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武井 早憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 45 Pages, 2025/06
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 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 
15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of 
U and 
Pu relative to 
U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.
森 愛理; Johansen, M. P.*; McGinnity, P.*; 高原 省五
Communications Earth & Environment (Internet), 6, p.356_1 - 356_11, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)The presence of radionuclides in seafood following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011 have led to widespread and persistent concerns over seafood safety. We assess seafood ingestion doses before and after the accident for adults in the Tohoku Region of Northeast Japan. Using a Monte Carlo approach, we evaluate 23 anthropogenic and natural radionuclides alongside realistic seafood consumption rates. In the first year after the accident, the ingestion dose from accident-derived radionuclides was 19 
Sv for consumers exposed to the 95th percentile dose, contributing only 2% of the total seafood ingestion dose, which includes natural radionuclides such as 
Po and Pb. After the third year, the dose from accident-derived radionuclides was indistinguishable to that from pre-accident background levels. These findings suggest that, with seafood restrictions in place, the impact of accident-related releases on seafood ingestion doses was minor and relatively short-lived compared with that of natural radionuclides.
Guembou Shouop, C. J.; 土屋 晴文
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170189_1 - 170189_14, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：52.60(Instruments & Instrumentation)The development of a compact mobile neutron resonance transmission analysis (NRTA) instrument is in progress for measuring nuclear materials in the field of nuclear nonproliferation and nuclear security. The present paper focuses on research/developments on designing the source, moderators and shielding for the table-top NRTA system utilising a 
Cf spontaneous neutron. To this end, three source configurations were assessed using Monte Carlo (MC) simulations-based Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) by evaluating each configuration's neutron/gamma fluxes. Experimental validation of the MC simulation was conducted using an EJ270 plastic scintillation detector, a 
Bq Cf source, and a thin In sample. The Monte Carlo simulations and experimental results confirmed that an optimal configuration for the table-top NRTA system involves sandwiching the Cf source between the polyethylene (PE) moderator (PE closer to the detector) and the W reflector. Furthermore, the MC simulations showed that resonance dips from NatU and Pu (energy lines of 1.06 and 2.60 eV of 
Pu and 0.30 eV of Pu) can be observed in the Time-of-Flight spectra obtained using the table-top NRTA system with an appropriate collimator for a small pellet sample. The preliminary experimental results with a 2 mm thick In sample displayed the 1.46 eV resonance dip of 
In, showing that the table-top NRTA system using a Cf neutron source can measure TOF spectra and observe dips caused by low energy resonances in a sample. These findings suggest the system is well-suited for measuring small pellet samples of Pu and U.
長家 康展
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.1_1 - 1_7, 2025/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、原子炉炉心解析のための汎用連続エネルギーモンテカルロコードMVPを開発している。最近、MVPの改良は、先進的核熱カップリングコードの開発に重点を置いている。原子力機構はまた、臨界安全解析のための新しいモンテカルロソルバーSolomonを開発している。Solomonは燃料デブリを含む損傷炉心の臨界性を計算することを目的としている。本論文では、MVPとSolomonの機能の概要と最近の適用事例を紹介する。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(1), p.18 - 41, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：51.66(Nuclear Science & Technology)高富化度MOX燃料稠密格子の軽水炉を模擬した積分実験を高速炉臨界集合体(FCA)において実施した。中性子計算手法と核データの広範囲な中性子スペクトル場に対する予測精度を明らかにするため、減速材である発泡ポリスチレンの空隙率を変えた3つの実験体系を構築し、臨界度、減速材ボイド反応度値及び種々のサンプル反応度を系統的に測定した。また、高速炉解析用の決定論的計算コードとJENDL-4.0を用いた予備解析により、反応度価値の計算において概ね実験値を再現することを確認した。特に柔らかい中性子スペクトルの実験体系に対して、超微細エネルギー群の取扱いにより決定論的計算手法による反応度価値の予測精度が大幅に向上されることを明らかにした。更に、モンテカルロ計算コードMVP3を使用して実験体系を詳細にモデル化することで、決定論的手法の妥当性を確認した。
福田 航大
Annals of Nuclear Energy, 208(1), p.110748_1 - 110748_10, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：51.66(Nuclear Science & Technology)The Windscale Works criticality accident in 1970 resulted from mixing an aqueous solution with an organic solvent with different plutonium concentrations and densities. Although this accident has been studied using improved computer capabilities in recent years, a precise criticality scenario has not yet been identified. This study aims to clarify a possible criticality scenario of the accident-the time variation of reactivity and its mechanism. The accident was simulated by combining the multiphase computational fluid dynamics solver of OpenFOAM and the delta-tracking-based Monte Carlo neutron transport code Serpent2. Consequently, the periodic uneven arrangement of fluids might have caused oscillations in neutron leakage and absorption, resulting in periodic wavy reactivity changes. Furthermore, the emulsion, which was thought to be the primary cause, might not be the dominant mechanism for reactivity change, although it contributed to the criticality of the accident.
