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萩原 大樹; 渡辺 勇輔; 小西 博巳*; 舟木 泰智; 藤原 健壮; 飯島 和毅
Applied Geochemistry, 190, p.106490_1 - 106490_10, 2025/10
Radiocesium (
Cs and 
Cs) was sorbed on minerals and transported to river systems due to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. Recently, the authors have reported that mafic minerals sorb Cs equally or more strongly than micaceous minerals in fine sands. We characterized mafic minerals and elucidated their weathering using electron microscopy to determine whether they can sorb Cs. The surface of hornblende particles is weathered and altered to vermiculite. The surface of micas is less weathered than that of hornblende, indicating the Cs activity concentrations of highly weathered mafic minerals are higher than those of micas in part of sampling site. The results indicate that the effects of Cs sorption for hornblende depend on the weathering product at the surface.
寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*
Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09
We measured the distribution of beta-ray emitters inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a novel optical fiber-based position-sensitive radiation sensor designed for operation in high dose rate environments. Plastic scintillation fibers (PSFs) were installed inside the Unit 3 reactor building, where scintillation light generated through interactions between radiation and the PSFs was detected by a spectrometer to obtain the wavelength spectrum. By applying an unfolding method to the wavelength spectrum, we estimated the distribution of beta ray emitters along the PSFs. To isolate the beta ray contribution in a high gamma dose rate field, we compared measurements taken with and without a stainless steel tube serving as a beta ray shield. As a result, we identified a hotspot predominantly influenced by beta rays for the first time in the high dose rate area on the southern side of the first floor of the Unit 3 reactor building.
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。
Cs sources during the flood event in the Fukushima river using 
C and 
C中西 貴宏; 鶴田 忠彦; 舟木 泰智
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 7 Pages, 2025/07
本研究では、放射性炭素同位体比
Cを指標として、福島第一原子力発電所事故後に河川に流出した懸濁態Csの発生源を特定した。出水時と平水時に懸濁物質を採取し、Cs濃度、C、安定炭素同位体比を測定した。その結果、出水ピーク時に森林表層土壌流出の寄与が増加することが示された。さらに、流域におけるCsの沈着分布は、出水時の懸濁態Cs濃度の時間的変化に反映された。この手法は、放射性セシウム、炭素それぞれの動態を理解するために有用である。
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.
佐々木 祥人; 大貫 敏彦; 板橋 康弘*; 鴫原 隆*; 操上 広志; 雨宮 浩樹*; 新里 忠史
Chemosphere, 379, p.144431_1 - 144431_8, 2025/06
放射性セシウムはきのこ(子実体)に移行しやすいことが知られているが、そのメカニズムは不明である。ここでは、菌糸の成長と子実体の発生におけるCs、
K、および水の移動を理解するために、放射性Csを含む木材のおがくずを主とする培地で腐生きのこのヒラタケを用いて培養試験を行った結果について報告する。子実体のCsは培地全体から吸収されていた。Csは培地から子実体に受動的に移行したが、Kは能動的に移行した。ヒラタケ菌による有機物の分解により培地中の水分量が増加し、子実体の発達に伴い水が子実体に移行した。培地の固相から液相へCsが容易に溶解することが、子実体へCsが移行しやすい原因であると考えられた。
新里 忠史; 佐々木 祥人; 雨宮 浩樹*; 菅野 拓*
地学雑誌, 134(3), p.309 - 321, 2025/06
福島の山林において、数十年以上にわたる立木中の放射性セシウム放射能濃度の予測は、林産物の利用再開に向けた重要な課題の一つである。本論文では、樹木の最外部から中心部(外皮、内皮、辺材、心材)までの詳細なCs分布から、スギの樹木内におけるCsの移行プロセスを考察した。2017年のCs-137濃度分布と2015年から2019年までの時間変化から、樹木内のCs-137分布は濃度勾配に従った自発的な受動輸送だけでなく、樹木の生理現象による勾配に逆らった能動輸送が組み合わさって形成されていることが示唆された。
鈴木 知史
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.542 - 551, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)軽水炉過酷事故時において、ホウ素(B)はセシウム(Cs)と化学反応してCs-B-O化合物を形成し、Csの化学的挙動に影響を与える可能性がある。そこで、密度汎関数法計算と格子振動計算を用い、Cs
OとBO
を参照物質として、Cs-B-O化合物の熱力学特性を評価し、反応エンタルピーとギブス自由エネルギーを計算した。CsB
O
を生成する850Kの反応ギブス自由エネルギーを計算し、測定値から850Kに外挿した値と比較した。計算値と外挿した値の差は、反応自由エネルギーの測定誤差の範囲内であることが分かった。
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。
勝身 俊之*; 善場 敦史*; Kogishi, Makoto*; 岩永 宏平*; 安部 諭; Di
vart, P.*; Chaumeix, N.*; 門脇 敏*
Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 20(1), p.25-00103_1 - 25-00103_13, 2025/06
被引用回数：0福島第一原子力発電所の重大事故においては、水蒸気と可燃性有機化合物の存在が水素爆発に影響を及ぼしたと考えられている。本研究では、不活性ガス(すなわち水蒸気および窒素)の添加が爆発特性に及ぼす影響を調べるため、水素-メタン-空気の予混合気体を用いた球状拡大火炎の燃焼実験を閉鎖容器内で実施した。実験には2種類の容器を用い、火炎の伝播挙動はシュリーレン法により観察された。得られた画像を解析することで、火炎半径に依存する伝播速度を算出した。火炎半径が十分に小さい場合、火炎表面は滑らかであり、無伸長火炎の伝播速度は不活性ガスの添加により低下することが確認された。一方、火炎半径が大きくなると、固有不安定性によりセル状構造が発達し、火炎の加速が生じた。この挙動に基づき、火炎加速モデルのパラメータを同定し、火炎半径に応じた伝播速度の予測を行った。無次元化した加速係数(無伸長火炎の伝播速度による規格化)は、等価比が低いほど大きくなり、これは拡散-熱不安定性が強くなることによる。一方、等価比が同じ場合、不活性ガスの添加によって加速係数は増加し、これは有効ルイス数の低下により火炎の不安定性が促進されたことを示している。燃焼容器内の最大圧力は、不活性ガス添加時には低下し、また実験で得られた最大圧力は、断熱条件下での計算値よりも低くなった。これは予混合燃焼中の熱損失によるものである。以上の結果は、福島第一原子力発電所における水素爆発の解明に資する重要な知見である。
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 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)The 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：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)Radioactive 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：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)An 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.
