Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数:0Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
海老原 健一; 山口 正剛; 板倉 充洋
Metallurgical and Materials Transactions A, 57(4), p.1480 - 1489, 2026/04
水素脆化は鉄鋼にとって重要な問題である。以前の数値モデルを改良することで、水素助長ひずみ誘起空孔を含む鉄試料からの水素の熱脱離スペクトルの実験結果を再現することに成功した。改良モデルでは、捕捉されたH原子の数で区別される空孔および空孔クラスターの濃度変数を採用した。この改良により、以前のモデルで必要だった空孔および空孔クラスターの移動に関する仮定が削除された。改良モデルを用いたシミュレーション結果から、元のモデルで計算されたスペクトル中の空孔および空孔クラスターに起因するピーク上のスパイク状の脱離は、仮定によって引き起こされたアーティファクトであることが明らかになった。さらに、水素チャージを伴う変形後の試料には、空孔だけでなく空孔クラスターも存在する可能性があることが示唆された。改良されたモデルは、水素影響下にある空孔および空孔クラスターを研究するための有用な枠組みであると考えられる。
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
システム計算科学センター 高性能計算技術利用推進室
JAEA-Review 2025-044, 140 Pages, 2026/01
日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の論文発表は、過去十数年にわたり、毎年度、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、第4期中長期計画にて重点化して取り組むとされた「安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献」、「原子力科学技術に係る多様な研究開発の推進によるイノベーションの創出」、「東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係わる研究開発の推進」、「高レベル放射性廃棄物の処理処分に関する技術開発の着実な実施」、「原子力安全規制行政及び原子力防災に対する支援とそのための安全研究の推進」等の研究開発活動に利用された。本報告は、令和6年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。
古野 朗子; 大森 隆太*; 舘岡 永憲*; 皆川 友哉*; 栗原 寿幸; 山本 洋一; 冨田 豊
Pure and Applied Geophysics, 182(12), p.5175 - 5188, 2025/12
被引用回数:1 パーセンタイル:18.33(Geochemistry & Geophysics)包括的核実験禁止条約(CTBT)沖縄核種監視所(JPP37)は、沖縄本島中部の東シナ海に面した丘の上にあり、島内には原子力施設はないが、時折Cs-137が検出される。本研究では、JPP37におけるCs-137の検出に焦点を当て、近隣の観測点における同時検出の比率や、東アジア内陸部から飛来する黄砂との関係を調べた。解析対象であるJPP37における2020年から2023年までのCs-137検出は春に高頻度であった。東アジアのCTBT放射性核種観測点9カ所のうち、北京、蘭州、モンゴルのウランバートルの検出値も春に高かった。このことから、東アジアにおける黄砂の検出との高い関連性が示唆された。そこで、日本のいずれかの地点で黄砂が観測された場合に、近隣の包括的核実験禁止条約準備機関(CTBTO)の国際監視システム(IMS)9地点でCs-137の検出を確認した。また、高崎、北京、蘭州、ウランバートルで高い検出率を示した。このことから、日本周辺の東アジア地域のIMS粒子状放射性核種観測点で主に春に観測されたCs-137は、黄砂により運搬されるグローバルフォールアウトの影響を拾っている可能性が高いと推察される。さらに、日本近海に飛来する黄砂について予備的な放出源推定解析を行った。大気拡散シミュレーションでは、Cs-137が黄砂の放出源である砂漠から放出されたと仮定して、近傍のIMS粒子状核種観測点でCs-137が検出されたことを説明した。
宝徳 忍; 伴 康俊; 今田 未来; 北辻 章浩
JAEA-Technology 2025-009, 33 Pages, 2025/11
使用済燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液(HLLW)には、発熱性核種であるSr-90、Y-90、Cs-137、Ba-137m及びAm-241が含まれており、これらの分離回収は高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減につながる。さらに、分離回収した元素及び核種を精製することで、資源としての有効利用も見込まれる。本試験では、Srレジン及びPbレジンを用いたSrの抽出クロマト分離、リンモリブデン酸アンモニウム(AMP)を用いたCsの共沈分離、アルキルジアミドアミン(ADAAM)を用いたAmの溶媒抽出分離に関する技術開発として、Cs及びSr分離について硝酸溶液系でのコールド試験を行った。その結果を踏まえて、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の使用済燃料溶解液を使用して各元素を分離するホット試験を実施し、分離した溶液中に含まれる各成分について分析した。Srの抽出クロマト分離では、Srの吸着条件及び溶離条件として硝酸濃度8mol/L及び0.02mol/Lを適用することにより、他の元素から大部分を分離した。CsのAMPによる共沈分離では、硝酸濃度3.1mol/LのHLLW試験液にAMPを添加することにより99.9%以上のCsを選択的に共沈させた。AmのADAAMによる溶媒抽出では、バッチ法による一回の抽出処理によってAmの81.4%を回収した。本手法を用いることによってSr、Cs及びAmはそれぞれ効果的に分離回収できており、その有効性を実証した。
原子力科学研究所 工務技術部
JAEA-Review 2025-018, 83 Pages, 2025/09
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設、核燃料物質使用施設等の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和5年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
斎藤 幸太郎*; 松尾 拓紀*; 米田 安宏; Ye, Z.-G*; 野口 祐二*
Journal of Applied Physics, 138(9), p.094102_1 - 094102_9, 2025/09
The phase transition behavior of relaxor ferroelectric Bi
K
TiO
(BKT) is investigated in ceramic from based on synchrotron radiation X-ray diffraction measurements and dielectric measurements as a function of temperature. The structural transformation from the cubic non-ergodic (NER) relaxor state to the tetragonal NER state triggers the spontaneous relaxor-to-ferroelectric phase transition. Based on the experimental observations, a temperature phase diagram of BKT is established in terms of average crystal structure and polar order.
