DECOVALEX-2023: An International collaboration for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems

Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.

Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.gete.2025.100685

The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.

試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物に対するSCALE6.2.4付属のORIGENを用いた放射能評価手法の検討

富岡 大; 河内山 真美; 小曽根 健嗣; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2024-023, 38 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-023.pdf:1.54MB

日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設事業の実施主体である。これらの放射性廃棄物の放射能濃度に関する情報は、埋設事業の許可申請及びその適合性審査に向けた廃棄物埋設施設の設計や安全評価に不可欠である。このため、埋設事業センターでは、埋設対象廃棄物のうち試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物について、放射化計算に基づく解体廃棄物の放射能評価手順の改良を進めている。今回、多群中性子スペクトルを用いてより精度の高い放射化計算が可能なORIGENコード(SCALE6.2.4に付属)の適用性を検討するため、これまで使用実績が多いORIGEN-Sコード(SCALE6.0に付属)との比較検証を行った。この検証では、炉心周辺の原子炉構造材の放射能分析データを取りまとめている立教大学研究炉の解体廃棄物を対象として両コードにより放射化計算を行った。その結果、ORIGENコードとORIGEN-Sコードの計算時間の差異はほとんどないこと、放射能濃度の評価値として前者は後者の0.81.0倍の範囲となり、放射化学分析による放射能濃度と概ね0.53.0倍の範囲でよく一致した結果から、ORIGENコードの適用性を確認した。さらに、原子炉構造材に含まれる微量元素の放射化を想定してORIGENコード及びORIGEN-Sコードによる放射化計算を行い、比較を行った。また、浅地中処分における被ばく線量評価上重要な170核種のうち大きな差が見られたものに対してその原因を核種毎に調べた。

令和4年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-057, 178 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-057.pdf:8.51MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、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4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。

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); Er(n,)Er and Hf(n,)Hf reactions

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, Er and Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.190.35 barns for the Er(n,)Er reaction and 13.570.14 barns for the Hf(n,)Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.4270.006 barns for the Hf(n,)Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; Sc, Cu, Zn, Ag, and In

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうちSc, Cu, Zn, Ag及びInを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:Sc(n, )Sc反応は27.180.28 barn、Cu(n, )Cu反応は4.340.06 barn、Zn(n, )Zn反応は0.7190.011 barn、Ag(n, )Ag反応は4.050.05 barn、そしてIn(n, ) In反応は8.530.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

核燃料物質貯蔵容器の開封点検及び金属容器詰替え作業報告

燃料材料開発部 許認可申請等対応グループ

JAEA-Testing 2024-002, 20 Pages, 2024/08

JAEA-Testing-2024-002.pdf:1.46MB

平成29年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟において、核燃料物質を収納した貯蔵容器を開封し、内容物の性状を確認する作業中、内容器を二重に梱包していた樹脂製の袋が破裂し内容物が飛散したことにより、作業室内が汚染するとともに、室内にいた作業員が被ばくする事故が発生した。樹脂製の袋が破裂した原因は、封入されていたエポキシ樹脂が線により分解され、発生した水素ガス等により内圧が上昇したことによるものと特定された。燃料研究棟で保有していたプルトニウムを封入した貯蔵容器54個は、同様に内圧上昇の可能性があることから、ホットセルにおいて貯蔵容器の内容物を確認するための開封点検を行い、ガスが発生するおそれのある貯蔵容器については内容物の安定化処理を行った。また、燃料研究棟の所有する核燃料物質は、施設の廃止に向けて集約施設への搬出を計画しており、酸化物原料粉Pu+U:220gを超えて封入している9個の貯蔵容器については、移動用キャスクの制限量の220g以下とするため、貯蔵容器内の一部の金属容器を取り出し、別の貯蔵容器に詰め替える作業を行った。本報告書ではそれぞれの作業の詳細について述べるとともに、許認可申請等、事前対応について述べる。

Measurements of capture cross-section of Nb by activation method and half-life of Nb by mass analysis

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2198526

廃止措置の対象核種の中からNbについて、熱中性子捕獲断面積()および共鳴積分(I)を放射化法により測定した。また、Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成されるTaの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、およびIを、それぞれ1.110.04barnおよび10.50.6barnと導出することができた。線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、Nbの半減期を、(2.000.15)10年と導出することができた。

令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、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2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。

Experimental evidence for the significance of optical phonons in thermal transport of tin monosulfide

Wu, P.*; 村井 直樹; Li, T.*; 梶本 亮一; 中村 充孝; 古府 麻衣子; 中島 健次; Xia, K.*; Peng, K.*; Zhang, Y.*; et al.

New Journal of Physics (Internet), 25(1), p.013032_1 - 013032_11, 2023/01

https://doi.org/10.1088/1367-2630/acb3ed

The understanding of the lattice dynamics is essential for engineering the thermal transport properties in quantum materials. Based on the canonical point of view, acoustic phonons are believed to be the principal thermal carriers in heat flow. Here, in this work, optical phonons are elucidated to play a pivotal role in determining the lattice thermal conductivity in thermoelectric material SnS by using the state-of-the-art inelastic neutron scattering technique combined with first-principles calculations. Additionally, in contrast to acoustic phonons, optical phonons are observed to exhibit pronounced softening and broadening with temperature. Our observations not only shed light on the significance of the optical phonons in thermal transport but also provide a vital clue to suppress the propagation of optical phonons to optimize the thermoelectric performance of SnS.

令和3年度研究開発・評価報告書 研究開発課題「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」(事後評価・事前評価)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Evaluation 2022-008, 68 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-008.pdf:2.01MB
JAEA-Evaluation-2022-008-appendix(CD-ROM).zip:64.08MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年10月12日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成27年4月から令和4年3月まで(見込みを含む)の第3期中長期目標期間における研究開発実績及び令和4年度以降の第4期中長期目標期間(令和4年度から7年間)における研究開発の実施計画に関する説明を機構から受け、第3期中長期目標期間における研究開発の実施状況及び第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画について、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施した。その結果、第3期中長期目標期間における研究開発成果については総合評価としてA評定、第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画についてはおおむね妥当であるとの評価となった。これらの評価結果を事務局が集約し、委員の確認を経て答申書として取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料を、安全研究・防災支援部門企画調整室が事務局としてまとめたものである。