analysis to identify criticality condition of windscale works criticality accident

福田 航大

Proceedings of Nuclear Criticality Safety Division 2025 Conference (NCSD 2025) (Internet), p.191 - 194, 2025/09

A preliminary analysis was conducted to clarify the potential impact of a transient inrush of aqueous solution on the criticality condition during the 1970 Windscale Works accident. This analysis couples computational fluid dynamics (CFD) with Monte Carlo (MC) neutron transport calculations, providing a unique and modern approach to modeling a complex multiphase system relevant to criticality safety. The inrush was assumed to occur over a 2-second period, with the fluid entering the vessel at a 15-degree upward angle, based on a past report. Fluid distributions obtained from CFD snapshots were used as inputs for static MC calculations. The results revealed that the inrush could cause a temporary increase in the effective multiplication factor keff, exceeding 1 just after the inrush stopped although this is based on the preliminary analysis. The observed behavior was attributed to the central accumulation of fissile materials, increasing the fast neutron non-leakage probability and the eta value. This study demonstrates the importance of transient fluid behavior in criticality risk assessments and presents a methodology that can be extended to similar legacy or future incidents. Further high-fidelity and kinetics analyses are needed to fully characterize the accident scenario.

Preliminary criticality analysis of a partially damaged reactor core under different scenarios

Nguyen, H. H.

Annals of Nuclear Energy, 218, p.111361_1 - 111361_9, 2025/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111361

本研究では、炉心中心に位置する燃料が溶融してさまざまな形状の燃料デブリとなる一方、炉心端に位置する燃料は無傷のままである部分損傷炉モデルの臨界特性を調べた。調査はSerpentコードとJENDL-5核データライブラリを用いて実施した。計算の結果、燃料デブリの体積が小さく一定に保たれている場合、燃料デブリの形状は系のkの変動則に大きな変化をもたらさないことがわかった。一方、燃料デブリの体積が変化するシナリオでは、システム温度が300Kで水中にホウ素が存在しない基準ケースにおいて、kの変動則は2つのグループに分けられる。第一のグループは立方体と円筒形の燃料デブリからなり、第二のグループは球形、円錐形、切頭円錐形の燃料デブリからなる。

Random media criticality analysis using the Randomized Fourier Series for arbitrary-shaped power spectrum

植木 太郎

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) (Internet), p.2018 - 2027, 2025/04

燃料デブリ模擬体の画像解析は、複数要因の複雑さの存在を示唆している。すなわち、連続的に混合された乱雑な媒体に対する臨界解析手法は、込み入ったパワースペクトルを表現可能なランダム化された関数を必要とする。この要請への対処のため、振幅と位相の両方にランダム性が導入された乱雑化フーリエ級数(Randomized Fourier Series(RFS))という新しい関数を開発した。この関数は、任意形状のパワースペクトルを表現でき、乱雑な連続材料混合に対する、より現実的なモンテカルロ(MC)シミュレーションを実現する。RFS利用の例として、ローレンツ型パワースペクトルを用いて、燃料デブリの中性子実効増倍率(keff)の揺らぎに関して、低波数におけるスペクトル平坦化によるホワイトノイズ化の効果を調べた。MCシミュレーションには、連続エネルギーMCソルバーSolomonを使用し、燃料デブリ構成物質の質量偏差を軸として、keff揺らぎの結果をまとめた。

令和4年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-057, 178 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-057.pdf:8.51MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、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4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。

定常臨界実験装置STACYの更新改造と運転再開

曽野 浩樹

原子力機構・原研OB会会報, (86), P. 2, 2025/01

定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。

Design policy of pilot plant for accelerator-driven system

西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(委託研究); 令和4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-013, 48 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-013.pdf:1.99MB

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4年度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、様々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・基盤的研究及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3年度に採択された研究課題のうち、「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和4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、非接触のアクティブ中性子法により燃料デブリの臨界安全上の特性を評価する測定システムの開発と、燃料デブリ取出し作業員の安全確保方策の確立に資する基盤技術として多領域積分型動特性解析コードの開発により燃料デブリ臨界解析技術を高度化することを目的としており、令和3年度から令和5年度の3年計画の2年目として東京工業大学、産業技術総合研究所、長岡技術科学大学が連携して実施した。検出器設計最適化のために新たに基礎実験を行って取得したデータを用いて、中性子輸送計算コードの妥当性及び不確かさを評価することで解析精度の向上を図った。この基礎データを基にした輸送計算コードを用いたパラメトリックサーベイにより、検出器の配置やHeガス圧、減速材、遮蔽材、中性子源配置の最適化を実施することにより検出器を設計した。遅発中性子による核分裂も考慮可能な多領域積分型動特性解析コードMIK2.0-MVPを開発し、予備検証としてGODIVA炉超臨界実験の再現解析を実施した。この結果より、MIK2.0-MVPコードでは、MIK1.0コードが有する計算機能に加えて、遅発中性子による核分裂の効果を考慮することができるようになり、MIK2.0-MVPコードと粒子法コードの弱連成解析の土台となる新たな機能を確立することができた。以上の活動により本研究の令和4年度の目的を達成することができた。