A Novel kinetic model for dissolution and precipitation of oxide on stainless-steel surface in stagnant liquid sodium

河口 宗道*; 池田 明日香; 斉藤 淳一

Annals of Nuclear Energy, 226, p.111880_1 - 111880_9, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111880

This study performed sodium experiments and developed a new kinetic model to investigate the oxide dissolution and precipitation behavior on the stainless-steel (SS) surface in stagnant liquid sodium. The experiment revealed that the oxygen of NaFeO on the SS surface was dissolved into the liquid sodium with v 9.3 10 wt.ratio/h in less than 20 h, and the oxide precipitation occurred on the SS surface with v 1.4 10 wt.ratio/h after the dissolution. Furthermore, the phase-field (PF) calculation code was developed to investigate the dependence of six parameters (T, c, , D , k, and t) of the oxide precipitation velocity in the liquid sodium. As a result, the precipitation velocity increased linearly as the oxygen concentration (c) and the oxygen diffusion coefficient (D) in liquid sodium increased. In contrast, its velocity decreased exponentially as the sodium temperature (T) and the interfacial energy of oxide () increased. The quasi-partial coefficient (k) and the time step (t) did not affect the calculation results at all. In these sensitivity analyses, the oxide precipitation velocity obtained by the PF calculation shows consistency with the laboratory-scale experimental findings of Latge et al.

Separation of Rh(III) and direct electrodeposition in phosphonium-based ionic liquids with electrochemical and spectroscopic analyses for extracted Rh(III) complex

徳満 駿*; 松宮 正彦*; 佐々木 祐二

Separation and Purification Technology, 382(Part 2), p.135631_1 - 135631_9, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.seppur.2025.135631

Solvent extraction (SX) of Rh(III) and direct electrodeposition (ED) of Rh metal were carried out in five cycles using phosphonium-based ionic liquids (ILs). The comparatively high extraction performance (70.1%-86.2%) of Rh(III) was stably retained in each SX process. In the subsequent ED process, the electrodeposits were recovered on the cathode and the reasonable current efficiencies (74.9%-85.6%) were achieved in the IL system. The X-ray photoelectron spectroscopy revealed that the electrodeposits obtained during ED process were found to be in the metallic state.

Development of LASSO based optimized scheme for reconstructing radioactive source distributions using monitoring air dose rates

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司*

Measurement, 258(Part D), p.119444_1 - 119444_15, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.measurement.2025.119444

Clarifying the distribution of radioactive sources within nuclear facilities is crucial for ensuring worker safety during decommissioning and for responding to accidents. However, air dose rate measurements in restricted areas are often limited due to complex structures and high radiation levels in contaminated rooms. To address this, we have proposed a machine learning-based approach, the Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO), to reconstruct radioactive source distributions in simplified room models. LASSO method indicates the good performance of reconstructing radioactive source with high accuracy inside simple room model. However, in more complex environments, obstacles can degrade reconstruction accuracy. To overcome these limitations, we developed an optimized scheme based on the LASSO method to improve inverse estimation in complex rooms. In this scheme, the impact of shielding structures is mitigated by normalizing the radioactive contributions from sources. A series of numerical simulations demonstrate that the optimized approach outperforms the non-optimized version in accurately reconstructing source distributions. Furthermore, experiments in a room with complex structures validate the effectiveness of the optimized method. The inverse estimations performed on experimental data confirm that the use of a normalized contribution matrix significantly improves accuracy by reducing the influence of shielding. Conclusively, this paper optimizes LASSO scheme for reconstructing radioactive source distributions in complex building room using air dose rate measurements. It shows significant improvements over existing scheme and is verified to be successfully applied in complicated situations with high accuracy. We confirm that optimized LASSO scheme holds significant promise for future monitoring and decommissioning projects in both operational and damaged nuclear facilities.

Small-scale experiments on melt spreading and deposition via melt-jet impingement on a dry substrate; Evaluation of empirical correlations for deposition area of continuous layered debris

岩澤 譲; 柴本 泰照; 丸山 結

Nuclear Engineering and Design, 446(Part B), p.114599_1 - 114599_16, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114599

Continuous layered debris deposited due to the molten core (melt) spreading across the floor of a containment vessel can pose a serious threat to containment integrity during severe accidents in light water reactors. The present study conducted small-scale experiments to investigate melt spreading process and subsequent deposition of continuous layered debris via melt-jet impingement onto a floor. The small-scale experiments were conducted using a low-melting-point metal under dry conditions without coolant water. High-speed imaging and image processing techniques were employed to elucidate the influence of melt injection conditions on melt spreading and subsequent deposition of continuous layered debris. The use of larger nozzle sizes and more highly superheated melts enabled the expansion of the experimental database. Based on the experimental results, we identified appropriate correlations from those proposed in previous studies to estimate the debris deposition area and evaluated their predictive accuracies. These correlations were then applied to estimate the potential spreading area of the relocated melt under anticipated reactor-scale conditions. The analysis revealed that thermal effects, such as heat transfer to the floor, influence the potential spreading area, could be incorporated into the correlations for applications under the anticipated reactor-scale conditions.