粟飯原 はるか; 比内 浩; 柴田 淳広; 富田 さゆり*; 駒 義和
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.324 - 328, 2025/09
福島第一原子力発電所に滞留数する汚染水にはPuとAmが含まれ、建屋コンクリートを汚染している。汚染の状態を推定するために、汚染のメカニズムを調べることは非常に重要である。そのためセメントペーストと骨材のへのPuとAmの分配比を実験的に求めた。セメントペーストと骨材をPuとAmが含まれる溶液に浸漬し、分配比を取得した。PuとAmのセメントペーストへの分配比は高い値を示し、建屋コンクリートに収着して蓄積していることが示唆された。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*
JAEA-Review 2025-010, 62 Pages, 2025/08
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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和3年度から令和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、非接触のアクティブ中性子法により燃料デブリの臨界安全上の特性を評価する測定システムの開発と、燃料デブリ取り出し作業員の安全確保方策の確立に資する基盤技術として多領域積分型動特性解析コードの開発により燃料デブリ臨界解析技術を高度化することを目的としており、東京科学大学、東京都市大学、産業技術総合研究所、長岡技術科学大学が連携して実施した。燃料デブリの臨界特性システムの開発・性能評価では、ポリエチレン減速材と
He比例計数管から構築される2層構造の検出器を開発し、検出器の動作検証及び性能試験を実施した。開発した検出器を用いて得られる測定データから燃料デブリに含まれる核分裂核種量、水素含有量、臨界安全上の特性を導出するための手法を検討・評価し、検出限界、精度、適応可能なデブリ形状を評価した。燃料デブリ弱結合炉体系臨界影響評価手法の高度化では、本研究を通じて、遅発中性子による核分裂の効果を考慮することができ、燃料デブリの動きにも対応可能なMIK2.0-MVPコードの基本機能を開発した。MIK2.0-MVPコードは、C
(
)関数のタリー計算を並列化すれば、スパコンを活用することによって、燃料デブリ多粒子体系を含む弱結合炉体系のような複雑な体系であっても、粒子法との弱連成計算の範囲内で、動特性計算が実行可能となる見通しを得た。
/KNbO
nanocomposite particles米田 安宏; 小林 徹; 辻 卓也; 芝田 悟朗; 竹田 幸治*; 斎藤 祐児; Khanal, G. P.*; 藤井 一郎*; 上野 慎太郎*; 佐藤 幸生*; et al.
Japanese Journal of Applied Physics, 64(8), p.08SP07_1 - 08SP07_8, 2025/08
ナノ粒子結晶の表面に別の異なる物質を成長させた複合ナノ粒子が高品位で合成できるようになってきた。このようなナノ構造体の評価には種々のスケールでの異なる評価方法を組み合わせることが効果的である。BaTiO
/KNbO
ナノ複合粒子の種々の構造評価と電子状態評価を放射光を利用して行った。構造評価からナノ複合粒子はコア部分が100nmのBaTiO
で20nmのKNbO
で覆われていることが確認できた。最表面のKNbO
のO-K吸収端スペクトルはバルクやナノ粒子のそれとは異なっており、複合粒子化することで化学結合状態が変化することがわかった。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07
The intermediate heat exchanger (IHX) and safety vessel in the demonstration reactor under design study in Japan are supposed to be designed a structure with a conical section as a transition member between cylinders with different diameters. However, the effect of the conical section on the buckling strength is not considered in both the current rules in the JSME and the proposed buckling evaluation method for cylinder structure. In this study, buckling mode and buckling load were confirmed by buckling tests of a cylindrical structure with conical section, and a buckling evaluation equation considering the effect of conical section was also examined.
岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*
JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06
水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。
杉田 裕; 大野 宏和; Beese, S.*; Pan, P.*; Kim, M.*; Lee, C.*; Jove-Colon, C.*; Lopez, C. M.*; Liang, S.-Y.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100668_1 - 100668_21, 2025/06
被引用回数:2 パーセンタイル:77.28(Energy & Fuels)国際共同プロジェクトDECOVALEX-2023は、数値解析を使用してベントナイト系人工バリアの熱-水-応力(または熱-水)相互作用を研究するためのタスクDとして、幌延人工バリア性能確認試験を対象とした。このタスクは、モデル化のために、1つの実物大の原位置試験と、補完的な4つの室内試験が選択された。幌延人工バリア性能確認試験は、人工的な地下水注入と組み合わせた温度制御非等温の試験であり、加熱フェーズと冷却フェーズで構成されている。6つの研究チームが、さまざまなコンピューターコード、定式化、構成法則を使用して、熱-水-応力または熱-水(研究チームのアプローチによって異なる)数値解析を実行した。
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.
phases in undoped and Ca-modified sodium niobates阿蘇 星侑*; 松尾 拓紀*; 米田 安宏; 森川 大輔*; 津田 健治*; 大山 研司*; 石垣 徹*; 野口 祐二*
Physical Review B, 111(17), p.174114_1 - 174114_12, 2025/05
被引用回数:1 パーセンタイル:53.48(Materials Science, Multidisciplinary)高分解能放射光X線・中性子回折、収束電子線回折、密度汎関数理論(DFT)計算を組合せた解析により、Ca修飾NaNbO
と非ドープNaNbO
の結晶構造、phase転移、相安定性を調べた。その結果、Ca修飾によって反強誘電体(AFE)-
相が200Kから800Kの広い温度範囲で安定化されること、NaNbO
は格子膨張を伴う温度誘起等方圧によって安定化されるのに対し、Ca修飾NaNbO
は格子収縮を伴う組成誘起化学圧力によって安定化されることが示された。

玉造 博夢; 内原 猛*; 満田 節生*; 石井 祐太*; 中尾 裕則*; 竹端 寛治*; 今中 康貴*
Physical Review B, 111(13), p.134403_1 - 134403_9, 2025/04
被引用回数:1 パーセンタイル:53.48(Materials Science, Multidisciplinary)In multiferroic CuFe
Al
O
, applying uniaxial pressure
generates a magnetoferroelectric phase distinct from the well-studied spin-driven ferroelectric phase associated with helical magnetic ordering in this system. Using a four-circle neutron diffractometer, the magnetic structure of the
-induced magnetoferroelectric phase is determined as the collinear sinusoidal type, which itself does not break the inversion symmetry in this system. Additionally, synchrotron radiation X-ray diffraction experiments are conducted to investigate how the triangular lattice in CuFe
Al
O
is distorted by applied
. Although lattice distortion during the magnetic phase transition in CuFe
Al
O
is mitigated by the substitution of nonmagnetic Al
, the application of
along the conjugate direction revives the "latent" spin-lattice coupling, causing the triangular lattice to distort during magnetic phase transition. The application of a magnetic filed considerably reduces
-induced ferroelectric polarization, but does not affect lattice distortion. These results indicate that
-induced ferroelectric polarization is not a consequence of the piezoelectric effect. Instead, the sinusoidal magnetic structure would contribute to the emergence of
-induced ferroelectric polarization through spin-lattice coupling.
大野 宏和; 高山 裕介*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100636_1 - 100636_14, 2025/03
被引用回数:1 パーセンタイル:57.14(Energy & Fuels)In the geological disposal of high-level radioactive waste, the overpack lifetime and initial conditions of radionuclide migration are essential considerations along with the assessments of the environmental conditions, including study of the evolution of near-field thermal, hydrological, mechanical, and chemical processes following the emplacement of an engineered barrier system. In this study, experimental data from an in situ full-scale engineered barrier experiment at Horonobe Underground Research Laboratory were used to assess the applicability of a simulation model to evaluate near-field coupled processes.
Kim, M.*; Lee, C.*; 杉田 裕; Kim, J.-S.*; Jeon, M.-K.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100628_1 - 100628_9, 2025/03
被引用回数:1 パーセンタイル:57.14(Energy & Fuels)この研究では、DECOVALEX-2023プロジェクトの一環として幌延の地下研究施設で実施された実規模大の人工バリア試験の数値解析を使用して、非等温二相流のモデリングに対する主要変数の選択の影響を調査した。検証済みの数値モデルを使用して、人工バリアシステム内の不均質多孔質媒体の熱-水連成挙動を解析した。支配方程式を離散化する際の2つの異なる主要変数スキームを比較したところ、結果に大きな違いがあることが明らかになった。
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.