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underwater radiation monitoring detectorJi, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚
Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02
汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中の
Cs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために使用することができる。
中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*
Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12
Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.
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
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)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.
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
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)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.
Ji, Y.-Y.*; Joung, S.*; Ji, W.*; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚
Journal of Radiological Protection, 45(4), p.042501_1 - 042501_11, 2025/12
本研究では、LaBr
(Ce)検出器を用いた韓国原子力研究院の無人航空機搭載型ガンマ線スペクトロメトリーシステムの開発と実地検証について報告する。FDNPP付近における日本原子力研究開発機構との共同調査では、高度に基づく減衰補正を適用後、信頼性の高い線量率推定が得られたが、傾斜地では差異が生じた。緊急対応用途における精度向上のため、地形データの組み込みが推奨される。
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
被引用回数:0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。
森下 祐樹; 中間 茂雄; 越智 康太郎; 卜部 嘉*; 菅野 麻里奈*
Radiation Measurements, 189, p.107513_1 - 107513_6, 2025/12
放射性セシウム汚染が重大な環境上の懸念を引き起こした。この研究では、環境監視のためにCe:GPSシンチレーターとコンパクトな光電子増倍管(PMT)を使用したコンパクトなガンマ線スペクトロメータを開発した。分光計は、潮解性のないCe:GPSシンチレーターの高エネルギー分解能の性能を活用した。性能評価は、
Cs線源の測定と商用のNAI(TL)サーベイメーターとの比較を通じて評価された。汚染された環境における放射性セシウムの効果的かつ携帯用モニタリングのスペクトロメータの可能性が実証された。このポータブルで耐久性のあるスペクトロメータは、環境放射線監視とリモートセンシングテクノロジーのアプリケーションに有望である。
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
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。
and Pb
adsorption南川 卓也; 杉田 朝子; 深草 智穂子*; 山田 鉄兵*; 関根 由莉奈
Separation and Purification Technology, 378(3), p.134780_1 - 134780_9, 2025/12
毒性のある架橋剤や合成添加物を使わずに、弱アルカリ溶液(NaOH、KOH、LiOH、またはアンモニア)を用いた凍結誘起物理架橋によりスポンジ状のキトサンハイドロゲルを製造するための持続可能で化学薬品を使用しない戦略を報告する。得られた凍結架橋バイオマスベースのキトサンスポンジハイドロゲルは、相互に連結したマクロ細孔、高い透水性、優れた圧縮性、および機械的回復性を示した。これらの特徴により、有害重金属の優れた吸着が可能になり、従来のハイドロゲルをはるかに上回るCu
で146.7mg/g、Pb
で192.3mg/gの最大容量を達成した。特に、Cu
の吸着は目に見える色の変化と機械的強度の向上を引き起こし、これはキトサンのアミノ基/ヒドロキシル基と吸着イオンとの間の金属誘起二次架橋に起因する。Cu
の吸着はまた、キトサンの官能基との配位により、ハイドロゲルのヤング率の測定可能な増加をもたらした。この剛性の向上により、環境条件下での安定した再利用が可能になる。
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
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。
大塚 直彦*; Devi, V.*; 岩本 修
Applied Radiation and Isotopes, 225, p.111903_1 - 111903_18, 2025/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)We developed a set of EXFOR utility codes (ForEXy) to process the information of the experimental nuclear reaction data stored in the EXFOR library. We designed a new JSON format (J4) for the EXFOR library, and developed a code converting the information in an EXFOR file to a J4 file (X4TOJ4) and another code converting it to an EXFOR file (J4TOX4) as a core part of this new code package. We also developed some other codes for management of the EXFOR storage, bibliography and dictionary. As an application of the new code package, we constructed covariance matrices for the fast neutron induced fission cross sections of neptunium-237 in the EXFOR library by using the new codes, and applied them to evaluation of the cross section between 100 keV and 200 MeV.
