Rational physical protection design of transuranium fuel cycle site with accelerator-driven system by using material attractiveness

大泉 昭人; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111677_1 - 111677_12, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111677

原子力発電所から排出される使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物の減容のため、商用サイクルとは別にマイナーアクチノイドを核変換する加速駆動システムを用いた超ウラン元素燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が進められている。プルトニウム(Pu)やウラン(U)などの核物質を含むADSサイクル内の施設も核物質防護(PP)の対象であるが、これらの施設を含むADSサイトに求められるPPシステムについてはこれまで議論されたことがない。また、Security by designの観点から、ADSサイクルのような特殊な次世代システムでは、不正利用価値を用いた合理的なPP設計が有効であると考えられる。本研究では、まず、米国エネルギー省(DOE)の国家標準手法の定義、日米共同研究で開発された不正利用価値評価手法、IAEAが提示したINFCIRC/225/Rev.5のPP設計要件に基づいて、不正利用価値ごとに異なるPP設計要件を持つ新しい合理的PP設計手法を一般化した。ADSサイクルで扱われるU-234を含むウランの新しいPP分類も開発した。次に、新しい合理的手法を使用して、MOX燃料を使用する一般的なBWRサイトとADSサイトのPP設計を実施した。ADSサイト内にあるアイテムの最大の総合的な不正利用価値は、BWRサイト内にあるMOX燃料集合体のそれ以下であることを明らかにした。その後、各不正利用価値評価結果と各サイト内の核物質の最大量に基づいて、各サイトのPPカテゴリが決定された。BWRサイトは、Innerエリアが必要なカテゴリIと評価された。この結果は従来の方法と同じであるため、新しい方法は、核拡散リスクの観点から適切なPP設計に使用可能であると考えられる。従来の方法でPP設計を行った場合、ADSサイトは、Innerエリアを必要とするカテゴリIに分類されるが、新しいPP設計手法を用いた結果、ADSサイトのPP設計要求レベルは、Innerエリアを必要としないカテゴリIIと評価され、BWRサイトよりも緩和される結果となった。ただし、本研究は核物質のPPのみに焦点を当てているため、今後は、ADSサイト内の各施設の安全性評価を行った上で、設計基準脅威に基づくリスク想定を考慮したPP設計を行う必要がある。

Impact of molybdenum on iodine chemistry during fission product transport phenomenology

Rizaal, M.; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平

Annals of Nuclear Energy, 218, p.111433_1 - 111433_10, 2025/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111433

The release of iodine in a case of severe nuclear accident is directly linked to short-term radiological consequences. This concern raises issues in understanding the chemical forms of the transported iodine to devise proper accident management measures/strategies. In contributing to such efforts, this work presents experimental and theoretical approaches to defining the impact of molybdenum as a semi-volatile fission product toward iodine speciation in the gas phase. Given humid atmospheric conditions with different oxygen potentials, the interactions were revealed through the reaction products consisting of both gas and aerosols upon their transport and condensation in the temperature range of 1150-450 K. Through thermodynamic equilibrium calculations where new thermodynamic data of cesium molybdates have been incorporated, the experimental observation was reproduced, hence general interaction mechanism was proposed in this work.

多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERの開発

山下 晋

JAEA-Data/Code 2025-002, 243 Pages, 2025/07

JAEA-Data-Code-2025-002.pdf:9.37MB

原子炉内における定常時および過酷事故時の熱流動挙動を機構論的に解析できる多相多成分詳細熱流動解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)を開発した。JUPITERは、流動に関わる経験式や実験相関式などを極力用いることなく、気泡流や溶融物流れといった複雑に変形する自由界面を有する熱流動熱流動を支配方程式に基づき忠実に再現できる。加えて、過酷事故時において重要な現象である異種金属接触面での共晶反応や水蒸気とジルコニウム合金の酸化反応現象を解析することができる。また、微粒子中の流動現象に対し良く用いられる多孔質体流れにも対応することができる。本報告では、JUPITERを構成する支配方程式および物理モデルとそれらの数値計算手法について概説し、付録としてJUPITER の入力マニュアルを示す。

