化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育成(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 福島大学*

JAEA-Review 2025-002, 108 Pages, 2025/07

JAEA-Review-2025-002.pdf:5.25MB

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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育成」の令和元年度から令和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、新しい化学分析法の構築によるインフォマティックスとの融合技術の実現を目指し、少ない情報量で全体像を推定するシステムの開発を実施することを目的とする。JAEA研究者とのタイアップ方式による研究を実施することで、博士前期課程ポスドクまでの研究者の地域実践型の深化する横断的な人材育成を行うとともに、国際感覚豊かな人材の育成を目指し、実施した。

燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2024-064, 118 Pages, 2025/06

JAEA-Review-2024-064.pdf:6.73MB

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(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、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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発」の令和元年度から令和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、燃料デブリの取り扱い、臨界管理、保管管理等に必要な性状把握において、キーとなるアクチノイド核種の化学分析を中心に、最適な試料前処理・分離・分析プロセスを開発し、将来計画されている燃料デブリ分析の効率化・合理化を図るとともに、一連の研究業務における人材育成を通し、1F廃炉推進に資することを目的とする。特に、近年分析化学分野、放射化学分野で成果を上げつつある誘導結合プラズマ質量分析法(ICP-MS/MS)を原子力分野に応用することにより、測定核種を単離するための前処理をせずに高精度で分析できる手法を開発し、分離前処理を省力化し、迅速な分析工程を確立するとともに大学、企業を含めた体制が構築された。

Input data preparation for PWR large-break LOCA analysis with RELAP5/MOD3.3 code

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB

JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。

Nacre-like MXene/polyacrylic acid layer-by-layer multilayers as hydrogen gas barriers

Auh, Y. H.*; Neal, N. N.*; Arole, K.*; Regis, N. A.*; Nguyen, T.*; 小川 修一*; 津田 泰孝; 吉越 章隆; Radovic, M.*; Green, M. J.*; et al.

ACS Applied Materials & Interfaces, 17(21), p.31392 - 31402, 2025/05

https://doi.org/10.1021/acsami.5c03632

MXenes are a promising class of 2D nanomaterials and are of particular interest for gas barrier application. However, MXene nanosheets naturally bear a negative charge, which prevents assembly with negatively charged polymers, such as polyacrylic acid (PAA), into gas barrier coatings. Here, we present MXene- and PAA-based layer-by-layer (MXene/PAA LbL) multilayers formed by leveraging hydrogen bonding interactions. When assembled in acidic conditions, MXene/PAA LbL films exhibit conformal, pin-hole free, nacre-like structures. The MXene/PAA LbL films yield high blocking capability and low permeability (0.140.01 cc mm m day MPa) for hydrogen gas. These nacre-like structures are also electronically conductive (up to 37030 S cm). Specifically, the reversible deconstruction of these films under basic conditions is experimentally verified. This study shows that hydrogen bonding interactions can be leveraged to form MXene LbL multilayers as gas barriers, electronically conducive coatings, and deconstructable thin films via pH control.

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2024-124

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

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.

Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices

藤田 達也; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2410918

本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。

Review of JAEA's Monte Carlo codes for nuclear reactor core analysis

長家 康展

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.1_1 - 1_7, 2025/01

https://doi.org/10.1051/epjn/2024020

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、原子炉炉心解析のための汎用連続エネルギーモンテカルロコードMVPを開発している。最近、MVPの改良は、先進的核熱カップリングコードの開発に重点を置いている。原子力機構はまた、臨界安全解析のための新しいモンテカルロソルバーSolomonを開発している。Solomonは燃料デブリを含む損傷炉心の臨界性を計算することを目的としている。本論文では、MVPとSolomonの機能の概要と最近の適用事例を紹介する。

Development of analysis methods for SFR severe accidents in JAEA and assessment of applicability to safety analysis

飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖

IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/00

https://doi.org/10.61092/iaea.xpz1-gu7q

高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。

Transient behavior of a boiling water reactor-type offshore floating nuclear power plant during platform motion

福田 航大; 小原 徹*

Nuclear Technology, 12 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2502266

Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.