Residual stress relief effect in gradient structural steel and remaining life evaluation under stochastic fatigue loads

Qin, T. Y.*; Hu, F. F.*; 徐 平光; Zhang, R.*; Su, Y. H.; Ao, N.*; Li, Z. W.*; 篠原 武尚; 菖蒲 敬久; Wu, S. C.*

International Journal of Fatigue, 202, p.109233_1 - 109233_16, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.ijfatigue.2025.109233

The surface induction-hardened S38C medium carbon steel shows a good balance of strength and toughness, but complicates the evaluation of fatigue resistance, mainly because of gradient residual stress (RS) and grains. An integrated fatigue resistance assessment (AIFA) framework was proposed to consider the residual stress relief under stochastic loads. To this end, quasi-in situ neutron diffraction and Bragg-edge imaging were combined to probe the evolution of residual stress during crack propagation. Firstly, a rigid-flexible coupled vehicle dynamics model was adopted to obtain the time-domain variable amplitude loading spectrum. Then, Fortran subroutines were developed to assign these data into full-scale S38C axle model, and the remaining life was predicted using the damage tolerance approach. The results demonstrate that crack propagation would accelerate when residual stress is considered in the case of the crack depth exceeding 3.0 mm. It is, for the first time, found that 15 mm- and 5 mm-thickness fan-shaped specimens can retain the axial and hoop residual strain in terms of diffraction angle variation, respectively, for full-scale structural S38C steel axles. In the absence of RS, the remaining life of the axle decreases sharply from 624,800 to 51,300 km as the crack depth increases from 3.0 to 16 mm. Compared with the standard method under constant amplitude loading without residual stress relief, the present AIFA method provides the more accurate but conservative fatigue life prediction.

障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発(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; 横浜国立大学*

JAEA-Review 2025-025, 90 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-025.pdf:5.59MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、障害物が多い環境での無線通信システム実現を目指し、基地局やセンサノード(SN)、位置特定アルゴリズム、電磁波遮蔽領域に対応する無線エリア形成手法を開発した。以下に主要な成果をまとめる。高機能アンテナを用いた方向探知性能評価として、3点法を活用した位置推定性能を定量評価した。また、センサ情報の復調システムを構築した。SNは、周波数走査型アナログ方式と周波数固定デジタル方式を開発し、通信可能距離が68m、無線充電では6mで12V充電を315分でできることを確認した。また、1,000Gyの放射線照射によるダイオード特性変化がないことを実験的に確認した。位置特定アルゴリズムの研究では、多重波電波トモグラフィーイメージング法を検討し、高分解能測定系を構築して実験室環境での有効性を確認した。原子炉建屋のCAD図面を用いたシミュレーションで必要なノード数や配置を検討した。電磁波遮蔽領域への対応では、パッチアレーアンテナと導波路アンテナを組み合わせた複合アンテナにより、SNとの通信距離を評価した。現状では通信可能距離が1.5m程度であることを確認した。

Weathering promotes the sorption of radiocesium in mafic minerals of river sediments in the Fukushima Prefecture, Japan

萩原 大樹; 渡辺 勇輔; 小西 博巳*; 舟木 泰智; 藤原 健壮; 飯島 和毅

Applied Geochemistry, 190, p.106490_1 - 106490_10, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2025.106490

Radiocesium (Cs and Cs) was sorbed on minerals and transported to river systems due to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. Recently, the authors have reported that mafic minerals sorb Cs equally or more strongly than micaceous minerals in fine sands. We characterized mafic minerals and elucidated their weathering using electron microscopy to determine whether they can sorb Cs. The surface of hornblende particles is weathered and altered to vermiculite. The surface of micas is less weathered than that of hornblende, indicating the Cs activity concentrations of highly weathered mafic minerals are higher than those of micas in part of sampling site. The results indicate that the effects of Cs sorption for hornblende depend on the weathering product at the surface.

Simple technique for the preparation of uranium-impregnated porous silica particles and their application as working standard particles for analysis of the safeguards environmental samples

富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ

Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2025/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2557376

A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.

