A Series of experiments on criticality and reflector reactivity worth in FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies simulating a small fast reactor with a thick stainless steel reflector

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 200(10), p.2204 - 2220, 2026/10

https://doi.org/10.1080/00295639.2025.2583701

A series of integral experiments were conducted at the Fast Critical Assembly (FCA) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) using the FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies to simulate a small fast reactor with a thick stainless-steel reflector. The objective was to provide systematic data for assessing the effects of reflector configurations on the accuracy of neutronic calculations. FCA-XXIII-1 included multiple configurations with partial voids introduced into the reflector to enhance neutron leakage, while FCA-XXIV-1 utilized a depleted uranium blanket to suppress it. This paper presents a detailed description of measurements of criticality and reflector reactivity worth under various reflector conditions. Calculations were performed using the MVP3 Monte Carlo code with the JENDL-5 nuclear data library. The calculated effective multiplication factors agreed with the experimental values within 300 pcm, with slight overestimations. Reflector reactivity worths were also well reproduced across configurations, regardless of neutron leakage levels. These results serve as benchmarks for validating computational codes and nuclear data libraries, and they thereby support the reliable design and analysis of small fast reactors with reflectors.

ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 令和6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; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2026-018, 141 Pages, 2026/09

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、令和元年度から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、さまざま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・基盤的研究およ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、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」の令和6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、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、セメントペーストと骨材、その混合物の高温加熱実験による加熱挙動の取得、高温作用下での相組成変化や溶融挙動の熱力学的相平衡計算による整理、高温曝露後の吸水挙動を再現する数値モデル開発を実施した。(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムの調査では、ペデスタル部の温度・注水履歴を模擬した曝露実験から、高温加熱後の経時膨張量の測定と水分供給による膨張挙動を評価した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故シナリオ等を参照して1号機PCVにおけるデブリ堆積時の境界条件等の解析パラメータを整備、伝熱解析によりコンクリートの熱分布を評価した。また、(2)要素挙動試験と総合試験として、水蒸気や温度がコンクリート材の変質挙動に及ぼす影響について、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験を実施し、水蒸気の有無におけるコンクリート崩落挙動を評価した。また、ウラン酸化物を含む亜酸化模擬燃料デブリとコンクリートの高温反応試験を実施し、燃料デブリとの反応によるコンクリート破損挙動を評価した。本研究により、1F1号機固有のコンクリート損傷発生メカニズムに関する総合的知見を得た。

Probing the nuclear interaction radius with single-proton transfer reactions

Liu, R.*; Yan, S.*; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 他17名*

Chinese Physics C, 50(9), p.094004_1 - 094004_6, 2026/09

https://doi.org/10.1088/1674-1137/ae7ff6

In this work, the measurements of (O, N)Co transfer reactions were carried out and Distorted Wave Born Approximation calculations were employed to reproduce the experimental data with the systematic heavy ion optical potential to investigate the interaction radius. The Coulomb barrier radii were determined to be 9.580.35 fm and 9.830.37 fm for O+Fe and O+Fe, respectively. The maximum distances between two nuclei surfaces were calculated to be 0.680.35 fm for O+Fe and 0.850.37 fm for O + Fe in this work, which provide a clear physical picture of the distance between two nuclei surfaces in single-nucleon transfer reactions.

Clarification of key input parameters for site boundary dose due to criticality of fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

福田 航大; 柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 郡司 智

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(9), p.1001 - 1014, 2026/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2648997

To proceed with the fuel debris removal at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F-NPS), it is important to evaluate the potential impact of unexpected criticality events. The purpose of this study is to clarify parameters that can have a significant impact on the site boundary dose due to the criticality of the fuel debris at 1F-NPS. Criticality, kinetics, and dose calculations were performed using a set of analysis conditions for 1F-NPS. The results showed that the impacts of specific input parameters on the site boundary dose were much larger than others. Even when these high-impact parameters were assumed to be very large or small, the site boundary dose did not exceed about 0.1 mSv under conditions considered in this study. The findings contribute to confirming the effectiveness of criticality countermeasures and to supporting the planning of efficient debris removal. To further improve the generality of the conclusions, additional analyses that consider 1F-NPS-specific criticality scenarios, such as continuous inflow of water around the fuel debris, would be necessary.

