Implementation of ideal cascade model for uranium enrichment to nuclear fuel cycle simulator

阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*

Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112224

Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112114

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by CrO formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in -Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 0.9 wt%.

Implementation of a new function for handling nuclear data of outgoing particles and residual excitation states in PHITS

古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1086, p.171320_1 - 171320_8, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.nima.2026.171320

物質に対する中性子照射から荷電粒子が放出される反応において、放出粒子と特定の励起状態にある残留核を同時に扱う核データライブラリを組み込むための新機能を、モンテカルロシミュレーションコードである 粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに実装した。本機能により、残留核の生成および脱励起ガンマ線の放出を考慮しつつ、各事象における全エネルギーおよび運動量保存を満たした上で、核データライブラリに基づく放出粒子のエネルギースペクトルおよび角度分布の高精度な予測が可能となる。この機能を用いることで、検出器応答や材料中の放射線損傷の高精度シミュレーションが実施できる。

Kinetic and thermodynamic controls on CsI-Mo gas-phase reactions under varying oxygen potentials

塩津 弘之

Progress in Nuclear Energy, 195, p.106300_1 - 106300_11, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2026.106300

The transport and release behavior of fission products (FPs) during nuclear power plant accidents is strongly influenced by their chemical forms, particularly gaseous species, which can lead to enhanced environmental release. For iodine, one of the most volatile FPs, condensable cesium iodide (CsI) has traditionally been regarded as the dominant chemical form in state-of-the-art source term evaluations. However, recent experiments have indicated that molybdenum (Mo), a semi-volatile FP, can promote the formation of gaseous iodine through gas-phase reactions with CsI. The key controlling factor of these reactions is the oxygen potential of the atmosphere. In the TeRRa experiments, CsI-Mo gas-phase reactions were observed at 1150 K under Ar-20%O-0.8%O conditions (-31.7 kJ/mol-O), whereas no reaction occurred under Ar-20%HO conditions (-149 kJ/mol-O). Nevertheless, the specific reactive conditions governing these reactions have not yet been fully clarified. In this study, the oxygen-potential dependence of gas-phase reactions between CsI and Mo vapors in the TeRRa-CsIMo series experiments was numerically investigated using chemical equilibrium, mass transport, and reaction kinetics analyses. Chemical equilibrium and transport analyses were performed using the VICTORIA code, while detailed kinetic analyses were conducted with the Cantera software and the ECUME database. The results demonstrate that although CsI-Mo gas-phase reactions are thermodynamically favorable under oxidizing conditions that stabilize Mo in the MoO form ( -158 kJ/mol-O), their contribution to gaseous iodine formation is strongly constrained by kinetic limitations under lower oxygen potential conditions, even at high temperatures around 1150 K. These findings suggest that both thermodynamic and kinetic effects must be considered for reliable evaluation of iodine source terms during severe accidents, particularly under oxygen-starved environments.

Microstructural evolution and mechanical hardening of Cr-coated MDA cladding under high-dose Fe ion irradiation

Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫*; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 根本 義之; 岡田 裕史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 625, p.156513_1 - 156513_9, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156513

Ion irradiation was carried out on Cr coating Zry cladding to investigate their microstructure evolution and mechanical properties. The sample was irradiated at reactor normal operation conditions. Microstructural observation and mechanical testing of non-irradiated samples and irradiated samples were performed to understand irradiation damage to the Cr-coated Zry cladding. Results of High Resolution Transmission Electron Microscopy and chemical analysis revealed Fe enrichment at the Cr coating and Zr substrate interface of irradiated samples due to irradiation enhanced diffusion or irradiation induced mixing. Irradiation led to the formation of Fe enrichment at the Cr Zr interface approximately 15nm. Moreover, hardening of the Cr coating and Zr substrate regions was observed in the irradiated sample.

Reconsideration of numerical model for hydrogen thermal desorption spectra of iron with hydrogen-enhanced strain-induced vacancies

海老原 健一; 山口 正剛; 板倉 充洋

Metallurgical and Materials Transactions A, 57(4), p.1480 - 1489, 2026/04

https://doi.org/10.1007/s11661-026-08146-7

水素脆化は鉄鋼にとって重要な問題である。以前の数値モデルを改良することで、水素助長ひずみ誘起空孔を含む鉄試料からの水素の熱脱離スペクトルの実験結果を再現することに成功した。改良モデルでは、捕捉されたH原子の数で区別される空孔および空孔クラスターの濃度変数を採用した。この改良により、以前のモデルで必要だった空孔および空孔クラスターの移動に関する仮定が削除された。改良モデルを用いたシミュレーション結果から、元のモデルで計算されたスペクトル中の空孔および空孔クラスターに起因するピーク上のスパイク状の脱離は、仮定によって引き起こされたアーティファクトであることが明らかになった。さらに、水素チャージを伴う変形後の試料には、空孔だけでなく空孔クラスターも存在する可能性があることが示唆された。改良されたモデルは、水素影響下にある空孔および空孔クラスターを研究するための有用な枠組みであると考えられる。

令和6年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.

JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB

2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。

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。

幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて(2024年度)

星野 雅人; 佐々木 仁史; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*

JAEA-Review 2025-047, 122 Pages, 2026/03

幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2024年4月から2025年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,830人)について統計分析の結果を報告する。

幌延深地層研究計画における地下施設での調査研究段階(第3段階: 令和2年度以降の必須の課題2020-2024年度)研究成果報告書

中山 雅; 石井 英一; 青柳 和平; 早野 明; 大野 宏和; 尾崎 裕介; 望月 陽人; 武田 匡樹; 木村 駿

JAEA-Research 2025-016, 141 Pages, 2026/03

幌延深地層研究計画は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。2020年度からは、北海道および幌延町により受け入れられた、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した令和2年度以降の必須の課題である、(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、第3期および第4期中長期目標期間を目途に取り組むこととしている。本報告書では、上記の令和2年度以降の必須の課題のうち、2020年度から2024年度までに所期の目標を達成した課題について調査研究の成果を取りまとめた。今後これらの課題で得られた成果については、2024年度から実施している、「坑道スケールピットスケールでの調査・設計・評価技術の体系化」において、坑道やピットの配置に係る考え方、人工バリア材料などの設置方法、それらの閉じ込め性能を評価する手法の体系的な整理に反映していく。