Monte Carlo and experimental assessment of the optimal geometry of the source and collimator for a table-top NRTA system for small nuclear material measurement

Guembou Shouop, C. J.; 土屋 晴文

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170189_1 - 170189_14, 2025/03

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.170189

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.

Characterization of neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113791

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO or mixed oxide). The number and energy spectra of (, ) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

Radiological dose from seafood ingestion; A Global summary from 40 years of study

Johansen, M. P.*; Gwynn, J. P.*; Carpenter, J. G.*; Charmasson, S.*; McGinnity, P.*; 森 愛理; Orr, B.*; Simon-Cornu, M.*; Osvath, I.*

Critical Reviews in Environmental Science and Technology, 55(6), p.422 - 445, 2025/00

https://doi.org/10.1080/10643389.2024.2413202

Seafood is an important source for meeting future global nutrient demands. However, it also contributes disproportionately to the radiological ingestion dose of more than five billion world consumers - up to 70%-80% of the total-foods dose in some countries. Although numerous studies report seafood doses in specific populations, there is still no comprehensive evaluation answering basic questions such as "what is the ingestion dose to the average global seafood consumer?" Analysis of 238 worldwide seafood dose estimates suggests that typical adult consumers receive from 0.13 to 0.21 mSv, with a likely best estimate of 0.15 mSv per annual seafood intake. Those consuming large amounts of seafood, particularly bivalves, may experience ingestion doses exceeding 1 mSv per annual intake, surpassing other routine background dose sources. The published studies suggest that doses of 3 mSv or greater are surpassed in about 150 million adult seafood consumers worldwide. Almost all this dose comes from the natural radionuclides that are prevalent in marine systems - especially Po. While trace levels of anthropogenic radionuclides are ubiquitous in seafoods (e.g.,Cs and Pu), the added dose from these is typically orders of magnitude lower. Even following the large-scale releases from the Fukushima accident, with food safety controls in place, the additional dose to consumers in Japan was small relative to routine dose from natural background radionuclides. However, the worldwide seafood dose estimates span seven orders of magnitude, indicating a need for an assessment that integrates global seafood radionuclide data as well as incorporating changes in seafood consumption and production patterns.

Martensitic transformation and shape memory effect in Mn-rich Cu-Mn-Al alloys

伊東 達矢; Xu, S.*; Xu, X.*; 大森 俊洋*; 貝沼 亮介*

Shape Memory and Superelasticity, 9 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1007/s40830-025-00519-y

The microstructure, crystal structures, cold workability, and martensitic transformation temperatures of several CuMnAl (40 55; 10 13; at%) alloys were analyzed. For the first time, martensitic transformation was revealed Mn-rich Cu-Mn-Al alloys. The surface relief of the martensite phase reversibly appeared and disappeared during cooling and heating, along with small thermal hysteresis, implying a thermoelastic transformation. The crystal structures of the parent and martensite phases are B2 and 2M(BCT), respectively, with cMnAl (at%) sample. This alloy demonstrates moderate cold workability and cost-effectiveness, exhibiting potential as an alternative for conventional shape memory alloys in various applications.

Investigation on the from QCD sum rules

Su, N.*; Chen, H.-X.*; Gubler, P.; 保坂 淳

Nuclear and Particle Physics Proceedings, 347, p.2 - 5, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.nuclphysbps.2024.09.006

We investigate the recently observed baryon using QCD sum rules. By constructing P-wave baryon currents and performing spin projection and parity projection, we obtain the masses of the and states as GeV and GeV, in good agreement with experiment. This suggests that is likely to be a negative parity P-wave excited state, though its spin remains undetermined and requires further study of its decay properties.

Enhanced cryogenic mechanical properties of heterostructured CrCoNi multicomponent alloy; Insights from neutron diffraction

Naeem, M.*; Ma, Y.*; Knowles, A. J.*; Gong, W.; Harjo, S.; Wang, X.-L.*; Romero-Resendiz, L.*; 他6名*

Materials Science & Engineering A, 916, p.147374_1 - 147374_8, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.msea.2024.147374

Heterostructured materials (HSMs) improve the strength-ductility trade-off of alloys, but their cryogenic performance under real-time deformation is unclear. We studied heterostructured CrCoNi medium-entropy alloy via neutron diffraction at 77 K and 293 K. A significant mechanical mismatch between fine and coarse grains led to an exceptional yield strength of 918 MPa at 293 K, increasing to 1244 MPa at 77 K with a uniform elongation of 34%. This strength-ductility synergy at 77 K is attributed to high dislocation pile-up density, increased planar faults, and martensitic transformation. Compared to homogeneous alloys, HSMs show promise for enhancing cryogenic mechanical performance in medium-/high-entropy alloys.

