簡易非破壊測定に向けた革新的なn・シンチレーション検出システムの開発(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 2025-046, 70 Pages, 2026/01

JAEA-Review-2025-046.pdf:5.46MB

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、「簡易非破壊測定に向けた革新的なn・シンチレーション検出システムの開発」の令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。令和5年度に1Fでは、原子炉格納容器(PCV)からの燃料デブリの取り出しが予定され、さらに、将来的には段階的な取り出し規模の拡大が検討されている。本研究では、標的試料取り出し時のスクリーニングならびに連続監視に資する、革新的なシンチレーション放射線検出システムを開発する。また、1Fをはじめとした原子力施設廃止措置の炉内調査に資する遠隔測定システムを実用化する。より具体的には、(1)革新的な中性子・線核種弁別シンチレータの研究(東北大学)、(2)センサーならびに信号処理システムの小型化(東京大学)、(3)多様な放射線場構築と特性評価(産業技術総合研究所)、(4)簡易非破壊測定システムの開発とホットセル内実証試験(原子力機構)の各要素技術に対し、垂直統合的に研究を展開することでPCV内や各受け入れセル内において、10Gy/hを超える環境下で線、中性子線を弁別し、それぞれの線量率と核種同定を同時に行う検出器の開発に向け、令和5年度に計画した各研究項目に関する研究開発を実施した。

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.

レーザー駆動中性子源を用いた中性子共鳴透過非破壊分析法の実証

小泉 光生; 余語 覚文*

Isotope News, (802), p.11 - 14, 2025/12

ボリュームのある試料を非破壊で分析するには、透過力の高い放射線の利用が有効である。中性子共鳴透過分析(neutron resonance transmission analysis (NRTA))法は、パルス状の熱熱外中性子ビームを用いて、時間分解された透過率から試料中に含まれる様々な核種の面密度(単位面積当たりの粒子数)を分析する技術である。超高強度レーザーを用いてレーザーショットにより中性子を生成するレーザー駆動中性子源(laser-driven neutron source (LDNS))は、高強度かつ短パルスの中性子を生成できることから、NRTAへの適用が期待されている。本紹介記事では、大阪大学レーザー科学研究所(ILE)のニュークリアフォトニクス(NP)グループが開発したLFEXレーザーおよびLDNSを用いて行った、NRTAによる面密度測定実証実験の概要とその結果を紹介する。

遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発(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; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-028, 66 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-028.pdf:3.59MB

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(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、「遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発」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。本研究は、1F廃炉事業で強いニーズのある遮蔽不要な中性子計測システムのプロトタイプを開発する。本システムは、ダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性シリコン集積回路から構成され、部品レベルでは積算線量でそれぞれ10MGy以上、4MGy以上の耐放射線性を有し、1.5kGy/hの線線量率環境下で安定動作した実績を持つ。将来的な用途として、デブリ調査用中性子検出器、臨界近接監視モニタ、圧力容器内ドライチューブ調査用中性子検出器等への適用が想定される。本開発では、5mm角相当のダイヤモンド検出素子100枚規模からなるプロトタイプを開発し、システム構築技術の獲得とシステム性能を評価する。併せて未臨界度評価手法の開発も進める。これによりシステム開発までを完了し、メーカーとの連携による実機開発、1F廃炉事業への投入につなげる。令和5年度は、合成装置の電源改修や2cm角以上の合成範囲での検出器グレードのダイヤモンド単結晶合成条件を探索し、中性子・荷電粒子コンバータの合成条件を探索した。積層型ダイヤモンド検出素子の開発では、メタン濃度(CH/H)、酸素濃度(O/C)が積層型構造のp-層中の不純物濃度や表面形態に与える影響を調べ、さらに中性子検出素子用信号処理集積回路では、特性ばらつきを評価し、キャリブレーション手法を検討した。また、臨界近接監視法の開発では、1Fにおける燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための方法論の検討を進め、線照射試験では、照射場の整備を進めた。中性子感度測定試験では、必要な照射設備や照射方法等について参画機関と協議し、試験環境の整備を進めた。

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); Zr(n, )Zr and Zr(n, )Zr reactions at JRR-3

中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2586632

Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected Zr and Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of Zr and Zr, which contribute to the production of Zr and Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to -ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.90.6 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction, and 21.90.3 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.

スピンコントラスト変調中性子小角散乱法と反射率法を用いた複合材料のナノ構造解析

熊田 高之

水素科学技術の将来のために, 3(1), p.2 - 6, 2025/10

Spin-contrast variation (SCV) is a technique that exploits the strong dependence of the coherent scattering length of thermal and cold neutrons from protons on their relative spin orientation. By analyzing the proton-polarization dependent scattering of polarized neutrons, SCV enables the elucidation of the structure of individual components as well as the degree of interpenetration between them in composite materials. Recently, we applied SCV small-angle neutron scattering (SCV-SANS) to determine the nanostructure of ice crystals formed in rapidly frozen sugar solutions. We also employed SCV neutron reflectivity (SCV-NR) to reveal the interpenetration between a silane coupling agent layer on inorganic substrates and rubber, which plays a crucial role in their adhesion.

