令和6年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

SCALE6.2.3臨界ベンチマーク計算

岡本 成利; 米野 憲; 瀬谷 敦雅; 稲葉 秀樹*; 寺門 信一*; 樋口 真史*

JAEA-Data/Code 2025-022, 497 Pages, 2026/03

JAEA-Data-Code-2025-022.pdf:18.06MB

核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第三開発室等のプルトニウム燃料施設の使用変更許可申請(以下「許認可」という。)において、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX: Mixed Oxide)を取り扱うグローブボックスおよび設備・機器の臨界安全設計には、様々な臨界計算コードを使用している。最も新しいものでは、SCALE4.4コードシステムに内蔵されている3次元モンテカルロ計算コードKENO-V.aおよび27群ENDF/B-IVの中性子断面積ライブラリを用いている。SCALE4.4は1998年に米国オークリッジ国立研究所(以下「ORNL」という。)によってリリースされてから、既に27年が経過している。その間も、ORNLは機能の改良等を継続的に行っており、2024年にはSCALE6.3.2がリリースされている。新規のMOX燃料施設等を設計・建設する場合は、上記のような最新知見を踏まえた臨界計算コードにより許認可を取得することが望ましいが、そのためには信頼性が十分高いことを検証することが必要である。そこで、2018年にリリースされたSCALE6.2.3のうち、臨界計算シーケンスKENO-V.aおよびKENO-VIの2バージョンについて、252群ENDF/B-VII.1中性子断面積ライブラリ(v7-252n)を用いて、過去に実施された臨界実験体系におけるベンチマーク計算を実施し、推定臨界下限増倍率を算出した。その結果、MOX燃料施設の臨界安全設計において、信頼度が十分に高い臨界計算コードとして使用できる見通しを得た。

Glove operation compartment with cuboid cans for efficient handling of size-reduced solid waste generated from plutonium-contaminated glovebox dismantling activities

井口 啓; 吉田 将冬; 平野 宏志*; 北村 哲浩

Nuclear Technology, 15 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2600872

放射性物質で汚染されたグローブボックスの解体によって発生する解体物は、最終的に放射性廃棄物としてコンテナに収納される。従来この作業は、エアラインスーツ作業者によって行われてきたが、解体物によってスーツが損傷するリスクや作業員が汚染物質を吸入するリスクが内在していた。また、このようなリスクを低減させるために、解体物を布やプラスチックで養生することで、作業の安全性を高めていた。しかし、この方法では不燃性である解体物と可燃性である養生材を廃棄物処理工程で再分別する必要があり、処理工程が煩雑になるという課題があった。このような課題を解決するため、我々は解体物梱包用グローブ作業エリアを考案した。このエリアによってエアラインスーツ作業で実施していた廃棄物梱包作業をグローブ操作で実施することができ、エアラインスーツ作業に伴うリスクが大きく低減する。また、解体物を布やプラスチックで養生する代わりに金属容器に収納するようデザインすることで、再分別の必要性を排除した。グローブ作業エリアにおける梱包作業は解体物の金属容器への封入、秤量、コンテナへの収納からなり、各操作手順を改良することで作業の効率化を図った。また、グローブ作業による梱包作業の実現性を検証するため、製作したグローブ作業エリアを活用したモックアップ試験を実施した。本報告では、グローブ作業エリアの特徴や想定する梱包作業手順、そして実施したモックアップ試験から得られた知見を紹介する。

Detectability of pump/diagrid link rupture in pool-type sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*

Nuclear Technology, 211(11), p.2812 - 2831, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2462367

The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.

Experimental simulation of high-temperature and high-pressure annular two-phase flow using an HFC134a-ethanol system; Characterization of disturbance wave flow

Zhang, H.*; 梅原 裕太郎*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 江藤 淳朗*; 森 昌司*

Energy, 335, p.138090_1 - 138090_18, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138090

原子力発電は、カーボンニュートラルな未来を実現するための重要な低炭素エネルギー源である。沸騰水型原子炉(BWR)では、燃料棒周囲における蒸気と水の環状流が原子炉の安全性にとって極めて重要であるが、その高温高圧条件(285C、7MPa)により、直接計測が困難である。この問題に対処するため、我々はHFC134a-エタノール系を低温定圧条件(40C、0.7MPa)で用いることで、BWRの液膜流の模擬実験を実施した。高速度カメラと定電流法を用いて、液膜特性、波速度および周波数を分析した。また表面張力と界面せん断応力の影響を調査した。さらに基底液膜厚さについて新たな相関関係を提案した。

Multi-physics analysis to identify criticality condition of windscale works criticality accident

福田 航大

Proceedings of Nuclear Criticality Safety Division 2025 Conference (NCSD 2025) (Internet), p.191 - 194, 2025/09

A preliminary analysis was conducted to clarify the potential impact of a transient inrush of aqueous solution on the criticality condition during the 1970 Windscale Works accident. This analysis couples computational fluid dynamics (CFD) with Monte Carlo (MC) neutron transport calculations, providing a unique and modern approach to modeling a complex multiphase system relevant to criticality safety. The inrush was assumed to occur over a 2-second period, with the fluid entering the vessel at a 15-degree upward angle, based on a past report. Fluid distributions obtained from CFD snapshots were used as inputs for static MC calculations. The results revealed that the inrush could cause a temporary increase in the effective multiplication factor keff, exceeding 1 just after the inrush stopped although this is based on the preliminary analysis. The observed behavior was attributed to the central accumulation of fissile materials, increasing the fast neutron non-leakage probability and the eta value. This study demonstrates the importance of transient fluid behavior in criticality risk assessments and presents a methodology that can be extended to similar legacy or future incidents. Further high-fidelity and kinetics analyses are needed to fully characterize the accident scenario.