核医学治療における内部被ばく線量計算法の最近の動向; モンテカルロ法

佐藤 達彦

Radioisotopes, 74(2), p.183 - 188, 2025/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.740202

モンテカルロ放射線挙動解析コードは、その計算精度が極めて高いため、様々な放射線治療に対する線量評価に活用されている。核医学治療分野においても、SPECT/CTやPET/CT画像をモンテカルロコードの入力ファイルに自動変換して実行し、得られた線量分布を解析するシステムの開発が世界各地で進められている。本稿では、そのシステム開発の現状について紹介するとともに、現在、我々が開発を進めているRT-PHITS (RadioTherapy package based on PHITS)の核医学関連機能について解説する。

Prediction of composite neutron source spectra by combination of JENDL-5 and PHITS

小川 達彦

Annals of Nuclear Energy, 216, p.111256_1 - 111256_12, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111256

AmBeに代表されるような、アルファ線を放出するアクチノイドと軽元素から構成される複合中性子源の性能を、多面的かつ絶対値でシミュレートできる新しい方法を開発した。この手法はモンテカルロ放射線輸送コードPHITSを用いて、粒子用JENDL-5断面データライブラリと、ATIMAによる阻止能計算、ラティスジオメトリ計算機能を組み合わせることで、複合線源の様々な観測量を再現できる。従来の複合中性子源シミュレーション法は、測定値や近似的な断面積、多数イベントを平均した積分量などを使用するため、線源の特性パラメータ(アクチノイド粒径や線源のマクロなサイズ)を変更できなかったり、イベント内に放出される粒子間の相関を考慮できないなどの問題があったが、本手法ではそれらの問題が克服されている。この手法を用いて複合中性子源の様々な量、アクチノイド粒径依存性、中性子放出絶対強度、中性子および光子のエネルギースペクトル、中性子多重度、中性子放出の時間構造などを予測できることを示した。特に中性子の放出絶対強度とエネルギースペクトルについては、AmBe、AmF、AmB、PuBe、CmBe、PuCの6種類の線源で実験値と比較し、実験値の絶対値に不確定性があるPuBeを除いて矛盾ない結果が得られた。この方法を用いれば、複合中性子源から生じる中性子のシミュレーションにおいて、カウントレート、コインシデンスイベントの量、ガンマ線によるノイズなど、実用的な定量指標の計算が可能になる。

Nonthermalized para-positronium (-Ps) in fluorinated polymers and silica glass

小林 慶規*; 佐藤 公法*; 山脇 正人*; 満汐 孝治*; 岡 壽崇; 鷲尾 方一*

Journal of Physics; Conference Series, 3029, p.012001_1 - 012001_7, 2025/06

https://doi.org/10.1088/1742-6596/3029/1/012001

We discuss nonthermalized -positronium (-Ps) in fluorinated polymers [Polytetrafluoroethylene (PTFE), ethylene tetrafluoroethylene copolymer (ETFE), polyvinyl fluoride (PVF)], and silica glass based on the Tao-Eldrup model, which takes account of Ps captured at different energy levels. Comparison of the energy of -Ps estimated by positron annihilation age-momentum correlation (AMOC) with the calculation based on the Tao-Eldrup model reveals that -Ps increasingly occupies higher energy levels in the polymers as more hydrogen is substituted by fluorine. In silica glass consisting of silicon (heavier than fluorine) and oxygen only the contribution of the lowest excited levels may be significant. These results are qualitatively in line with the previous observation for the energy dissipation of -positronium (-Ps) in nanoporous silica films.

Experiments on central reaction rate ratios and fission distributions in the FCA-XXII-1 assembly simulating highly enriched MOX fueled tight lattice LWR cores

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2405668

A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.

