Development of LASSO based optimized scheme for reconstructing radioactive source distributions using monitoring air dose rates

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司*

Measurement, 258(Part D), p.119444_1 - 119444_15, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.measurement.2025.119444

Clarifying the distribution of radioactive sources within nuclear facilities is crucial for ensuring worker safety during decommissioning and for responding to accidents. However, air dose rate measurements in restricted areas are often limited due to complex structures and high radiation levels in contaminated rooms. To address this, we have proposed a machine learning-based approach, the Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO), to reconstruct radioactive source distributions in simplified room models. LASSO method indicates the good performance of reconstructing radioactive source with high accuracy inside simple room model. However, in more complex environments, obstacles can degrade reconstruction accuracy. To overcome these limitations, we developed an optimized scheme based on the LASSO method to improve inverse estimation in complex rooms. In this scheme, the impact of shielding structures is mitigated by normalizing the radioactive contributions from sources. A series of numerical simulations demonstrate that the optimized approach outperforms the non-optimized version in accurately reconstructing source distributions. Furthermore, experiments in a room with complex structures validate the effectiveness of the optimized method. The inverse estimations performed on experimental data confirm that the use of a normalized contribution matrix significantly improves accuracy by reducing the influence of shielding. Conclusively, this paper optimizes LASSO scheme for reconstructing radioactive source distributions in complex building room using air dose rate measurements. It shows significant improvements over existing scheme and is verified to be successfully applied in complicated situations with high accuracy. We confirm that optimized LASSO scheme holds significant promise for future monitoring and decommissioning projects in both operational and damaged nuclear facilities.

Experimental study of AESOP code for aerosol removal behavior from a rising gas bubble in water pool and parametric study for application to sodium pool system

宮原 信哉*; 鯉江 竜輔*; 宇埜 正美*; 河口 宗道*; 佐藤 理花; 清野 裕

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114523_1 - 114523_14, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114523

In a postulated accident of fuel pin failure of a sodium-cooled fast reactor, a fission product of cesium will be released from the failed pin as an aerosol such as cesium iodide and/or cesium oxide together with a fission product noble gas such as xenon and krypton. The xenon and krypton released with the cesium aerosols into the sodium coolant as bubbles have an influence on the removal of cesium aerosols by the sodium pool in a period of bubble rising to the sodium pool surface. Then, the cesium aerosols could transfer into the containment vessel as an initial inventory of a source term. To meet this phenomenon, the computer program AESOP (AErosol scrubbing in SOdium Pool) has been developed to deal with the expansion and the deformation of the bubble together with the aerosol absorption considering the effects of the particle size distribution and the agglomeration in aerosols. In this study, simulation experiments have been conducted using simulant particles under the condition of room temperature in water pool and nitrogen gas bubble systems and the experimental results were compared with the analysis results calculated under the same condition by the AESOP code. Furthermore, to examine the applicability of the AESOP code to the sodium pool system, the sensitivities of the physical parameters on decontamination factor (DF) of fission product aerosols such as the initial bubble diameter, the sodium pool depth and the temperature, the aerosol particle diameter and the density, the initial aerosol concentration in the bubble had been studied and the analysis results were discussed for the sensitivities of the parameter as same as DF of the aerosol.

A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

Flow regimes and heat transfer for opposing flow mixed convection in the thermal entry region of a vertical tube

茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 252, p.127451_1 - 127451_16, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.127451

This study focused on the thermal entry length problem for turbulent opposing flow mixed convection in a vertical tube. A Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) simulation was performed using the turbulence model, and its results were compared with previous experimental data. The simulation results revealed several flow structures and heat transfer characteristics in the entry region, which varied depending on the competing strength of forced and natural convection. Flow regimes were classified based on their flow structures as follows: (a) Non-separating flow regime: When natural convection minimally influences the flow field, the Nusselt number in the entry region is higher than that in the fully developed region. As the influence of natural convection strengthens, the entry length decreases. (b) Separation bubble regime: As the influence of natural convection on the flow field increases, the velocity boundary layer along the heated wall in the entry region separates, leading to the formation of a recirculation region known as a separation bubble. Here, the depression in the Nusselt number distribution was observed owing to the thickening of the thermal boundary layer caused by the separation bubble. (c) Reverse flow regime: Further strengthening of the influence of natural convection leads to the formation of reverse flow along the entire heated wall. Here, the Nusselt number exhibits a nearly flat distribution in the entry region because the reverse flow thickens the thermal boundary layer. A flow regime map based on the results of the RANS simulation was created and proposed in this paper.