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09
被引用回数：1 パーセンタイル：51.66(Nuclear Science & Technology)This study developed a new method for evaluating the uncertainty in reactor core/shielding characteristics attributable to the scattering angle distribution, employing a random sampling (RS) technique integrated with continuous energy Monte Carlo (CEMC) calculations. The impact of neutron scattering angle is not negligible in the analysis of fast reactor cores and shielding. Recent advancements have enabled the high-accuracy assessment of nuclear data-induced uncertainty by merging CEMC calculations and the RS technique. Nonetheless, a method to quantify uncertainty due to scattering angle distribution remains unestablished. This study introduces a new approach for uncertainty quantification related to scattering angle distribution in CEMC-RS, utilizing the maximum entropy method. The effectiveness of this method was verified through comparison with results from the classical deterministic uncertainty quantification approach based on generalized perturbation theory. Overall, this method offers a more accurate tool for nuclear engineers and researchers in evaluating and managing uncertainties in reactor design and safety analysis.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.
樋川 智洋; 甲斐 健師; 熊谷 友多; 横谷 明徳*
Journal of Chemical Physics, 160(21), p.214119_1 - 214119_9, 2024/06
被引用回数：3 パーセンタイル：75.15(Chemistry, Physical)イオン化によって引き起こされる不均質反応であるスパー反応は、溶液中の放射線分解あるいは光分解反応を左右する重要な反応だが、そのスパーの形成プロセスはまだ解明されていない。その理由の1つとして、イオン化によって生成した荷電種を取り囲む溶媒和分子の誘電応答の影響がまだ明らかになっていないことが挙げられる。誘電応答は誘電率の時間変化に対応しており、スパー形成プロセスにおける反応拡散系に影響を与える可能性がある。そこで本研究では、誘電応答を考慮しながらDebye-Smoluchowski方程式を解くことにより、反応拡散系に対する誘電応答の影響を調べた。荷電種間に働くクーロン力は、誘電応答とともに徐々に減少する。本計算から、誘電応答が完了する前に荷電種間で反応が起こる条件を見積もることが出来た。これまで低LET放射線誘起によるイオン化で生成する自由電子の初期G値が静的な誘電率に依存することは報告されているが、荷電種間が密になる高LET放射線や光誘起の化学反応を扱う場合は誘電応答を考慮することが重要であることが示唆された。
Tuya, D.; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 198(5), p.1021 - 1035, 2024/05
被引用回数：1 パーセンタイル：23.64(Nuclear Science & Technology)局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10
倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。
伊藤 孝; 門野 良典*
Journal of the Physical Society of Japan, 93(4), p.044602_1 - 044602_7, 2024/04
被引用回数：4 パーセンタイル：75.95(Physics, Multidisciplinary)We propose a model to describe the fluctuations in the internal magnetic field due to ion dynamics observed in muon spin relaxation (SR) by an Edwards-Anderson-type autocorrelation function that separates the quasi-static and dynamic components of the correlation by the parameter 
(where 
). Our Monte Carlo simulations for this model showed that the time evolution of muon spin polarization deviates significantly from the Kubo-Toyabe function. To further validate the model, the results of simulations were compared with the SR spectra observed in a hybrid organic-inorganic perovskite FAPbI
[with FA referring to HC(NH
)], where local field fluctuations associated with the rotational motion of FA molecules and quasi-static fields from the PbI lattice are presumed to coexist. The least-squares curve fitting showed reasonable agreement with the model with 
, and the fluctuation frequency of the dynamical component was obtained. This result opens the door to the possibility of experimentally distinguishing fluctuations due to the dynamics of ions around muons from those due to the self-diffusion of muons. On the other hand, it suggests the need to carefully consider the spin relaxation function when applying SR to the issue of ion dynamics.