再処理研究施設を活用した高レベル放射性廃液からのSr-90分離及び医療用Y-90の供給に関する調査報告書

佐賀 要

JAEA-Review 2025-003, 23 Pages, 2025/05

JAEA-Review-2025-003.pdf:1.08MB

医療分野における放射性同位体(以下、RI)を用いた診断と治療は、人々の福祉向上に貢献している。一方で、国内に流通している医療用RIのほぼすべてが海外からの輸入である。そのため、これまでにも地政学的な影響や自然災害の影響を受けて輸入が困難になる状況が発生した。これらの背景を踏まえて、国内では原子力委員会内に医療用等ラジオアイソトープ製造・利用専門部会を設置し、2022年5月に「医療用等ラジオアイソトープ製造・利用推進アクションプラン」を策定した。このアクションプランではRIを輸入に依存している課題に対して、RIの国産化を目指し、安定供給に向けたオールジャパン体制での研究・技術開発を実施する旨が記載されている。日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2024年度よりNXR開発センターを立ち上げ、使用済み燃料の再処理工程で発生する高レベル廃液中に含まれる有価元素を分離・リサイクルすることで、産業分野及び学術分野での有効利用、原子力発電により発生する廃棄物量の低減並びにリサイクルによる収益化への検討を行っている。高レベル廃液を使用する利点は、多種多様かつ大量の核種が含まれていることにある。そこで本検討では、高レベル廃液に含まれるRIに着目し、医療用に供給可能であるか評価を実施した。具体的には、現在許可を得ている核種であるY-90を評価対象核種として、Y-90の親核種であるSr-90の目標供給量と高レベル廃液に含有するSr-90の量及び高レベル廃液の年間必要処理量を試算した。試算結果を基にして、供給施設の例として、JAEA内の再処理研究設備での実施可能性を評価した。評価の結果、高レベル廃液中のRI濃度によっては小規模の処理量(数百mL数L)で国内需要に匹敵する量の医療用RIを生産できる可能性があるとわかった。また、必要な処理設備として、JAEAのNUCEF等の再処理研究設備であれば対応可能であると評価した。以上の評価結果から、既存の再処理研究施設を活用することにより、小量(数百mL数L)の高レベル廃液から国内需要に見合う医療用Y-90用のSr-90を分離できる可能性があると結論付けた。

画像処理を用いた鋼材表面の腐食評価

五十嵐 誉廣

AI、シミュレーションを用いた劣化・破壊評価と寿命予測, p.323 - 329, 2025/05

我々の生活において金属材料は様々な分野に使用されている。特に、橋梁や埋設パイプ、コンクリート内部の鉄筋など、社会インフラ構造物に用いられている金属材料は、使用環境によって腐食による劣化が懸念される。劣化が進行すると、腐食による減肉や腐食に伴う水素発生、さらには脆化などによる構造健全性が保たれず重大事故に発展する可能性があるため、これまでに多くの研究が実施されている。特に近年では計算機性能および計算技術の向上により、様々な腐食診断手法が提案されている。その中でも、部材表面の画像データを数値処理することによって、さび層の厚さや腐食生成物の組成を予測するモデルは、測定の簡便性とデータの正確性を兼ね備えた手法として注目されている。本稿では代表的なモデルとして、色相分析法、ハイパースペクトル分析法、人工知能分析法、特徴点抽出法を用いた腐食診断について紹介する。

Numerical investigation of the accuracy of a conductance-type wire-mesh sensor for a single spherical bubble and bubbly flow

上澤 伸一郎; 小野 綾子; 永武 拓; 山下 晋; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.432 - 456, 2025/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2447366

ワイヤメッシュセンサ(WMS)の精度を明らかにするため、単一の球形気泡と気泡流に対してWMSの静電場シミュレーションを実施した。単一気泡の静電場シミュレーションでは、様々な気泡位置における電流密度分布と、送信ワイヤから受信ワイヤまでの電流経路を示した。その結果、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく系統的誤差があることを明らかにした。また、数値流体解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)で得られた気泡流結果に対して静電場シミュレーションを実施したところ、線形近似やMaxwellの式などの、WMS信号からボイド率への既存の変換方法では0と1の間の瞬間ボイド率の中間値を定量的に推定できなかった。また、WMS信号に対してボイド率0.2という大きなばらつきがあり、瞬間ボイド率を定量的に計測することが困難であることがわかった。一方で、時間平均ボイド率においては、流路の中心付近のボイド率は線形近似を使用して推定でき、流路壁面近くのボイド率はMaxwellの式を使用して推定できることがわかった。