Neutronic characteristics of a partially damaged reactor model with varying numbers of damaged fuel assemblies

Nguyen, H. H.

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112171_1 - 112171_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112171

本研究では、炉心中心部の燃料集合体は溶融して燃料デブリとなる一方、外周部の燃料集合体は損傷を受けていない状態にある、部分的に損傷した原子炉モデルの中性子特性に、減速材と燃料の体積比、燃料デブリの形状、および損傷した燃料集合体の数が及ぼす影響を調べた。調査は、SerpentコードとJENDL-5ライブラリを用いて実施した。結果、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に囲まれている場合、kは燃料デブリの形状に基づいて2つのグループに分類できることが示された。逆に、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に完全に囲まれていない場合、燃料デブリの形状はkにほとんど影響を与えない。さらに、燃料デブリに出入りする中性子数の関係によって、燃料デブリの形状がkにどのように影響するかが決まる。

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。

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。

Production of Cu and Cu with accelerator neutrons by deuterons and their separation from zinc

永井 泰樹*; 川端 方子*; 佐伯 秀也*; 本石 章司*; 橋本 和幸; 塚田 和明; 本村 新*; 太田 朗生*; 高島 直貴*; 橋本 慎太郎; et al.

Frontiers in Nuclear Medicine (Internet), 5, p.1657125_1 - 1657125_11, 2025/10

https://doi.org/10.3389/fnume.2025.1657125

近年、CuとCuのRIペアは、理想的な治療診断一体型放射性核種として注目を集めている。我々は、加速器施設において重陽子ビームを用いて生成した中性子源を利用する、新しい製造手法を提案しており、濃縮Zn試料にこの中性子源を照射し、生成されたCuの放射化量の絶対値および核種純度を測定した。その結果、測定値は評価済み核データライブラリJENDL-5を用いたPHITSの計算結果と一致すること、また測定困難な微量放射性核種の生成量を見積もることが可能であることがわかった。さらに、我々が開発した昇華およびカラム分離法により、照射後のZn試料からCuを適切に分離できることも確認した。これらの成果により、CuおよびCuの製造を、複数の拠点で経済的かつ持続可能な方法で実施できる可能性が示された。

A New analytical technique utilizing the PdI target for measurement of I in environmental samples by accelerator mass spectrometry

本多 真紀; 高久 雄一*; 坂口 綾*; 松崎 浩之*; 末木 啓介*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 334(8), p.5809 - 5820, 2025/08

https://doi.org/10.1007/s10967-025-10324-7

I/I同位体標準とヨウ素水溶液を定量的に混合することで、AMSに最適なPdIの自家製標準物質シリーズを調製することができた。Pdからの支配的な干渉は、精密にイオンを選別するElectrostatic cylindrical analyzerなどを調整することにより抑制することに成功した。その結果、海水とDolomite試料から調整したPdIについて、そのI/I原子数比はAgIとして調製した試料と一致した。新たな手法における前処理の時間は従来よりも33%短縮された。本研究はAMSにおけるI分析法において通例とは違う新しい道を示すことに成功した。

Applicability of mechanistic analysis code seraphim to sodium-water reaction in tube bundle system

小坂 亘; 内堀 昭寛; 渡部 晃*; 椎名 祥己*

Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00

In a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor, water leakage caused by heat transfer tube failure in an SG makes a high-temperature, high-velocity, and corrosive jet with sodium-water reaction (SWR). The reacting jet may cause further tube failure and the expansion of the affected area in an SG. A mechanistic analysis code SERAPHIM has capability to evaluate the reacting jet considering multi-component, multiphase and compressive flow with SWR. By comparing analysis and experimental results, SERAPHIM code has been validated from the case of a free jet to the reacting jet in a tube bundle system with an average water leak rate of 0.15 kg/s. In this paper, as one of the validation analysis series of SERAPHIM code, we performed numerical analysis for the reacting jet in a tube bundle system with larger average water leak rate, i.e. 1.85 kg/s. Similar to previously reported results, the gas phase expanded in the system immediately after the discharging and then flowed in the direction of buoyancy force. It was confirmed the occurrence of an underexpanded jet and the limitation of the maximum temperature, which are consistent with the knowledge of the SWR phenomena in an SG. The low and high-temperature regions were wider than in previous reports due to the larger average water leak rate. The high-temperature region obtained by the analysis agreed with the representative characteristics appeared in the experimental result such as location and shape of the temperature distribution. The analysis results were consistent with previous knowledge. The representative characteristics that appeared in the experimental result were also reproduced. SERAPHIM code was applicable to the selected average water leak rate in the tube bundle system.