Experimental analysis of non-condensable gas and steam distribution due to condensation in the CIGMA facility simulating the reactor building

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Technology, 58(9), p.104219_1 - 104219_9, 2026/09

https://doi.org/10.1016/j.net.2026.104219

This study experimentally investigates non-condensable gas transport induced by steam condensation using the CIGMA facility, simulating reactor building conditions of Fukushima Daiichi Unit 3 during a severe accident. Steam and helium, used as a hydrogen surrogate, were continuously injected into the CIGMA's vessel equipped with partition plates representing the hierarchical structure of the reactor building. Parametric experiments were conducted by varying flow path ratio, steam-to-helium mass ratio, and cooling conditions. The results show that steam condensation is the dominant mechanism controlling non-condensable gas accumulation by increasing the relative concentration of helium. The highest helium concentrations generally occur below the injection point rather than at the injection elevation, indicating downward transport followed by condensation-driven accumulation. Shapiro ternary diagram analysis indicates that condensation-driven changes in gas composition lead to prolonged residence within flammability and detonation regions. These findings highlight the critical role of condensation in hydrogen distribution and provide experimental insight relevant to hydrogen risk assessment and mitigation in reactor buildings during severe accidents.

保障措置におけるIAEAランダム査察資料作成ソフトの開発

柴田 晃; 菅谷 直人; 西村 嵐; 綿引 俊介

JAEA-Technology 2026-014, 36 Pages, 2026/08

JAEA-Technology-2026-014.pdf:1.23MB

令和7年度第6回保障措置委員会においてIAEAのランダム査察用資料の不備が審議され再発防止のため査察が実施される施設(JOYO、DCA、FMF、JMTR)に対して水平展開が行われた。材料試験炉JMTRにおいて実施されるIAEAランダム査察は当日朝の2時間前通告により実施されるため始業直後の限られた時間内で正確な査察用資料を作成する必要がある。JMTRの当該査察においては、原子炉出口温度、入口温度及び主ポンプ出力のグラフが提出すべき資料の一つとされている。従来は原子炉の情報収集システム(Centum)より情報記録システム(Argus)に記録されたデータを取得して作成していたが、Argusシステムが不調により使用不能となった。令和7年7月18日のランダム査察では、Centumから手動でExcelに1時間1点のデータを転記することでグラフを作成した。この方法ではデータが粗く、また、時間が掛かる上に資料に誤りが生じる可能性もある。そこで、迅速かつ確実に作成できるよう、資料作成用ソフトの開発を行った。また、Centumから原子炉データの取得を容易にするデータ取り出し用ソフトも併せて開発した。

大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟 建設工事報告書

真道 隆治; 市村 隆人; 野澤 芳彦; 小森 剛史; 良知 玲生奈; 北原 勝美*; 中村 智樹*; 小池 彰弘*

JAEA-Technology 2026-005, 379 Pages, 2026/08

JAEA-Technology-2026-005.pdf:45.42MB

放射性物質分析・研究施設第1棟は、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作業で発生する放射線量が低・中線量の瓦礫類、伐採木、焼却灰、汚染水処理に伴う二次廃棄物等の性状を把握することにより、処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通し等を得るための分析、試験を行う。また、ALPS処理水の海洋放出に関し、東京電力HDから独立した第三者の立場で放出前のALPS処理水分析を行うことを目的に、1F特定原子力施設の一部として2017年(平成29年)1月から2022年(令和4年)6月にかけて日本原子力研究開発機構が整備を行った施設である。第1棟の建設工事は、建築工事、電気設備工事、機械設備工事により建屋の建設を行う「建屋工事」と、鉄セル、グローブボックス、フード等の分析設備の整備を行う「内装設備工事」に区分される。本報告書は、大熊建設室が担当した「建屋工事」に関する工事記録等をまとめたものである。建屋工事の各工種における品質管理、施工状況等の他、コンポジット調整、安全・施工品質管理に関する実施体制・手法、許認可(実施計画変更、建築確認申請、林地開発許可等)等、原子力施設の建設に係る施工管理について技術的観点からの経験・知見を網羅的に取りまとめた。また、1F敷地内・帰還困難区域における建設といった特殊環境下での建設における放射線管理等の特異な管理内容等についてもまとめた。今後、第1棟のような原子力施設整備において、本報告が施設整備の参考として、課題の抽出や合理的な施設計画に寄与することを期待する。

Fused-ring nanothread synthesized via high-pressure polymerization of naphthalene

Fei, Y.*; Wang, Y.*; Zhang, J.*; Liu, J.*; Zhao, Z.*; 服部 高典; 阿部 淳*; Dong, X.*; Mao, H.-K.*; Zheng, H.*; et al.

