A Novel kinetic model for dissolution and precipitation of oxide on stainless-steel surface in stagnant liquid sodium

河口 宗道*; 池田 明日香; 斉藤 淳一

Annals of Nuclear Energy, 226, p.111880_1 - 111880_9, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111880

This study performed sodium experiments and developed a new kinetic model to investigate the oxide dissolution and precipitation behavior on the stainless-steel (SS) surface in stagnant liquid sodium. The experiment revealed that the oxygen of NaFeO on the SS surface was dissolved into the liquid sodium with v 9.3 10 wt.ratio/h in less than 20 h, and the oxide precipitation occurred on the SS surface with v 1.4 10 wt.ratio/h after the dissolution. Furthermore, the phase-field (PF) calculation code was developed to investigate the dependence of six parameters (T, c, , D , k, and t) of the oxide precipitation velocity in the liquid sodium. As a result, the precipitation velocity increased linearly as the oxygen concentration (c) and the oxygen diffusion coefficient (D) in liquid sodium increased. In contrast, its velocity decreased exponentially as the sodium temperature (T) and the interfacial energy of oxide () increased. The quasi-partial coefficient (k) and the time step (t) did not affect the calculation results at all. In these sensitivity analyses, the oxide precipitation velocity obtained by the PF calculation shows consistency with the laboratory-scale experimental findings of Latge et al.

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; 札幌大学*

JAEA-Review 2025-033, 71 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-033.pdf:4.48MB

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(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、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5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廃炉に向けて、原子炉格納容器及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上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5年度は、写真測量、深層学習に基づいた立体復元手法による解析から、良好な立体復元を得るための有効な撮影条件を抽出する手法及び少ないデータから指定された時間までに立体復元結果を生成できるように特徴量を抽出する手法の検証を行った。さらに、動画像から抽出された点群データをセグメンテーションに適用し、インスタンスラベルが付された部品に分類した。

Neutron diffraction-assisted constitutive modeling of directed energy deposited CoCrFeMnNi high entropy alloy

Jeong, S. G.*; Kwon, J.*; Kim, E. S.*; Prasad, K.*; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎; Estrin, Y.*; Bouaziz, O.*; Hong, S. I.*; et al.

Materials Science & Engineering A, 942, p.148712_1 - 148712_11, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.msea.2025.148712

The cellular structure plays a key role in determining the mechanical properties of metal additive manufacturing (MAM) components. This study presents in situ neutron diffraction and dislocation density-based modeling for a CoCrFeMnNi high-entropy alloy (HEA) made via directed energy deposition (DED). A constitutive model based on the Kocks-Mecking-Estrin framework was used to represent the cellular structure. Parametric analysis showed lower dislocation accumulation and annihilation rates in the as-built sample (with cellular structure) than in the heat-treated one. These differences are linked to dislocation forest networks and local stacking fault energy variations. Dislocation density across cell interiors and walls was also compared with deformation-induced dislocation cells.

Development of a prediction model for ambient dose equivalent rate distribution based on ecological half-life profiles using LASSO regression and KURAMA data

志風 義明; 斎藤 公明; 谷村 直樹*; 吉村 和也; Liu, X.; 町田 昌彦

Radiation Protection Dosimetry, 201(15), p.1025 - 1042, 2025/09

https://doi.org/10.1093/rpd/ncaf086

2成分モデルは、速い減衰成分と遅い減衰成分から成り、主要な原子力事故現場周辺の汚染地域における空間線量率の減少傾向を近似するために広く使用されている。しかし、その妥当性は未だ十分に検証されていない。本研究では、2成分モデルの妥当性の評価し、環境半減期のプロファイルを調査するために、高自由度モデルによるLASSO回帰を使用して、福島第一原子力発電所事故後の2011年から2016年にかけて収集された広範な車載調査データを分析した。次に、空間線量率分布の将来予測を、土地利用と初期空間線量率のカテゴリごとに計算した平均環境半減期プロファイルを組み込んだ予測モデル式を使用して行った。予測精度は、異なるモニタリング方法で得られた空間線量率データセットを統合した現在最も信頼できる情報源である統合マップデータとの比較によって検証した。本論文では、上記の環境半減期プロファイルの分析結果、予測モデル計算の評価結果を示すとともに、その結果に至った原因を考察した。

Uncertainty quantification for severe-accident reactor modelling; Results and conclusions of the MUSA reactor applications work package

Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez Espinoza, V.*; Stakhanova, A.*; Groudev, P.*; Petrova, P.*; Vryashkova, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; et al.

Annals of Nuclear Energy, 211, p.110962_1 - 110962_16, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110962

The completed Horizon-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" has reviewed uncertainty sources and Uncertainty Quantification methodology for the purpose of assessing Severe Accidents (SA). The key motivation of the project has been to bring the advantages of the Best Estimate Plus Uncertainty approach to the field of Severe Accident. The applications brought together a large group of participants that set out to apply uncertainty analysis (UA) within their field of SA modelling expertise, in particular reactor types, but also SA code used (ASTEC, MELCOR, etc.), uncertainty quantification tools used (DAKOTA, RAVEN, etc.), detailed accident scenarios, and in some cases SAM actions. This paper synthesizes the reactor-application work at the end of the project. Analyses of 23 partners are sorted into different categories, depending on whether their main goal is/are (i) uncertainty bands of simulation results; (ii) the understanding of dominating uncertainties in specific sub-models of the SA code; (iii) improving the understanding of specific accident scenarios, with or without the application of SAM actions; or, (iv) a demonstration of the tools used and developed, and of the capability to carry out an uncertainty analysis in the presence of the challenges faced. The partners' experiences made during the project have been evaluated and are presented as good practice recommendations. The paper ends with conclusions on the level of readiness of UA in SA modelling, on the determination of governing uncertainties, and on the analysis of SAM actions.