In-situ measurement of radiation driven back-conversion from para to ortho liquid hydrogen state in cold moderators at J-PARC

勅使河原 誠; Lee, Y.*; 達本 衡輝*; Hartl, M.*; 麻生 智一; Iverson, E. B.*; 有吉 玄; 池田 裕二郎*; 長谷川 巧*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 557, p.165534_1 - 165534_10, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2024.165534

J-PARCの核破砕中性子源において、水酸化第二鉄触媒の機能性を評価するため、1MW運転時の積算ビーム出力9.4MWhの条件で、ラマン分光法を用いてパラ水素割合をその場測定した。その結果、1MW運転におけて触媒が十分に機能していることが分かった。また、触媒を通さないバイパスラインを用いて、中性子照射によるパラからオルソ水素への逆変換率を調べることを試みた。測定されたオルソ水素割合の増加は、500kW運転で積算ビーム出力2.4MWhの場合に0.44%であった。しかしながら、この結果は、冷中性子モデレータ内で引き起こされた逆変換と、バイパスされた触媒容器中の温度上昇によって発生した準静的オルソ水素のメインループへの受動的滲出との合算であることが示された。

Activation level of the concrete building and pressure vessel in JAEA-Tokai tandem accelerator

吉田 剛*; 松村 宏*; 中村 一*; 三浦 太一*; 豊田 晃弘*; 桝本 和義*; 中林 貴之*; 松田 誠

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1298 - 1307, 2024/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2313558

The activation level of the JAEA-Tokai tandem accelerator facility was investigated experimentally in advance of the future decommissioning. JAEA-Tokai tandem accelerator facility has a higher terminal voltage of 18 MV and a larger total floor area, Compared to other electrostatic accelerators with terminal voltage of 1 MV to 6 MV. Therefore, determination for 'where', 'what', and 'how many' nuclides are produced in the facility is crucial. Thermal neutrons generated by beam losses associated with accelerator operations contribute significantly to the activation of equipment and facilities. The accumulated activities of Co and Eu; the most considerable radionuclides at the decommissioning, can be deduced by the thermal neutron fluence rate during the accelerator operation. In this study, thermal neutron fluence measurement on the surface of the pressure vessel and concrete building was conducted with conventional methods using dosimeters and metal foil detectors as well as a new method using a portable -ray detector. The thermal neutron fluence in the facility during the accelerator operation ranges from 101 to 10 n/cm/s. The sum of deduced activities of Co and Eu in 50 years is much lower than the clearance level of 0.1 Bq/g in all areas except in the irradiation room.

Beam transient studies for the JAEA-ADS LEBT

Yee-Rendon, B.; 近藤 恭弘; 田村 潤; 前川 藤夫; 明午 伸一郎

Proceedings of 32nd Linear Accelerator Conference (LINAC 2024) (Internet), p.488 - 491, 2024/10

https://doi.org/10.18429/JACoW-LINAC2024-TUPB076

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、放射性廃棄物核変換のための30MW CW陽子線形加速器(リニアック)を設計している。高出力加速器の低損失と高ビーム品質を達成する上で、特に空間電荷力が大きくなる低エネルギー部において空間電荷の緩和が主な課題である。空間電荷の影響を打ち消すために、低エネルギービーム輸送(LEBT)は、ビーム電荷の中和により空間電荷補償を可能にする静磁場設計を用いており、主ビームと対向する電離粒子との間の電荷平衡に達する蓄積プロセスにより中和する。しかし、ADSのビーム出力上昇時に用いられるチョッパーにより平衡状態は逸脱する。このため、ビーム出力の過渡状態においてビーム光学系は最適とならず、加速器に深刻な劣化をもたらす可能性がある。従って、これらのビーム出力上昇時におけるビーム挙動の解析は、リニアックのロバストな設計と効率的な運転を開発するために不可欠でとなる。本研究では、JAEA-ADS LEBTの中性化ビルドアップとチョッパー運転時のビームダイナミクスの検討を行った。

Investigation of random beam trips in a linear accelerator at the Japan Proton Accelerator Research Complex for the development of an accelerator-driven nuclear transmutation system

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1075 - 1088, 2024/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2296039

陽子線形加速器では、機器の故障、高周波による放電などにより、陽子ビームが不意に供給できないことが知られている。このビームトリップ事象はランダムに発生しているのだろうか?従来、ビームトリップ事象はランダムに発生していると暗黙的に仮定していた。今回、加速器駆動核変換システムにおける超伝導線型加速器で生じるビームトリップ頻度を推測するため、J-PARCリニアックにおけるビームトリップ事象がランダムに発生しているかどうかを検討した。すなわち、まずJ-PARCリニアックを5つのサブシステムに分類した。そして、信頼性工学の一つの方法であるカプラン・マイヤー推定法を用いて、各サブシステムにおける運転時間の信頼度関数を求めた。この信頼度関数より、ビームトリップ事象のランダムさを調べた。5つのサブシステムにおける5年間の運転データを解析したところ、いくつかのサブシステムではビームトリップ事象がランダムに発生していることを示していた。しかし、陽子リニアックの主要なサブシステムであるイオン源と加速空洞を含む、多くのサブシステムでビームトリップ事象がランダムに発生していなかった。