Chemistry; A European Journal, 32(31), p.e71096_1 - e71096_11, 2026/08

https://doi.org/10.1002/chem.71096

カーボンナノスレッド(CNThs)は、卓越した機械的特性を備えた一次元飽和炭素ナノ材料である。多環芳香族炭化水素(PAHs)は、高圧下において、機械的性能が向上した、より太い多環状CNThsを形成すると期待されている。本研究では、最も単純なPAHであるナフタレンの高圧重合について、複数の最先端手法を用いて体系的に調査した。ナフタレン分子はヘリンボーン状に積層し、20GPa以上ではa-b方向に沿って[4+2]環化付加反応を起こし、一次元CNThを生成した。多くのCNThの形成とは対照的に、CNThの核生成は加圧中に起こりその成長は減圧中に進行するが、これはヘリンボーン状に積層した芳香族化合物に普遍的に見られる現象であると考えられる。得られたCNTh結晶の単位格子が決定され、生成物であるCNThの可能な構造も提案された。本研究は、高圧下におけるナフタレンの重合特性を明らかにし、滑り角が重合経路を決定する上で重要な役割を果たすことを示している。

Pix2Pixを用いたワイヤメッシュセンサ信号からの高解像度ボイド率分布推定技術の開発

上澤 伸一郎; 前島 崇宏*; 岡田 真*; 富田 洋文*; 楯 尚史*; 青木 邦知*; 平松 夏樹*; 小野 浩二*; 吉田 啓之

混相流シンポジウム2026講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2026/08

詳細二相流解析を大型モックアップ試験の代替または補完として活用するためには、流動様式の再現性に加え、瞬時かつ局所的な気液界面情報に対する定量的な妥当性確認が重要である。しかし、妥当性確認に用いられてきたワイヤメッシュセンサ(WMS)では、ワイヤ交点間よりも高い解像度でボイド率を取得することができず、気液界面情報の把握に課題があった。この課題を解決するため、WMS計測、詳細二相流解析、静電場解析および生成AIを組み合わせることで、WMS信号から高精度・高解像度のボイド率分布を推定する技術の開発を進めている。本技術では、ロッドバンドル流路を対象として、分散気泡流からチャーン流までの条件に対して詳細二相流解析と静電場解析を実施し、気液界面情報とWMS信号強度の対応データセットを構築する。さらに、これらを学習データとしてPix2Pixに基づく画像生成モデルを作成し、実機WMS信号から高解像度のボイド率分布を推定する。本報では、本推定技術の開発状況と、実験で取得した33ロッドバンドル流路のWMS信号に本モデルを適用した結果について報告する。

廃炉・環境回復課題における研究基盤の役割;高い不確実性を前提としたCLADS基礎・基盤研究とその戦略

眞田 幸尚; 須山 賢也; 飯島 和毅

日本原子力学会誌ATOMO, 68(8), p.529 - 533, 2026/08

https://doi.org/10.3327/jaesjb.68.8_529

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉および環境回復は、作業対象や作業環境に関する情報取得が高線量等により制約される中で進められる、極めて不確実性の高い長期的事業である。このため、廃炉の各段階において求められるのは、不確実性を完全に解消することではなく、不確実性が残る状況を前提として、将来の工程選択肢を狭めないための技術基盤をあらかじめ整備しておくことである。CLADSでは、燃料デブリや放射性廃棄物の性状把握、分析・処理・保管・処分に関する基礎・基盤研究を通じて、多様な技術オプションを幅広く準備・維持することを研究戦略の中核としてきた。本稿では、廃炉全体工程に内在する判断点を俯瞰的に整理した上で、CLADS研究のうち、現状把握や戦略検討に直接関与する研究を判断・意思決定との関係から位置づけるとともに、その他の工程において将来の選択肢を確保するための研究の役割を整理する。これにより、CLADSの基礎・基盤研究を、高い不確実性を前提とした研究基盤として捉え直し、1F廃炉・1F周辺の環境回復における研究の意義と今後の展望を示す。