NMR evidence for full-gap spin-triplet superconducting state in UBe

南 晶子*; 松野 治貴*; 森田 恭平*; 松木 麟太朗*; 小手川 恒*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 藤 秀樹*

Journal of the Physical Society of Japan, 95(7), p.074711_1 - 074711_11, 2026/07

https://doi.org/10.7566/JPSJ.95.074711

We performed Be-NMR measurements on UBe to probe its superconducting state. The Knight shift behavior indicates spin-triplet pairing with anisotropic spin susceptibility reduction below , providing strong evidence for a triplet state. The data support a multiband, fully gapped model, and symmetry analysis suggests an order parameter, consistent with a fully gapped spin-triplet topological superconductor.

Activation experiment of the Ag(p,X) reaction at J-PARC

杉原 健太*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫

JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011181_1 - 011181_10, 2026/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.45.011181

加速器駆動システムなどの加速器施設では、残留ガンマ線量率を見積もることが不可欠である。計算機性能の向上により、物理モデルによる核種生成断面積の予測が可能になったが、モデルの予測精度をさらに確認する必要がある。そこで、われわれは、J-PARCで放射化技法を用いて様々な標的に陽子を照射し、核種生成断面積を測定してきた。本研究では、Ag(p,X)反応の核種生成断面積を測定した。

Ductile-to-brittle transition in aluminum alloys

Zhou, D.*; Zhang, X.*; Pang, X.*; Zhao, Z.*; Chen, X.*; Wei, S.*; Yang, C.*; Gong, W.; Harjo, S.; Li, R.*; et al.

Materials Research Letters (Internet), 14(6), p.689 - 698, 2026/06

https://doi.org/10.1080/21663831.2026.2646271

Here, we investigated the room-temperature (298 K) and cryogenic-temperature (77 K) mechanical behaviors of binary Al-Mg alloys over a wide range of Mg concentrations (2.8-13.1 at.%). A ductile-to-brittle transition was observed at 77 K as the Mg content increased from 7.5 to 13.1 at.%, accompanied by a significant decrease in impact energy from 161 J to 14 J. Through detailed theoretical calculations and experimental observations, this composition-dependent transition was found to be primarily associated with Mg segregation-induced grain boundary (GB) expansion and charge density depletion at the GB. These findings not only address the growing demand for durable lightweight materials for low-temperature applications, but also provide insights into the design of ultralight aerospace structural materials capable of withstanding the harsh environments encountered in space exploration.

Ambient dose rate variation in the Fukushima region visualized using explainable AI techniques

吉田 竜*; 操上 広志; 長尾 郁弥; 高橋 成雄*; 眞田 幸尚

Journal of Environmental Radioactivity, 293, p.107900_1 - 10790_13, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2026.107900

Following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident in 2011, ambient dose rates in the surrounding region have gradually declined due to radioactive decay and decontamination efforts. However, spatial variations in dose rate reduction remain insufficiently understood, particularly in forested areas where contamination persists. This study investigates long-term trends in ambient dose rate changes using explainable AI techniques. A 12-year integrated dose rate map, combining fixed-point, walk, carborne, and airborne survey data, was used to analyze temporal and spatial patterns. We developed a predictive model using Light Gradient Boosting Machine (LightGBM) to estimate dose rate reduction ratios based on geographic and environmental features. SHapley Additive Explanations (SHAP) were applied to quantify the contribution of each variable and enhance model interpretability. Our findings revealed that land use significantly influences dose rate reduction, with urban and agricultural areas showing faster declines due to infrastructure and human activity including decontamination works, while forests exhibit slower reductions. Notably, topographical features such as elevation and slope affect dose rate trends in undisturbed forests, with valleys and depressions showing stagnation. This study provided the first visual validation of area-wide decontamination effects and demonstrates the utility of explainable AI in environmental radiation analysis. The proposed approach offers a robust framework for geospatial interpretation and supports future policymaking for regional recovery and forest utilization.

最新の知見に基づいた研究施設等廃棄物浅地中埋設施設からの浸出水量の評価

北谷 光; 小曽根 健嗣; 仲田 久和

JAEA-Technology 2025-011, 57 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-011.pdf:5.32MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物の埋設処分の実施主体として、現在低レベル放射性廃棄物を対象としたトレンチ処分及びピット処分の2通りの検討を行っている。埋設施設の安全評価における被ばく線量評価には、埋設施設の浸透水量データが必要となる。浸透水量の評価には、廃棄物条件や埋設環境などによる不確実性を考慮する必要がある。そのため、本報告では、研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計の設計条件等を基にリファレンスモデルを設定し、先行事業者の申請書を参考に、最新の知見に基づいた安全評価に反映する浅地中埋設施設からの浸出水量を地下水流動解析により算出した。これにより、埋設施設の各層及び周辺土壌の透水係数が浸出水量に及ぼす影響を評価した。具体的には、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、トレンチ埋設施設については、覆土層の経年劣化を想定した評価を行うとともにコンクリートピット埋設施設については、廃棄体に含まれる塩類の影響を想定した評価を行った。解析の結果、トレンチ埋設施設では、粘土層の透水性が劣化すると廃棄体層への浸入水量が増加し、特に排水層の透水性が低下した場合にはその傾向が一層顕著となった。これは、排水層による水平流路が機能せず、水の粘土層への浸入が促進されるためである。一方、コンクリートピット埋設施設では、粘土層の破断により周辺の流速が上昇し、廃棄体層を通過する水量が増加する現象が確認された。これらの結果は、施設の各層ごとの透水性の変化が、浸出水量にどのような影響を及ぼすかを定量的に示しており、安全評価におけるシナリオ設定や埋設施設の維持管理の方針策定に資する有効な知見といえる。

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 Accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570371

In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.

