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荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50
C (Case 1) and 90C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.
上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司
Progress in Nuclear Energy, 184, p.105710_1 - 105710_10, 2025/06
被引用回数：0最近、原子炉建屋内の少ない観測点で測定された空間線量値から放射線源分布を逆推定する方法としてLASSO(Least Absolute Shrinkage and Selection Operator)が提案された。しかし、空間線量値を測定する際には誤差が含まれるが、この誤差が逆推定結果の精度にどのように影響するかは解析されていなかった。そこで本論文では、LASSOに対する不確実性解析を行い、Candesの理論に基づく不確実性推定関数を提案した。実際に、モンテカルロ法の1つであるParticle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)を使用して得られた不確実性を持つ数値を入力値として用いたテスト計算を実施し、計算結果の誤差が提案された推定関数に従うことを示した。これにより、LASSOは推定された不確実性の範囲内で放射線源分布を求めることができる方法であることが確認できた。
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing 
Sr and 
Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of Sr or Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a Sr standard.
森 愛理; Johansen, M. P.*; McGinnity, P.*; 高原 省五
Communications Earth & Environment (Internet), 6, p.356_1 - 356_11, 2025/05
被引用回数：0The presence of radionuclides in seafood following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011 have led to widespread and persistent concerns over seafood safety. We assess seafood ingestion doses before and after the accident for adults in the Tohoku Region of Northeast Japan. Using a Monte Carlo approach, we evaluate 23 anthropogenic and natural radionuclides alongside realistic seafood consumption rates. In the first year after the accident, the ingestion dose from accident-derived radionuclides was 19 
Sv for consumers exposed to the 95th percentile dose, contributing only 2% of the total seafood ingestion dose, which includes natural radionuclides such as 
Po and Pb. After the third year, the dose from accident-derived radionuclides was indistinguishable to that from pre-accident background levels. These findings suggest that, with seafood restrictions in place, the impact of accident-related releases on seafood ingestion doses was minor and relatively short-lived compared with that of natural radionuclides.
宇佐美 博士; 吉永 恭平*; 藤川 圭吾*
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(5), p.295 - 299, 2025/05
日本原子力研究開発機構では、東京電力HD(株)福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に資するため、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超えて緊密に融合・連携させることにより、基礎的・基盤的研究や、産学が連携した人材育成の取組を推進している。令和6年度から「シビアエンジニアリングマネジメント学」という新たな学問体系を基軸としたこれまでにないユニークな研究人材育成事業を開始したため、本事業の概要や狙い、現在までの取組状況について紹介する。
長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
佐藤 優樹
Radiation Protection Dosimetry, p.ncaf046_1 - ncaf046_11, 2025/05
被引用回数：0Radioactive substances released during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident were deposited on various equipment and building structures within the plant site. To minimize worker exposure and plan effective remediation strategies, accurately identifying the locations of these deposits is crucial. In response to this need, the current study presents a method to accurately determine the locations of multiple radiation sources in three dimensions and quantify their radioactivity levels. In particular, the method involves the application of an inverse estimation technique to data captured using a Compton camera. Here, the target region is first divided into multiple regions of interest. Image data are then acquired by placing a radiation source of known radioactivity in each region of interest. The resulting images are subsequently multiplied by each coefficient and summed to reproduce the image data of multiple unknown radiation sources. The radioactivity of each unknown radiation source is then derived based on the coefficients determined through inverse estimation.
Niu, X.*; Elakneswaran, Y.*; Li, A.*; Seralathan, S.*; 菊池 亮佑*; 平木 義久; 佐藤 淳也; 大杉 武史; Walkley, B.*
Cement and Concrete Research, 190, p.107814_1 - 107814_17, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)Metakaolin-based geopolymers have attracted significant interest in decontaminating radioactive debris from the Fukushima nuclear accident. This study explored the incorporation of boron (B) into geopolymers using boric acid as the source, with the goal of developing B-enriched geopolymers for enhanced radionuclide immobilisation and neutron capture potential.
