令和6年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

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

JAEA-Review-2025-044.pdf:8.77MB

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。

A Simple process simulation method for radiation stability evaluation of minor actinides separation

樋川 智洋; 津幡 靖宏; 熊谷 友多; 伴 康俊

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.286 - 290, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.286

本発表では、放射線影響を反映した指標を用いた簡便な分離プロセスシミュレーション法を提案する。放射線分解による抽出能劣化を考慮してマイナーアクチノイド分離プロセスのシミュレーションを行った。その結果、プロセスでのマイナーアクチノイドの処理限界量が求められ、プロセスの放射線耐性についての知見が得られた。

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(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; 東京科学大学*

JAEA-Review 2025-010, 62 Pages, 2025/08

JAEA-Review-2025-010.pdf:3.63MB

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。

Numerical simulation of coupled THM behaviour of full-scale EBS in backfilled experimental gallery in the Horonobe URL

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

https://doi.org/10.1016/j.gete.2025.100668

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。

Ingestion doses from radionuclides in seafood before and after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

森 愛理; Johansen, M. P.*; McGinnity, P.*; 高原 省五

Communications Earth & Environment (Internet), 6, p.356_1 - 356_11, 2025/05

https://doi.org/10.1038/s43247-025-02338-6

The presence of radionuclides in seafood following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011 have led to widespread and persistent concerns over seafood safety. We assess seafood ingestion doses before and after the accident for adults in the Tohoku Region of Northeast Japan. Using a Monte Carlo approach, we evaluate 23 anthropogenic and natural radionuclides alongside realistic seafood consumption rates. In the first year after the accident, the ingestion dose from accident-derived radionuclides was 19 Sv for consumers exposed to the 95th percentile dose, contributing only 2% of the total seafood ingestion dose, which includes natural radionuclides such as Po and Pb. After the third year, the dose from accident-derived radionuclides was indistinguishable to that from pre-accident background levels. These findings suggest that, with seafood restrictions in place, the impact of accident-related releases on seafood ingestion doses was minor and relatively short-lived compared with that of natural radionuclides.

Comparative analysis of primary variables selection in modeling non-isothermal two-phase flow; Insights from EBS experiment at Horonobe URL

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

https://doi.org/10.1016/j.gete.2024.100628

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。

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.

令和5年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

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 2024-044, 121 Pages, 2025/01

JAEA-Review-2024-044.pdf:7.42MB

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」等といった研究開発活動に利用された。本報告は、令和5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。

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用(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; 東北大学*

JAEA-Review 2024-016, 61 Pages, 2024/12

JAEA-Review-2024-016.pdf:2.88MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用」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。ここでは、2つの検出器の開発を実施している。1つ目は、作業員の安全の確保のための線核種の炉内の分布を明らかにする技術の実現を目指し、スミヤろ紙上に付着するより細かい線核種を含む微細なダストの詳細な分布を可視化することを可能にする技術の開発である。初年度にあたることから研究開始時は資材等の準備から始まり優れた位置分解能、高感度化を目指した検出素子などの材料開発、光検出器などのハードおよびソフトウェアといった準備を順調に行うことができた。令和4年度末までに発光波長が500-800nmの目標値の中に入る材料の開発などを実施することができた。2つ目の検出器は、光ファイバーを用いた超高線量率場での線量率モニタの開発である。こちらについても、高感度化を目指した検出素子などの材料開発およびシミュレーション体系の構築といった準備を順調に行うことができた。そして目標発光波長である650-1,000nmを満たす当該材料の開発を行うことができた。加えて、モニタとしての実証試験も実施して、80mSv/h未満から1kSv/h以上までの線量のダイナミックレンジを有することが分かり、現場適用に対応可能な検出器の開発が進められた。

確率論的リスク評価手法へのAI技術活用の最前線,3; 機械学習を活用した動的PRAと不確かさ評価手法の高度化

Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結

日本原子力学会誌ATOMO, 66(11), p.565 - 569, 2024/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.66.11_565

原子力安全の継続的な改善のためにはリスク情報と不確かさ情報を活用した合理的な意思決定が重要であり、近年ではこれを効率的に実施するために人工知能/機械学習(AI/ML)を活用することが期待されている。本報では、原子力分野におけるAI/MLの活用例を調査し、日本原子力研究開発機構が行うAI/MLを活用した動的確率論的リスク評価(PRA)と不確かさ評価・感度解析の研究状況を紹介する。具体的には、決定論的解析コードと機械学習による代替評価モデルを柔軟に共用できる多忠実シミュレーション手法を構築することで、ランダムサンプリングを用いた動的PRAとソースターム不確かさ評価・グローバル感度解析の効率的な実施を可能とした。