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音
IEEE Transactions on Nuclear Science, 71(3), p.255 - 268, 2024/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)Under the MEXT subsidy to improve nuclear security related capabilities, we are developing the delayed gamma-ray spectroscopic analysis technique. One goal is to develop an inverse Monte Carlo analysis method using spectra from simulations of the interrogation instrument for comparison to the actual measured spectra. This work presents the validity of the Monte Carlo foundation of the analysis compared to experimental results and other simulation codes.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.269 - 276, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (
) of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between and the 
Kr-to-
Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.
Tuya, D.; 長家 康展
Journal of Nuclear Engineering (Internet), 4(4), p.691 - 710, 2023/11
モンテカルロ中性子輸送計算手法は、固有値や積分中性子束などの様々な量を正確に評価するために用いられる。しかし、ある分布量を求める場合、モンテカルロ法では連続的な分布が得られないのが一般的である。近年、モンテカルロ法で連続分布を得るために、関数展開法やカーネル密度推定法が開発されている。本論文では、モンテカルロ法によって得られた訓練データと人工ニューラルネットワーク(ANN)モデルを用いたある物理量に対する連続分布の推定手法を提案する。概念実証として、2つの核分裂体系における反復核分裂確率(IFP)の連続分布をANNモデルにより推定した。ANNモデルによるIFP分布を、元のデータセット及びPARTISNコードで得られた随伴角中性子束と比較した。比較の結果、一致や不一致の程度はさまざまであったが、ANNモデルはIFP分布の一般的な傾向を学習することを確認した。
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏
Materials, 16(17), p.5830_1 - 5830_16, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)水銀ターゲット容器は、陽子ビームの入射に伴い、キャビテーション損傷を受けるため、キャビテーションバブルの位置や衝撃圧力分布の不確実さを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷を予測する手法を提案した。本手法では、個々のキャビテーション気泡の崩壊に起因する衝撃圧力の分布はガウス分布とし、衝撃圧力の最大値の確率密度分布は3種類の分布: デルタ関数、ガウス分布、ワイブル分布と仮定した。衝撃圧力の分布を記述する方程式の2つのパラメータについて、実験から得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションから得られた累積塑性ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を使用して推定することができた。また、ワイブル分布を用いて得られた結果が、他の結果に比べて、実際のキャビテーションエロージョン現象を再現することが分かった。
久保 光太郎; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00051_1 - 23-00051_17, 2023/08
福島第一原子力発電所事故後、原子力発電所の外部事象に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が再認識された。地震PRAでは、システム、コンポーネント、構造(SSC)の相関故障の扱いが非常に重要である。SSCが連関して故障した場合に、事故緩和システムの冗長性に悪影響を与える恐れがある。原子力機構では、SSCの相関故障を詳細かつ現実的に取り扱うために、Direct Quantification of Fault Tree by Monte Carlo Simulation(DQFM)法と名付けられたフォールトツリー定量化手法を開発している。この手法では、地震応答や耐力に関する相関を有する不確実さをモンテカルロ・サンプリングで考慮することにより、頂上事象の発生確率を定量化することができる。DQFMの有用性は既に実証されているが、その計算効率を向上させることで、リスク分析者は複数の分析を行うことができるようになる。そこで本研究では、簡易的な地震PRAのDQFM計算に準モンテカルロ法および重要度サンプリングを適用し、少ないサンプリングで分岐確率を定量化する効果を検証した。準モンテカルロサンプリングを適用することで、中・高地震動レベルでの結果の収束性がモンテカルロサンプリングに比べて一桁加速されることを示すと共に、重点サンプリングの適用により、低い地盤変動レベルにおいて故障確率が低いSSCに対して統計的に有意な結果を取得できることを示した。これらのサンプリング手法の応用による計算の高速化はリスク情報を活用した意志決定におけるDQFMの実用化の可能性を高めるものである。
Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*
Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：36.16(Chemistry, Multidisciplinary)For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏; 田邉 誠*
実験力学, 23(2), p.168 - 174, 2023/06
核破砕中性子源の水銀ターゲット容器において、陽子ビームが水銀に入射することにより、容器内面にキャビテーション損傷が生じる。気泡核の位置や衝撃圧力分布のばらつきを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷の予測方法を提案した。実験より得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションより得られた積算ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を用いた逆解析により、衝撃圧力の分布を評価した。ガウス分布を仮定した最大衝撃圧力の平均値及び広がりはそれぞれ3.1GPa及び1.2mであった。シミュレーション結果は実験結果を再現しており、本評価手法が有効であると言える。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