Chemical Kinetic Uncertainty Quantification in Hydrogen Combustion Computational Fluid Dynamics Simulation for ENACCEF2 Experiment

茂木 孝介; 松本 俊慶; 塩津 弘之

Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 10 Pages, 2025/08

Since the hydrogen explosion at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident in March 2011, hydrogen management during severe accidents at nuclear power plants has attracted attention as an important issue. In order to improve hydrogen management under severe accident conditions, the propagation of flames and the resulting loads on structures need to be predicted accurately. For this reason, the use of computational fluid dynamics methods is expected. Various benchmark experiments have been carried out and turbulence models, turbulent combustion models and chemical reaction models have been discussed, but the uncertainties of each model have not been treated independently. Analysis including uncertainty assessment is necessary to promote efficient research activities through uncertainty-based prioritisation and to reflect the latest findings in best practice guidelines. The aim of this study is to establish a methodology for quantifying the chemical reaction uncertainty in turbulent premixed flame CFD and to perform CFD and uncertainty analyses on existing benchmark experiments.

EGSMR(小型モジュール炉に関する専門家グループ)の活動

竹田 武司

日本原子力学会誌ATOMO, 67(7), p.407 - 410, 2025/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.7_407

近年、小型モジュール炉(SMR)の導入の可能性を調査する経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)加盟国が増えている。NEAの原子力施設安全委員会(CSNI)は、SMRの安全性への影響評価を支援するため、EGSMR(SMRに関する専門家グループ)を招集した。EGSMRの取組みとして、参加国のSMRの導入と研究活動に関する最新情報の収集を主な目的とした数回にわたるアンケートが行われた。アンケート調査を基にしたEGSMRの成果物として、CSNI Technical Opinion Paper No.21 (TOP-21)が発行された。本稿では、TOP-21で特定されたSMRの安全性に係る関心領域と提案されたCSNIへの推奨活動を概説する。

A Proposal of hydrogen safety technology for decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

田中 裕久*; 松村 大樹; 他8名*

International Journal of Hydrogen Energy, 141, p.1317 - 1327, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2025.03.053

The safe removal, transportation, and long-term storage of fuel debris in the decommissioning of Fukushima Daiichi is the biggest challenge facing Japan. In the nuclear power field, passive autocatalytic recombiners (PARs) have become established as a technology to prevent hydrogen explosions inside the containment vessel. To utilize PAR as a measure to reduce the concentration of hydrogen generated in the fuel debris storage canister, which is currently an issue, it is required to perform in a sealed environment with high doses of radiation, low temperature, and high humidity, and there are many challenges different from conventional PAR. A honeycomb-shaped catalyst based on automotive catalyst technology has been newly designed as a PAR, and research has been conducted to solve unique problems such as high dose radiation, low temperature, high humidity, coexistence of hydrogen and low oxygen, and catalyst poisons. This paper summarizes the challenges of hydrogen generation in a sealed container, the results of research, and a guide to how to use the PAR for fuel debris storage canisters.

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版); 水素挙動統合解析システムの構築とPWR実機への活用について

寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*

JAEA-Review 2024-049, 400 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-049.pdf:13.94MB

福島第一原子力発電所(1F)事故における水素爆発を鑑みて、原子力技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示しつつ、原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに原子力における水素安全の要点を示し、事故後廃棄物管理までを視野に入れて放射線分解水素に関する情報を加えた「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)」を2017年に刊行した。その後、水素安全対策の合理的な高度化や水素安全評価のさらなる信頼性の向上に向けて、原子力事故の解析に一般的に用いられている集中定数系(LP)コードを補完するうえで、原子炉格納容器(CV)内での局所的な水素濃度上昇の影響、着火後の火炎伝播加速による安全機器の健全性、水素処理対策の妥当性等をより精緻、かつ定量的に評価できる数値流体力学(CFD)解析への期待が高まっている。これは、さらなる水素挙動や爆発燃焼に対する安全性の向上を図ることが必要とされていることにもよる。そこで、加圧水型原子炉(PWR)を対象に、シビアアクシデント(SA)時の水素拡散から爆発燃焼、それによるCV及びCV内の安全機器への影響評価までを解析するCFDによる水素挙動統合解析システムを構築・整備してきた。ここで得られたSA安全対策、それによる水素安全向上、安全対策を踏まえた水素発生事故に対する安全性評価などについて、LP及びCFD解析の役割や活用例を本「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版)」にまとめた。ハンドブックに記載した実機サイズの解析結果は解析モデル等を既存の代表的な小型、中型、大型試験による照合解析で確認した。