Foundation uplift nonlinearity in 3D finite element seismic response analysis; Sensitivity and validation study

太田 成*; 伊藤 晶*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦

Nuclear Engineering and Design, 444, p.114403_1 - 114403_7, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114403

原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、2つの解析コード(E-FrontISTR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、入力動の最大値と最小接地率の関係、解析手法の精度等について検討し、基礎浮上りに伴う誘発上下動について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認し、得られた結果を分析した。

Analysis of strain distribution of lead-bismuth eutectic inside a stainless steel cup by wavelength-resolved neutron imaging

大平 直也*; 樹神 克明; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚

Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102005_1 - 102005_7, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2025.102005

Lead-bismuth eutectic has emerged as a promising candidate for liquid metal coolant for Gen-IV nuclear reactors. Lead-bismuth eutectic is a unique material that expands gradually within the solid state. It may induce pipe deformation or rupture if it solidifies in a pipe or a container. In this study, the strain distributions of lead-bismuth eutectic in stainless-steel cups were evaluated using wavelength-resolved neutron imaging method. The wettability-improved case exhibited significantly larger compressive strain than in the others. The adhesion between lead-bismuth eutectic and the inner surface of the cup was a critical issue in the present study.

In situ reaction and alteration of mudstone-cement interfaces at the Horonobe URL; Comparison between ordinary Portland cement and low alkaline cement

出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.

Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.rines.2025.100097

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。

第1廃棄物処理棟及び第2廃棄物処理棟におけるコンクリート構造物の中性化深さの調査

旭 都; 保住 真成; 鈴木 一朗; 瀬谷 真南人; 森 優和; 坂本 裕; 木下 淳一; 須藤 智之

JAEA-Testing 2025-005, 15 Pages, 2025/11

JAEA-Testing-2025-005.pdf:1.37MB

原子力科学研究所の原子力施設から発生する放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場に集められ、その放射能レベルや性状に応じて、処理又は保管廃棄される。放射性廃棄物処理場は複数の施設で構成されており、そのうち第1廃棄物処理棟は、可燃性の固体廃棄物を焼却する施設であり、第2廃棄物処理棟は、比較的放射能レベルの高い固体廃棄物をコンクリートセル内にて処理する施設である。第1廃棄物処理棟の建家は建設後46年、第2廃棄物処理棟は43年が経過していることから、今後の保守管理に資することを目的として、2024年にコンクリートの健全性調査のための中性化試験を行った。また、得られた試験結果から中性化深さの進展予測を行った。本報告では、中性化試験の概要とその結果から得られた中性化深さの進展予測について述べる。

高レベル放射性廃液からの発熱性核種の分離

宝徳 忍; 伴 康俊; 今田 未来; 北辻 章浩

JAEA-Technology 2025-009, 33 Pages, 2025/11

JAEA-Technology-2025-009.pdf:1.9MB

使用済燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液(HLLW)には、発熱性核種であるSr-90、Y-90、Cs-137、Ba-137m及びAm-241が含まれており、これらの分離回収は高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減につながる。さらに、分離回収した元素及び核種を精製することで、資源としての有効利用も見込まれる。本試験では、Srレジン及びPbレジンを用いたSrの抽出クロマト分離、リンモリブデン酸アンモニウム(AMP)を用いたCsの共沈分離、アルキルジアミドアミン(ADAAM)を用いたAmの溶媒抽出分離に関する技術開発として、Cs及びSr分離について硝酸溶液系でのコールド試験を行った。その結果を踏まえて、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の使用済燃料溶解液を使用して各元素を分離するホット試験を実施し、分離した溶液中に含まれる各成分について分析した。Srの抽出クロマト分離では、Srの吸着条件及び溶離条件として硝酸濃度8mol/L及び0.02mol/Lを適用することにより、他の元素から大部分を分離した。CsのAMPによる共沈分離では、硝酸濃度3.1mol/LのHLLW試験液にAMPを添加することにより99.9%以上のCsを選択的に共沈させた。AmのADAAMによる溶媒抽出では、バッチ法による一回の抽出処理によってAmの81.4%を回収した。本手法を用いることによってSr、Cs及びAmはそれぞれ効果的に分離回収できており、その有効性を実証した。

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。