Estimation of the beam trip frequency of a proton linear accelerator for an accelerator-driven nuclear transmutation system and comparison with the allowable beam trip frequency

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1051 - 1070, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2523023

日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。

福島第一発電所2、3号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握(委託研究); 令和5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 2025-012, 96 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-012.pdf:3.99MB

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5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、研究課題のうち、令和3年度に採択された「福島第一発電所2、3号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握」の令和3年度から令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、シールドプラグ下高線量の原因究明、事故時のCs移行経路や、Csの構造材付着・堆積状態の解明及び先行溶落したと推定される金属リッチデブリ特性評価を行うため、事故進展最確シナリオ評価に基づく材料科学的アプローチを行った。Cs分布評価の不確かさ低減については、炉内のCsの化学形態について実験と計算の双方より、酸性・塩基性酸化物の組み合わせによる安定度の評価を行い、金属表面でのCsの化学的付着形態、Cs-Fe-O系、Cs-Si-Al-O系の安定度などが示され、Csの移行経路の考慮、PCV内部コンクリート残留Csの除染の重要性が示唆された。金属デブリの酸化変質評価については、熱力学的・速度論的実験により、ジルコニウムの極めて安定な酸化物生成挙動とRPV内溶融促進挙動及びステンレス含有元素の酸化膜形成における役割が示され、固液複相流体の粘性調査も併せて、金属デブリ流下挙動及び取り出し時の留意点が示唆された。これらの知見に基づく事故進展プロセスの総合評価として、水蒸気雰囲気で表面が酸化した鋼材へのCs化学吸着形態を同定し、吸着形態が鋼材の酸化度によって変化すること及びCsOのトラップ化合物種と酸化物浸透深さを考慮すべきことを明らかにするとともに、固体系金属デブリは水蒸気酸化及びFeO反応相形成によって支配されること及び溶融金属デブリは酸化によりZrOが優先形成し、表面と内部の酸化度の差異から固液流体の凝固プロセスでスレート状構造を作りやすいことを明らかにし、蓋然性の高い事故進展シナリオ構築に寄与した。

Measurement of radionuclide production probabilities in negative muon nuclear capture and validation of Monte Carlo simulation model

山口 雄司; 新倉 潤*; 水野 るり恵*; 反保 元伸*; 原田 正英; 河村 成肇*; 梅垣 いづみ*; 竹下 聡史*; 羽賀 勝洋

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 567, p.165801_1 - 165801_11, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2025.165801

試料放射化計算コードの開発の一環として、新規実験データを取得してモンテカルロシミュレーションモデルを検証するために、負ミュオン原子核捕獲における放射性核種生成確率を測定した。Al、Si、Co、Ta標的を用いて放射化法により取得した確率は、既存の実験データでは困難な物理過程に対するモデルの検証を可能にするものである。測定した確率と計算データとを比較することで、計算が放射化見積もりにおいておよそ安全側にあることがわかった。一方で、核異性体の生成過程や多数の中性子放出及び陽子が関与する粒子放出に起因する放射性核種の生成過程の記述を改良する必要があることもわかった。これらの成果は、シミュレーションモデル改良の手がかりとなる。

Development of the three-dimensional CFD analysis model of helium heat exchanger type steam reformer for hydrogen production by nuclear heat

石井 克典; 小野 正人; 野口 弘喜; 清水 厚志; 野本 恭信; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of World Hydrogen Technologies Convention 2025 (WHTC 2025) (Internet), p.26 - 28, 2025/10

https://www.whtc2025.com/conference-proceedings

Hydrogen production using nuclear heat offers a stable and large-scale method for generating carbon-free hydrogen. High temperature gas-cooled reactors are notable for their inherent safety and ability to supply heat. Japan Atomic Energy Agency owes the HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), which successfully ran at a coolant outlet temperature of 950C. To demonstrate hydrogen production using HTTR heat, JAEA launched a heat application test project. Prior to this, a mock-up test using a single-tube steam reformer heated by electric-powered helium gas was conducted to validate the design and control system. In this study, a 3D CFD model of the reformer was developed and validated using mock-up test data to support scale-up to multi-tube systems. ANSYS Fluent was used to analyze flow, temperature, and hydrogen yield. The Yagi-Wakao correlation was applied to estimate heat transfer, improving temperature prediction and achieving hydrogen yield accuracy within 2%.