Joung, S.*; Ji, Y.-Y.*; Choi, Y.*; Lee, E.*; Ji, W.*; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 眞田 幸尚
Journal of Instrumentation (Internet), 20(4), p.P04027_1 - P04027_10, 2025/04
被引用回数：0An airborne survey system named the MARK-A1 was previously developed to be mounted on an unmanned aerial vehicle for the purpose of application in contaminated areas with high dose rate levels. The MARK-A1 system consists of a CZT detector, signal processing unit, and positioning and interface units linked to a PC on the ground. The weight of the system is below 1 kg for loading on a commercial drone. In the current work, for experimental verification, field testing was conducted in a high dose rate environment near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. With the cooperation of the Japan Atomic Energy Agency, the MARK-A1 was installed on an unmanned aerial vehicle to conduct airborne surveys using two flight methods, namely a flat flight and a step flight, at various speeds. The airborne survey data were converted to gamma dose rates at a height of 1 m above the ground using a flat source model to create contamination maps. For a comparative evaluation of the airborne survey results, an in situ survey was also conducted in the survey area, and it was confirmed that the step flight method better matched the surface survey results.
佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 一場 雄太*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(4), p.389 - 400, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates during the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) is crucial for developing detailed decontamination plans and minimizing worker exposure to radiation. This study used an integrated Radiation Imaging System comprising a Compton camera, survey meter, and simultaneous localization and mapping device to visualize the dose-equivalent rate and radioactive contamination distribution around the startup transformer of Unit 3 at the FDNPS. While previous measurements using this system have helped visualize radioactive hotspots where radioactive contamination has accumulated in pipes or specific equipment, this demonstration test helped visualize the radioactive contamination widely distributed on the ground or concrete surfaces inside the nuclear power station. Furthermore, the reconstructed image intensity of radioactive contamination was compared with the dose rate at the target surface, showing for the first time the possibility of creating a calibration curve between the two.
森下 祐樹; Peschet, L.; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 菅野 麻里奈*; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚; 鳥居 建男*
Radiation Measurements, 183, p.107414_1 - 107414_6, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力施設の廃止措置では、作業員がアルファ線を放出する核種に被ばくするのを防ぐために、配管の汚染を検査することが重要である。ガンマ線と中性子を使用する従来の方法では検出下限値が高いため、少量のアルファ核種の検出には不十分であった。この問題を解決するために、配管内で直接
核種を測定するためのコンパクトな検出器を開発した。この検出器は、アルファ粒子用のZnS(Ag)シンチレータとベータ粒子(ガンマ線)用のプラスチックシンチレータで構成され、小型の光電子増倍管に接続された。このシステムは、パルス形状弁別(PSD)によってアルファ線とベータ線を区別する高い精度を実証した。モンテカルロシミュレーションと実験測定により検出器の有効性が確認され、ベータ線とガンマ線に対する感度は無視できるほど小さく、かつ、アルファ粒子に対する検出効率は51.3%であった。この検出器は、福島第一原子力発電所の廃炉作業現場など、ベータ線とガンマ線のバックグラウンドが高い環境におけるアルファ線汚染の直接測定に効果的である。
冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.308 - 316, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. 
-ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained 
Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and 
Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.
