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, 45 Pages, 2025/06

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。

Neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis for reactor power change in an inclined offshore floating boiling water reactor

福田 航大; 小原 徹*; 須山 賢也

Nuclear Technology, 211(5), p.963 - 973, 2025/05

https://doi.org/10.1080/00295450.2024.2368966

An application of the boiling water reactor (BWR) to an offshore floating nuclear power plant (OFNP) is discussed in Japan. The BWR-type OFNP has some challenges for practical use, although it has high economic efficiency because of downsizing and simplification. One challenge is understanding reactor kinetics under conditions specific to the marine environment. This study quantitatively clarifies the total and spatial changes in power when the BWR is inclined during regular operation. Therefore, the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) and Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) codes were used to perform a three-dimensional neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis. The calculation model is based on Peach Bottom II. This study clarifies the changing trend in total and local BWR power by inclination with simplified modeling and conditions. Reasons for such changes are discussed based on changes in several thermal-hydraulic parameters. The difference in BWR power against the inclinations is small. Thus, it was implied that the BWR-type OFNP is expected to have a stable power supply capability during natural disasters. Finally, requires further studies to support the obtained conclusions are discussed.

Development of a method for the determination of spontaneous fission nuclides in irradiated fuel and applicability to Pu quantification in fuel debris by dual time neutron measurements

長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05

https://doi.org/10.15669/pnst.7.41

This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.

令和5年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; et al.

JAEA-Technology 2024-022, 170 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-022.pdf:15.09MB

2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波が原因で、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するため、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和5年度の受託事業では以下について実施した。九州電力(株)川内原子力発電所の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグラウンド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。緊急時における航空機モニタリングの実効性向上に資するため、原子力総合防災訓練において航空機モニタリングを実施するとともに、国内初となる原子力防災訓練での無人機の訓練フライトを実施した。無人航空機による放射線モニタリングの技術開発を進め、緊急時モニタリングに必要とされる要件を満たす無人航空機を選定し、その飛行性能を調査した。本報告書は、これら令和5年度の受託研究において得られた結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものであり、今後の緊急時対応技術向上に資する知見を提供する。

Directional vector-based quick evaluation method for protective plate effects in X-ray fluoroscopy (DQPEX)

檜作 響子*; 藤淵 俊王*; Han, D.*; 荒川 弘之*; 古田 琢哉

Radiological Physics and Technology, 18(1), p.196 - 208, 2025/03

https://doi.org/10.1007/s12194-024-00873-z

X線透視業務に携わる医療従事者の放射線防護対策一つとして放射線防護板の使用があり、効率的な防護板による遮蔽を検討するためのシミュレーションツールの開発が求められている。モンテカルロシミュレーションはX線とX線室内に存在する様々な物質との相互作用を非常に精度良く計算できる一方で、計算時間がかかり過ぎるという欠点があるため、放射線防護板の影響を短時間で見積もる目的に、事前計算された方向ベクトルを用いて短時間に線量分布を計算する簡易線量分布計算法を新たに開発した。まず、放射線防護板が存在しない状態でのX線室内の線量分布をモンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いて計算し、X線室内をグリッドに分割した線量分布と各位置における方向ベクトル分布を取得する。開発した簡易線量分布計算法では、グリッド位置における線量はその位置での方向ベクトルの指し示す方向からの放射線により全て付与されるものと仮定し、方向ベクトルを逆方向にトレースした方向に放射線防護板が存在する場合には、そのグリッド位置での線量値は防護板による遮蔽効果を受けるものとして線量分布を計算する。この手法を用いることで、効率的な防護板の配置を検討する上で十分な精度を保ちつつ、PHITSで全計算を実行するのに比べて、計算時間を1/6000に短縮することに成功した。

Two-group drift-flux model for upward cap-bubbly two-phase flows in large square channels

孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 237, p.126445_1 - 126445_14, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2024.126445

Various bubbles exist in two-phase flows. A practical approach is classifying the bubbles into two groups based on their drag coefficients. Two-group two-fluid model can potentially provide the most accurate analysis of two-phase flows. Two-group drift-flux model should be established as a constitutive equation to simplify the two-group two-fluid model for its practical use. The drift-flux model for large square channels has seldom been investigated, even though such channels exist in various engineering systems. This study developed the two-group drift-flux model for large square channels based on experimental databases.