小嵐 淳; 永野 博彦*; 中山 理智*; 安藤 麻里子; 永岡 美佳
Chemosphere, 389, p.144715_1 - 144715_11, 2025/11
放射性セシウム(
Cs)汚染は、特に森林生態系において長期的な課題となっている。土壌微生物が
Csの運命を左右する役割は未だ不明な点が多い。本研究では、有機層と鉱物土壌における微生物、有機物、粘土鉱物の相互作用に着目して、微生物による
Csの保持を評価した。その結果、微生物による
Cs循環によって有機層中に生物利用可能な
Csプールが維持されていることが示された。この微生物の関与は、有機層中の
Cs放射能濃度が低下するにつれて減少した。鉱物土壌では微生物による
Csの保持は最小限であり、粘土鉱物による固定化を間接的に促進する役割が示唆された。有機層における微生物による
Cs保持は、地域、森林の種類、沈着後の時間に関わらず、
Csの利用可能性によって制御されていることが明らかになった。これらの知見は、ヨーロッパと日本の森林における有機層における
Csの残留性の違いを統一的に説明する。
入澤 恵理子; 加藤 千明
Corrosion Science, 256, p.113173_1 - 113173_16, 2025/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)This study investigates the corrosion behavior of extra-high-purity Type 316 austenitic (316EHP) stainless steel with reduced impurity segregation at the grain boundaries in a liquid lead-bismuth eutectic (LBE) at 530
C to evaluate (1) the resistance of the steel to intergranular oxidation in the LBE with oxygen saturation and (2) its dissolution corrosion resistance at lower oxygen concentrations than the equilibrium oxygen potential of magnetite. Under oxygen saturation conditions in the LBE, 316EHP generated protective uniform oxide layers without severe intragranular oxidation. Compared with the case of the conventional 316L stainless steel, enhanced Cr diffusion along the grain boundaries in 316EHP considerably improved the intergranular-oxidation resistance of the steel. However, in the LBE with a low oxygen concentration, 316EHP exhibited high susceptibility to dissolution corrosion, thus undergoing a rapid intergranular attack particularly for short exposure durations, and island-like ferritic particles were formed for long exposure durations. Future studies should explore the optimal oxygen concentrations for oxide scale formation and the long-term corrosion behavior of the steel in dynamic LBE systems.
C-stainless steel composites using the improved MPS methodAhmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11
被引用回数:2 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.
松永 佳大*; 相澤 広記*; 浅森 浩一; 小川 大輝*; 宇津木 充*; 吉村 令慧*; 山崎 健一*; 内田 和也*; 松島 健*; 井上 智裕*; et al.
Tectonophysics, 915, p.230880_1 - 230880_11, 2025/11
We estimated the resistivity structure in the region of the 1997 Northwestern Kagoshima earthquake doublet (March 26, Mw6.1; May 13, Mw6.0) by dense magnetotelluric (MT) observations to investigate the influence of low-resistivity zones on the initiation and termination of large inland earthquake ruptures. In addition to MT data from previous studies, we acquired new broadband MT and telluric data at 42 sites. With a total of 86 sites in approximately 50 km
50 km area, we constructed a high-resolution resistivity structure through 3-D inversion. A comparison between the slip distribution and resistivity structure showed that the rupture of the mainshock in March initiated at the western edge of a low-resistivity zone, propagated westward (with a maximum slip of 0.8 m), and was ultimately arrested by another low-resistivity zone. Based on geological structures and
He/
He ratios in hot springs, we suggest that magma-derived fluids, located beneath a shallow, low-permeability smectite-rich zone and granodiorite, contributed to the initiation of the mainshock rupture. Another smectite-rich zone, along with underlying high pore pressure fluids, played a role in arresting the rupture. The rupture of the mainshock in May initiated at the edge of another low-resistivity zone and propagated in two directions (with a maximum slip of 0.4 m): one along the edge of the low-resistivity zone and the other toward the low-resistivity zone, before finally stopping within the low-resistivity zone. Our findings are consistent with those from the 2016 Kumamoto earthquake (M7.3), supporting the idea that resistivity structures can help assess the spatial potential of large inland earthquakes.
永井 佑哉; 木村 泰久; 武内 健太郎; 周治 愛之; 川崎 猛; 平野 耕司*; 冨山 昇*; 薄井 康弘*; 仁平 成一朗*; 篠崎 智弘*; et al.
JAEA-Technology 2025-003, 110 Pages, 2025/10
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止措置対象施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼炉、洗浄脱水槽、洗浄廃液槽とこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-4、計量タンクを包蔵するグローブボックスNo.W-5、凝集沈殿槽、スラリー受槽、中和タンク、受入タンクとこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-6-1、調整タンク、調整液撹拌機、吸着塔、払出しタンク、払出しタンク撹拌機、吸着塔とこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-6-2であり、令和2年3月から令和4年3月の約2年間をかけて解体撤去作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである。
浅森 浩一; 末岡 茂; 小松 哲也; 小形 学; 内田 真緒; 西山 成哲; 田中 桐葉; 小林 智晴; 三ツ口 丈裕; 村上 理; et al.