A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

Plastics as vectors of radiocesium in river environments of Fukushima, Japan

Battulga, B.*; 中西 貴宏; 池之上 翼; 安藤 麻里子; 小嵐 淳

Journal of Hazardous Materials, 500, p.140593_1 - 140593_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.jhazmat.2025.140593

Plastic debris is widely recognized as a major environmental challenge, yet its interactions with radionuclides remain poorly understood. Here, we investigated the behavior and fate of plastics and associated radiocesium (Cs) in the coastal river environments of Fukushima, Japan, to elucidate their interactions and the role of plastics as vectors for Cs transport into the coastal ocean. At four river mouth sites, we characterized the properties of plastics, including microplastics, and elucidated the activity concentration of Cs associated with them. Our findings reveal that Cs was concentrated in biofilms on plastics, but the radioactivity of biofilm-associated plastics was lower than that of the surrounding natural media. Furthermore, we estimated the daily fluxes of plastics (1.3-301.4 kg/day) and associated Cs (5-6,752 Bq/day) in the studied rivers across different seasons. This study provides the first quantitative assessment of plastic-associated Cs flux in the riverine environments.

Effect of grain refinement on cracks occurring in SUS304L stainless steel under nuclear reactor operating conditions

広田 憲亮; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102009_1 - 402009_10, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2025.102009

SUS304Lステンレス鋼を使用し、原子炉の構造部材における応力腐食割れに対する結晶粒微細化の影響を調査した。その結果、大気中および原子炉運転環境下での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を実施した後、同じ結晶粒径のSUS304Lの引張特性を比較したところ、原子炉運転環境下では結晶粒径が大きくなると伸びが顕著に減少することが明らかになった。大気中で実施したSSRTでは、Hall-Petchの関係から得られた値は従来の値より低かった。ミクロ組織観察では、0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lにクラックがないことが確認されたが、結晶粒径が大きいSUS304Lでは破面が粗く、側面にクラックが見られた。0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lには薄い酸化膜が形成され、28.4m以上の粗大粒を持つSUS304Lには厚さ2mを超える酸化皮膜が形成された。0.59m、1.52mおよび28.4mのSUS304LにはCrO皮膜が形成され、39.5mおよび68.6mのSUS304LにはCrOおよびFe系酸化物が形成された。結晶方位解析では、0.59mおよび1.52mのSUS304Lにおいて、相にクラックがない線状の表層が確認されたが、結晶粒径が大きくなると表面に凹凸が生じ、相にクラックが見られた。細粒SUS304Lでは、格子拡散により相内でOが均一に拡散し、薄いCrO層が形成され、クラックが抑制された。粗大粒SUS304Lでは、粒界拡散により結晶粒界にFe酸化物が形成され、結晶粒界が脆弱化し、過飽和なOがCrOおよびFe系酸化物からなる厚い皮膜を形成し、剥離やクラックを引き起こした。

高レベル放射性廃液からの発熱性核種の分離

宝徳 忍; 伴 康俊; 今田 未来; 北辻 章浩

JAEA-Technology 2025-009, 33 Pages, 2025/11

JAEA-Technology-2025-009.pdf:1.9MB

使用済燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液(HLLW)には、発熱性核種であるSr-90、Y-90、Cs-137、Ba-137m及びAm-241が含まれており、これらの分離回収は高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減につながる。さらに、分離回収した元素及び核種を精製することで、資源としての有効利用も見込まれる。本試験では、Srレジン及びPbレジンを用いたSrの抽出クロマト分離、リンモリブデン酸アンモニウム(AMP)を用いたCsの共沈分離、アルキルジアミドアミン(ADAAM)を用いたAmの溶媒抽出分離に関する技術開発として、Cs及びSr分離について硝酸溶液系でのコールド試験を行った。その結果を踏まえて、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の使用済燃料溶解液を使用して各元素を分離するホット試験を実施し、分離した溶液中に含まれる各成分について分析した。Srの抽出クロマト分離では、Srの吸着条件及び溶離条件として硝酸濃度8mol/L及び0.02mol/Lを適用することにより、他の元素から大部分を分離した。CsのAMPによる共沈分離では、硝酸濃度3.1mol/LのHLLW試験液にAMPを添加することにより99.9%以上のCsを選択的に共沈させた。AmのADAAMによる溶媒抽出では、バッチ法による一回の抽出処理によってAmの81.4%を回収した。本手法を用いることによってSr、Cs及びAmはそれぞれ効果的に分離回収できており、その有効性を実証した。

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。

動画像からの特徴量抽出結果に基づいた高速3次元炉内環境モデリング(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; 札幌大学*

JAEA-Review 2025-033, 71 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-033.pdf:4.48MB

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5年度に採択された研究課題のうち「動画像からの特徴量抽出結果に基づいた高速3次元炉内環境モデリング」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。本研究は、1F廃炉に向けて、原子炉格納容器及び原子炉建屋内を調査する際に撮影した動画像を入力し、指定された時間、動画像から抽出された特徴量に応じて、周辺情報を補強した上で情報量が大きい立体復元手法を選択し、作業空間を3次元モデリングする研究開発を行う。令和5年度は、写真測量、深層学習に基づいた立体復元手法による解析から、良好な立体復元を得るための有効な撮影条件を抽出する手法及び少ないデータから指定された時間までに立体復元結果を生成できるように特徴量を抽出する手法の検証を行った。さらに、動画像から抽出された点群データをセグメンテーションに適用し、インスタンスラベルが付された部品に分類した。