Applicability of equivalent linear three-dimensional FEM analysis of reactor buildings to the seismic response of a soil-structure interaction system

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 飯島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美

Nuclear Engineering and Design, 441, p.114160_1 - 114160_10, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114160

本論文は、振動数に依存しない複素減衰を用いた計算負荷の小さい鉄筋コンクリートモデルを対象とした等価線形解析手法の原子力発電所の原子炉建屋の耐震設計への適用性を検討することを目的とする。これを実現するため、柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋を対象にある理想的な一様地盤条件下での非線形及び等価線形地震時挙動に着目した地盤-建物連成系の三次元有限要素法解析を実施した。その結果、等価線形解析手法は、非線形解析手法に対しせん断ひずみ度、加速度、変位、加速度応答スペクトルの評価において全体的に 概ね良好な対応関係が得られ、その手法の有効性を確認した。また、等価線形解析手法は、原子炉建屋外壁のせん断ひずみ度の評価で材料構成則による非線形解析手法の結果を全体的に上回る安全側の評価となった。このことから、本論文で示す解析条件において、本手法は非線形解析手法より建屋の剛性を低めに評価する傾向にあることを明らかにした。

Detection of beta-emitting radioactive hotspots inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using an optical fiber radiation sensor based on wavelength-resolving analysis

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*

Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2025.107486

We measured the distribution of beta-ray emitters inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a novel optical fiber-based position-sensitive radiation sensor designed for operation in high dose rate environments. Plastic scintillation fibers (PSFs) were installed inside the Unit 3 reactor building, where scintillation light generated through interactions between radiation and the PSFs was detected by a spectrometer to obtain the wavelength spectrum. By applying an unfolding method to the wavelength spectrum, we estimated the distribution of beta ray emitters along the PSFs. To isolate the beta ray contribution in a high gamma dose rate field, we compared measurements taken with and without a stainless steel tube serving as a beta ray shield. As a result, we identified a hotspot predominantly influenced by beta rays for the first time in the high dose rate area on the southern side of the first floor of the Unit 3 reactor building.

Cu/ZnO catalysts integrated with AlO and/or SiO for methanol synthesis; Deciphering the additive-induced boost in catalytic performance by XAFS

Iwasaki, Kosei*; Ashida, Yuya*; 松村 大樹; Kawakami, Kotaro*; Shibuya, Kana*; Tazawa, Masaru*; 辻 卓也; Shimizu, Hajime*

Journal of CO Utilization, 97, p.103111_1 - 103111_9, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.jcou.2025.103111

The development of active, long-lived methanol synthesis catalysts can be expedited by thoroughly understanding the operating mechanisms of promoter additives. SiO serves as an effective support and promoter for Cu/ZnO-type methanol synthesis catalysts; however, it has not been studied as extensively as the industrially predominant AlO, despite being similarly potent. Therefore, we conducted X-ray absorption fine structure predominant AlO, despite being similarly potent. Therefore, we conducted X-ray absorption fine structure studies to probe the effects of incorporating AlO and SiO additives into Cu/ZnO-based heterogeneous catalysts. The results revealed that the additive elements primarily affected the ability of the Zn species to generate oxygen vacancies by distorting the local structure around element-doped ZnO and that the number of oxygen vacancies correlated to the catalytic activity. Additionally, the oxygen vacancies in ZnO in the Al/Si-incorporated catalysts diminished under catalytic reaction conditions, thereby providing information on the deactivation of catalytic reactions. Our findings can facilitate the development of highly active industrial-grade methanol synthesis catalysts.

Non-condensable gas accumulation and distribution due to condensation in the CIGMA Facility; Implications for Fukushima Daiichi Unit 3 (1F3)

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2025.105771

This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50C (Case 1) and 90C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.

Detailed computational models for nuclear criticality analyses on the first startup cores of NSRR: A TRIGA annular core pulse reactor

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB

中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。

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。