Neutron diffraction-assisted constitutive modeling of directed energy deposited CoCrFeMnNi high entropy alloy

Jeong, S. G.*; Kwon, J.*; Kim, E. S.*; Prasad, K.*; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎; Estrin, Y.*; Bouaziz, O.*; Hong, S. I.*; et al.

Materials Science & Engineering A, 942, p.148712_1 - 148712_11, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.msea.2025.148712

The cellular structure plays a key role in determining the mechanical properties of metal additive manufacturing (MAM) components. This study presents in situ neutron diffraction and dislocation density-based modeling for a CoCrFeMnNi high-entropy alloy (HEA) made via directed energy deposition (DED). A constitutive model based on the Kocks-Mecking-Estrin framework was used to represent the cellular structure. Parametric analysis showed lower dislocation accumulation and annihilation rates in the as-built sample (with cellular structure) than in the heat-treated one. These differences are linked to dislocation forest networks and local stacking fault energy variations. Dislocation density across cell interiors and walls was also compared with deformation-induced dislocation cells.

Neutron emission during fission and its impact on fission-fragment mass distribution studied by a Langevin model

高木 慎弥*; 原田 壮太*; 有友 嘉浩*; 廣瀬 健太郎; 西尾 勝久

Physical Review C, 112(4), p.044607_1 - 044607_9, 2025/10

https://doi.org/10.1103/ml4c-3k8t

Actinide nucleus shows mass-asymmetric fission in low energy due to shell structure. The fission fragment mass distributions at high energy tend to have a symmetric shape due to smearing of the shell. On the other hand, the distribution can be changed by the neutron emission before fission, as it decreases the excitation energy of fissioning nucleus, thus revives the shell structure. In the so called multichance fission, neutron emission is considered at the ground state shape, and competition between fission and neutron emission is determined in the framework of statistical model. In the present work, we describe fission in the Langevin equations, and the neutron emission is treated all over the fission process. The calculation demonstrated experimentally observed mass distribution, characterized by the peak-to-valley ratio, for wide range of initial compound-nucleus excitation energy up to 60MeV. The results show that, while neutron emission dominates at the ground state shape, it occurs along the shape evolution down to the scission point.

Large magnetic Bragg peak enhancement by ultrasound injection on FeTiO

社本 真一; Shin, K.*; 赤津 光洋*; 今井 正樹; 植田 大地*; 横尾 哲也*; 根本 祐一*; Hassan, A. M. A.*; Chang, L.-J.*; 家田 淳一; et al.

Applied Physics Letters, 127(13), p.132403_1 - 132403_5, 2025/09

https://doi.org/10.1063/5.0273424

FeTiO is an ilumenite antiferromagnetic insulator with Fe. Two-dimensional ferromagnetic honeycomb layers are antifferomagnetically stacked along the -axis. The magnetic Bragg peak intensity is enhanced by ultrasound injection up to 300 % on the FeTiO crystal at low temperatures. The large enhancement is attributed to the large spin-lattice coupling of Fe in FeTiO. The enhancement is lost above 35 K, suggesting that the energy splitting of the Fe levels by the spin-orbit coupling is about 35 K. This finding opens a possibility for high efficiency acoustic spin pumping.

Unveiling the local effects of PTL passivation in PEM Electrolyzers through gas and current mapping using operando neutron radiography and polarized neutron imaging

Karimi, V.*; Qvistgaard, C. H.*; Schmidt, S.*; Wolfertz, A.*; Parker, J. D.*; 甲斐 哲也; 林田 洋寿*; 篠原 武尚; Angelis, S. D.*; Tengattini, A.*; et al.

ACS Applied Materials & Interfaces, 17(36), p.50742 - 50752, 2025/08

https://doi.org/10.1021/acsami.5c11706

Anodic Ti-based porous transport layers (PTLs) are paramount for advancing high-efficiency proton exchange membrane water electrolyzers (PEMWEs). One of the major challenges with the development of PEMWE is the PTL/catalyst layer interface passivation, which is commonly alleviated by coating precious metals such as Pt. Herein, we report, for the first time, the usage of polarized neutron imaging (PNI) on a half-half PTL approach to investigate current distribution inside the PTL layer under the influence of Ti passivation under PEMWE operando condition. First, the electrochemical study of PEMWE reveals an obvious advantage of Pt coating in preventing Ti passivation by showing 822 mV less overpotential at 1 A cm (1.771 V) for the superior sample (Pt-coated PTL) compared to the PEMWE with pristine Ti PTL (2.539 V). Second, it is confirmed that using ex situ electronic and structural characterizations, Ti passivation cannot be recognized, suggesting a temporary passivation process in an operating PEMWE. Employing PNI for operando mapping of the current distribution inside the PEMWE shows that most of the electrical current favors the Pt-coated PTL, perfectly aligned with the results obtained from the high-resolution operando neutron radiography in which around 60% of the produced oxygen was found in the Pt-coated PTL.