森下 祐樹; 宮村 浩子; 佐藤 優樹; 松原 潤*; Sumali, B.*; 満倉 靖恵*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, p.170368_1 - 170368_16, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)原子炉施設の廃止措置には、アルファ線放出核種(Pu、Am、Cmなど)やベータ線放出核種(Cs、Sr-Yなど)を含むさまざまな放射性核種が存在するため、作業員に重大な内部被ばくリスクをもたらすという課題がある。従来の測定法では、複数の測定器が必要であり、特に高ガンマ線環境では時間がかかる。これらの問題に対処するため、我々は、アルファ粒子とベータ粒子の同時検出を可能にする、シリコン光電子増倍管とスチルベンシンチレータ検出器を統合した遠隔アルファ・ベータ識別測定システムを開発した。本研究では、さらに機械学習技術、特にサポートベクターマシン(SVM)を組み込んで自動識別を行い、ユーザー定義の閾値の必要性をなくし、一貫した操作条件を確保した。このシステムは既知の放射線源でテストされ、アルファ粒子とベータ粒子に対して96%以上の分類精度を示した。また、移動中の測定でも効果的に汚染源が特定され、リアルタイム分析が可能であることが確認された。この革新的なアプローチは、放射線の安全性と原子力廃止措置作業の効率性を高め、人の立ち入りが制限されている環境では特に有益である。
佐々木 美雪; 阿部 裕稀*; 眞田 幸尚; 鳥居 建男*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170207_1 - 170207_12, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)フラクタル構造を採用した全方位放射線イメージング装置「FRIEシステム」を開発した。本論文では、福島第一原子力発電所のような廃止措置環境内での放射能分布を正確に推定するために設計されたFRIEシステムの開発と評価について述べる。FRIEシステムは、16個の四面体形状の放射線センサーで構成されており、それらがシェルピンスキー四面体形状に配置されている。また、センサー間の空間にはタングステンベースの合金が充填され、放射線シールドとして機能している。本研究では、シミュレーションと実際の測定試験を通じて、FRIEシステムの放射能分布推定性能を評価した。その結果、測定密度を少なくとも2point/m
、位置誤差を
10cm以内、角度誤差を10度以内に制限することで、約30度の角度分解能で線源位置を推定可能であることが確認された。FRIEシステムの結晶配置や遮蔽材の改良を行うことで、さらなる性能向上が期待される。本研究は、フラクタルを基盤とした放射線イメージング技術の革新的な実装を示しており、放射線測定に新たな方向性を提供するものである。
佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*
Proceedings of Waste Management Conference 2025 (WM2025) (Internet)), 9 Pages, 2025/03
We have been developing software to visualize the location of radiation sources in three dimensions by importing output data from Compton cameras, survey meters, and SLAM (Simultaneous Localization and Mapping) devices. The software, named COMRIS (COMpton camera for Radiation Imaging System), is GUI-based and visualizes the location of radiation sources by capturing the output data of the above multiple measuring instruments. The authors previously presented an overview of COMRIS and reported the results of visualizing a Cs test source in the laboratory by combining a Compton camera and a 3D-Light Detection and Ranging (LiDAR)-based SLAM. However, we have not been able to report how this software is operated on a GUI screen. In addition, an new attempt was made this time to expand the effective field of view (FoV) to both front and rear by preparing two Compton cameras, each of which is sensitive only to the front of the device, and placing them back-to-back. In this work, we report once again on the integration method of output data from SLAM devices and Compton cameras using COMRIS, based on the GUI screen. In addition, data output from two back-to-back Compton cameras and SLAM devices were imported into COMRIS to demonstrate visualization of radiation sources.
佐藤 優樹
Radioisotopes, 74(1), p.141 - 148, 2025/03
福島第一原子力発電所の廃止措置に資することを目的とし、放射能汚染分布を3次元マップ上に可視化する統合型放射線イメージングシステムiRIS(アイリス: integrated Radiation Imaging System)の開発および現場実証試験を実施している。本稿では当該システムの原理、実証試験の結果、ならびにその応用例について記述する。
加藤 徹*; 高橋 弘毅*; 山下 圏*; 土井 章男*; 今渕 貴志
Artificial Life and Robotics, 30(1), p.126 - 135, 2025/02
We have developed a point cloud processing system within the Unreal Engine to analyze changes in large time-series point cloud data collected by laser scanners and extract structured information. Currently, human interaction is required to create CAD data associating with the time-series point cloud data. The Unreal Engine, known for its 3D visualization capabilities, was chosen due to its suitability for data visualization and automation. Our system features a user interface that automates update procedures with a single button press, allowing for efficient evaluation of the interface's effectiveness. The system effectively visualizes structural changes by extracting differences between pre- and post-change data, recognizing shape variations, and meshing the data. Difference extraction involves isolating only the added or deleted point clouds between the two datasets using the K-D tree method. Subsequent shape recognition utilizes pre-prepared training data associated with pipes and tanks, improving accuracy through classification into nine types and leveraging PointNet++ for deep learning recognition. Meshing of the shape-recognized point clouds, particularly those to be added, employs the Ball Pivoting Algorithm (BPA), which was proven effective. Finally, the updated structural data is visualized by color-coding added and removed data in red and blue, respectively, within the Unreal Engine. Despite increased processing time with a higher number of point cloud data, down sampling prior to difference extraction signific reduces the automatic update time, enhancing overall efficiency.