JAEA-Review 2025-035, 29 Pages, 2025/10
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和7年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
清水 亮; 田崎 真樹子; 木村 隆志; 堀 雅人
JAEA-Review 2025-030, 42 Pages, 2025/10
将来的に期待される非核化を、成功裏にまた効果的かつ効率的に導く方策を見いだすため、2018年度から2023年度まで「非核化達成のための要因分析と技術的プロセスに関する研究」を実施してきた。本報告書は、同研究の後半部分の非核化達成の技術プロセスの検討として、現実に対象国の非核化を実施する上で必要となる、核物質・核開発関連施設等の検証及び解体廃棄作業のプロセスについて技術的知見に基づき検討を行い、特に技術的な面から解説を行い取りまとめたものである。ただし、核兵器及びその製造施設については、十分な知見を有していないことから検討の対象外とした。このような成果は、今後の非核化プロセスに関する検討のベースとなるとともに、まだ非核化が達成されていない国の非核化をどのように導いていくかを考察する上で、一助となると思われ、今後の非核化作業の実施に資するものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 横浜国立大学*
JAEA-Review 2025-025, 90 Pages, 2025/10
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、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越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、障害物が多い環境での無線通信システム実現を目指し、基地局やセンサノード(SN)、位置特定アルゴリズム、電磁波遮蔽領域に対応する無線エリア形成手法を開発した。以下に主要な成果をまとめる。高機能アンテナを用いた方向探知性能評価として、3点法を活用した位置推定性能を定量評価した。また、センサ情報の復調システムを構築した。SNは、周波数走査型アナログ方式と周波数固定デジタル方式を開発し、通信可能距離が6
8m、無線充電では6mで1
2V充電を3
15分でできることを確認した。また、1,000Gyの放射線照射によるダイオード特性変化がないことを実験的に確認した。位置特定アルゴリズムの研究では、多重波電波トモグラフィーイメージング法を検討し、高分解能測定系を構築して実験室環境での有効性を確認した。原子炉建屋のCAD図面を用いたシミュレーションで必要なノード数や配置を検討した。電磁波遮蔽領域への対応では、パッチアレーアンテナと導波路アンテナを組み合わせた複合アンテナにより、SNとの通信距離を評価した。現状では通信可能距離が1.5m程度であることを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 工学院大学*
JAEA-Review 2025-013, 111 Pages, 2025/10
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、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越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立」の令和3年度から令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、少量燃料デブリの取り出し把握に必要な直接的なデータを世界で初めて取得して評価・検討を行うことを目的とする。SEM-EDS等やTEM-EDSでは、同位体識別やPu、Bの分析ができない。一方、ICP-MS等のバルク分析では微小視野での情報が欠落する。つまり、既存の方法では、燃焼率指標情報(
NdとUの組成比)、中性子毒物Gdや中性子吸収物質Bの存在比などの局所分析データを含めて燃料デブリ性状を把握するための分析手段がないことが大きな課題である。令和3年度は、JAEA大洗研究所へ導入した同位体マイクロイメージング装置について、高線量試料に対応した装置整備を主に進めた。令和4年度には、JAEA大洗研究所にある同位体マイクロイメージング装置の整備を行い、ウラン含有実粒子の分析に成功した。令和5年度は、工学院大学にあるプロトタイプ機を用いて、今後大洗研究所の装置に反映できるように、一連の分析ルーチンを自動化・遠隔化するための開発を完了した。JAEA大洗研究所では、手動操作を含むが、共鳴イオン化により実粒子からCsの各同位体を分析することに成功した。再委託先の名古屋大学においては、共鳴イオン化におけるイオンビームスパッタによる電子状態の差異を検討するために装置改良を行い、イオンビームによってスパッタされた中性粒子から共鳴イオン化の信号を取得することに成功した。連携先のJAEACLDASでは、重要核種であるNdやGdの最適なイオン化スキームについて実験的に調査し、提案されたイオン化スキームについて、工学院大学の同位体マイクロイメージング装置で同位体比やイオン化効率の検証を行った。