Evolution of radionuclide transport and retardation processes in uplifting granitic rocks, Part 2; Modelling coupled processes in uplift scenarios

Metcalfe, R.*; Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 舘 幸男

Science of the Total Environment, 958, p.177690_1 - 177690_17, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.scitotenv.2024.177690

花崗岩が隆起している条件を対象とした地層処分の安全評価においては、隆起による地質条件の変化とそれに伴う放射性核種の移行・遅延特性への影響を考慮する必要がある。このような地質環境の長期変遷を考慮した安全評価では、十分に現実的な数値モデルと適切なパラメータを適用する必要がある。しかしながら、隆起過程には、岩石特性や核種移行特性の変化などを含む複雑な連成現象が含まれるため、モデルの開発には困難を伴う。ここでは、いくつかの代表的な放射性核種を対象とした連成モデル解析を通じて、現実的で保守的なプロセスの概念化とモデルパラメータの設定を検討するための方法論を提示する。

確率論的リスク評価手法へのAI技術活用の最前線,3; 機械学習を活用した動的PRAと不確かさ評価手法の高度化

Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結

日本原子力学会誌ATOMO, 66(11), p.565 - 569, 2024/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.66.11_565

原子力安全の継続的な改善のためにはリスク情報と不確かさ情報を活用した合理的な意思決定が重要であり、近年ではこれを効率的に実施するために人工知能/機械学習(AI/ML)を活用することが期待されている。本報では、原子力分野におけるAI/MLの活用例を調査し、日本原子力研究開発機構が行うAI/MLを活用した動的確率論的リスク評価(PRA)と不確かさ評価・感度解析の研究状況を紹介する。具体的には、決定論的解析コードと機械学習による代替評価モデルを柔軟に共用できる多忠実シミュレーション手法を構築することで、ランダムサンプリングを用いた動的PRAとソースターム不確かさ評価・グローバル感度解析の効率的な実施を可能とした。

Trivalent lanthanide sorption onto illite in the presence of carbonate; A Study combining thermodynamic sorption modeling, time-resolved laser fluorescence spectroscopy, and parallel factor analysis

杉浦 佑樹; 石寺 孝充; 青柳 登; Mei, H.; 斉藤 拓巳*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 258, p.107476_1 - 107476_10, 2024/09

https://doi.org/10.1016/j.clay.2024.107476

This study performed batch sorption experiments using Eu and Sm as chemical analogs of trivalent actinides to evaluate their sorption behavior onto illite in the presence of dissolved inorganic carbon (DIC). The results were analyzed using a thermodynamic sorption model (TSM), which predicted that Eu/Sm forms ternary-surface complexes with carbonate ions. Time-resolved laser fluorescence spectroscopy (TRLFS) measurements were performed to gather information on the chemical forms of sorbed Eu on illite. Parallel factor analysis (PARAFAC) of the TRLFS data indicated the presence of two Eu chemical species. The pH dependence of the chemical species was consistent with that of the surface species predicted by TSM. The dominant chemical species in the presence of carbonate was inferred to be coordinating carbonate ions based on the fluorescence lifetime, supporting the validity of the TSM.

Development of a simplified boiling model applied for large-scale detailed two-phase flow simulations based on the VOF method

小野 綾子; 坂下 弘人*; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(4), p.24-00188_1 - 24-00188_12, 2024/07

https://doi.org/10.1299/mej.24-00188

原子力機構では、VOF法に基づく詳細二相流解析手法による炉内二相流評価手法の開発を行っており、燃料集合体を対象とした大規模二相流解析に適合する簡易沸騰モデルを開発着手した。簡易沸騰モデルでは、気泡の径や離脱までの時間を知るために、シミュレーションのグリッドサイズ以下となる気泡成長および運動の方程式を解く。一方で、JUPITERは、マイクロメートルオーダー以上の気泡挙動を計算する。本研究では、垂直面での強制対流沸騰が開発した簡易沸騰モデルを用いて解析される。実験データとの比較により、蒸気泡通過時間の流速依存性や熱流束依存性について実験データの傾向をよく説明できる結果となった。

溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討(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; 北海道大学*

JAEA-Review 2023-027, 126 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-027.pdf:5.51MB

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2年度に採択された研究課題のうち、「溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討」の令和2年度から令和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、汚染水との接触により変質したと考えられる1Fの地下構造物コンクリートを対象とし、核種の移行挙動及び変質コンクリートの特性を評価し、その結果に基づいて核種移行モデルを構築してコンクリート廃棄物管理シナリオを評価する手法を構築することを目的とした。収着及び拡散実験の結果、Cs、I、C等の放射性核種の健全・変質硬化セメントペースト(HCP)中の移行挙動は、核種及びその化学形に依存すること、鉄とセメント系材料が混在する系では、高pHではUはほとんどがセメント系材料に収着することが明らかになった。非破壊CT-XRD連成法及びNMR測定の結果、溶脱試料の微細構造は、溶脱前のHCPの状態(炭酸化、水和度やCa/Si比等)の影響を受けることがわかった。また、イオン同時輸送モデルによるシミュレーションから、骨材とセメントの境界に形成される遷移帯が溶脱の進行に影響を与える可能性が示唆された。固体廃棄物貯蔵庫に保管されているガレキ類について、保管コンテナ外部の線量率測定データからインベントリを推定するモデルを構築した。また、核種移行挙動に及ぼす溶脱変質の影響を考慮して、1Fの地下コンクリート構造物内の放射性核種(Cs、Sr、I)の濃度分布を推定した。