原子力人材育成センターの活動(令和5年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2024-048, 69 Pages, 2025/01

JAEA-Review-2024-048.pdf:3.5MB

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)原子力人材育成センター(以下、「当センター」という。)における令和5年度の活動をまとめたものである。令和5年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク、人材育成コンシェルジュ等に関する取組を行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験者向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、機構外組織を対象とした出張講習等を実施した。大学等との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行った。また、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座や核燃料サイクル実習を行った。国際研修については、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修及び講師育成アドバンス研修並びに放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、共同事務局として運営を着実に推進するとともに、研修や学生対象の原子力関連施設見学会を開催した。人材育成コンシェルジュについては、機構内外からの人材育成に係る窓口を通じて、問合せや相談への回答のみならず、文部科学省等主催の原子力オープンキャンパスの企画運営に携わるなど、人材育成コンシェルジュ活動を推進した。

J-PARC加速器の概要

小栗 英知

加速器, 21(4), p.279 - 287, 2025/01

https://doi.org/10.50868/pasj.21.4_279

The J-PARC accelerator has been in operation for 18 years, starting with the linac beam commissioning in 2006. Currently, the MLF is in continuous operation with a beam power of 1 MW, and the linac and RCS have achieved the nominal performance. R&D for 1.5 MW operation for future plans has also been started. The MR has increased its beam power through a major upgrade works in 2021, currently achieving 80 kW for HD and 800 kW for NU. In addition, MR is aiming to achieve 100 kW for HD and 1.3 MW for NU in 2026 and 2028, respectively.

New insight on the thermal impact on cementitious materials due to high-temperature with water supply; Continuous expansive spalling in water

三浦 泰人*; 宮本 慎太郎*; 丸山 一平*; Aili, A.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 五十嵐 豪*

Case Studies in Construction Materials, 21, p.e03571_1 - e03571_14, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.cscm.2024.e03571

In this study, the expansion behavior of cement materials after high-temperature heating and water immersion was observed experimentally. Two experiments were conducted using mortar specimens with different sand-to-cement ratios subjected to different high-temperature histories up to 1000C. In Case 1, the specimens were immersed in water after high-temperature heating and then cooled naturally; in Case 2, the specimens were immersed in water at high temperatures without the cooling process. Based on the results, it was confirmed that lime expansion due to the rehydration of CaO by heating occurred in Case 1. In contrast, dynamic continuous explosive spalling occurred in Case 2 because of water penetration into the specimen at a high temperature. The explosive spalling in water observed in Case 2 is a phenomenon that has not been reported to date. Possible failure mechanisms for lime expansion and continuous expansive spalling in water are suggested.

Quantitative evaluation of leakage flow rate in the sealing part using graphite gland packing to mount a hydrogen separation membrane tube for HI decomposition membrane reaction

杉本 千紘; Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 久保 真治

International Journal of Hydrogen Energy, 95, p.98 - 107, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2024.10.334

The thermochemical iodine-sulfur (IS or SI) process can produce hydrogen by decomposing water through chemical reactions and nuclear heat. The hydrogen iodine (HI) decomposition reaction of the IS process thermally decomposes HI at ca. 500C to produce hydrogen. The thermal efficiency of hydrogen production in the thermochemical IS process can be effectively enhanced using a membrane reactor for the HI decomposition reaction; hydrogen separation membrane tubes made of ceramic are attached to a tube plate via sealing parts. The applicability of a sealing method using the expanded graphite grand packing was investigated. During 50 thermal cycles ranging between 25 C-450 C and gas pressure of 0.2-0.8 MPa (gauge), the leakage flow rate was approximately 210 Pa m s. This value is comparable to a detection limit of the standard bubble leak test, indicating that this sealing method works effectively.