Heat transfer coefficients model for SIMMER-III and SIMMER-IV

Brear, D. J.*; 近藤 悟; 曽我部 丞司; 飛田 吉春*; 神山 健司

JAEA-Research 2024-009, 134 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-009.pdf:2.45MB

SIMMER-III/SIMMER-IVは液体金属高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の解析に使用する計算コードである。CDAの事象進展は炉心物質間の熱伝達係数(HTC)により大きく影響される。溶融・固化、蒸発・凝縮といった質量移行現象も熱伝達により支配される。複雑な多相・多成分系においては、一つの流体成分と他の流体又は構造材表面との間での多数の異なるHTCを計算する必要がある。また、多相流の流動様式や構造材の配位に従って異なる伝熱モードを考慮する必要もある。結果として、各計算セルごとに数十のHTCが計算される。本報告書には、SIMMER-III/SIMMER-IVのHTCモデルの役割、選定したHTC相関式とその技術的背景、流動様式の取扱いとHTCの内挿方法、検証及び妥当性確認の成果概要を記載する。

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(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; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2024-020, 77 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-020.pdf:3.34MB

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、「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」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、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指したものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行った。日本側が担当した燃料デブリマッピングツールの開発では、1)高耐放射線小型高効率中性子センサの開発、2)UUVプラットホームの開発、3)放射線環境シミュレーション及び積算中性子線量計の特性評価を実施した。実施項目1)ではシリコン半導体検出器に微細構造を施して中性子の感度を上げ、ガンマ線の感度を下げたMSNDの特性評価と専用集積回路を開発し、小型高効率中性子センサを実現した。実施項目2)では、燃料デブリマッピングツール構成要素(中性子センサ、水中カメラ、ソナー、LiDAR)が連動するための通信制御系とUUVプラットホームとのインターフェースを完成させた。

燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化(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; 福井大学*

JAEA-Review 2024-014, 112 Pages, 2024/08

JAEA-Review-2024-014.pdf:8.22MB

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3年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。酸化物デブリの逆解析では、ガス浮遊法や微小な穴を持つタングステンパイプから溶融・噴出させる方法により模擬燃料粒子の合成に成功した。さらに、サンプリングデータに基づき作成されたU1-No.15試料の凝固パス図を再現し、鉄の挙動が熱力学予測と少し異なる結果を得た。金属デブリの混合・溶融・凝固状態の評価では、溶融させた金属デブリのステンレスへの落下試験や溶融ステンレスを模擬金属デブリへの落下試験より、それぞれ溶融反応が低下するメカニズムを明らかにした。さらにステンレス鋼とジルコニウム混合物の各種圧力容器部材や溶接部材との反応速度データに基づく大型試験体系での解析可能な簡素化モデルを提示、また圧力容器下部の材質を参照した大型試験体の実験より酸化物が圧力容器破損に与える影響を評価、さらに炉心部から先行して溶融・移行したステンレス鋼等の金属物質の再溶融過程におけるウラン混入条件の評価を行った。また、試験技術の整備として、二酸化ウランとジルコニウムと金属との半溶融模擬デブリの合成、少量のウランを用いる模擬燃料デブリ合成に最適な加熱炉の検討を行った。

Retention of hydrogen bubbles generated from water radiolysis in carbonate slurry

伊藤 辰也; 永石 隆二; 桑野 涼*

Nuclear Technology, 210(8), p.1427 - 1443, 2024/08

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2299893

福島第一原子力発電所の多核種除去設備における凝集沈殿(共沈)プロセスから排出される放射性廃棄物のような強アルカリ条件下で、水の放射線分解によって発生した水素(H)気泡の保持を、マグネシウムとカルシウムの混合沈殿物である懸濁物固体(SS)からなる炭酸塩スラリーの高粘度懸濁液中で定量的に研究した。親水性の異なる2種類の炭酸塩スラリー、親水性の「現行型」と疎水性の「返送型」についてH保持特性を評価し、それらの特性を別の懸濁液であるベントナイトの粘土懸濁液の特性と比較した。SS粒子表面の化学吸着量とスラリー中のHOの量の比較から、SS粒子間でHO分子が共有されている必要があり、この共有により粘土懸濁液中で微細な粘土鉱物間の静電的な結合が形成する粘性とは異なる構造粘性が形成されることが確認された。スラリー中のH気泡の保持は、Co線照射後のスラリーの撹拌前後で観測されたH発生量の差から評価した。親水性スラリー、疎水性スラリー、粘土懸濁液、処理水の保持特性の比較から、親水性スラリー中のH気泡は構造粘性だけでなく立体障害によっても保持されると示唆された。