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永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2025-012, 43 Pages, 2026/01
JAEA-Research-2025-012.pdf:6.99MB
高レベル放射性廃液のガラス固化プロセス研究において、模擬廃棄物ガラスに内在した析出物をXRDで検出しているが、析出物の状態(微細、極微量)によってXRDパターンに析出物ピークが観察されない場合がある。本研究は、ガラス中の廃棄物成分の溶存状態をより詳細に把握するため、溶融条件や凝固条件を変えて作製した模擬廃棄物ガラスを対象に、ラマン分光測定等によりガラス構造を評価した。XRDパターンで析出物ピークが観察されなかった模擬廃棄物ガラスをラマン分光測定した結果、ガラス相内の微細な異物を検出できることが分かった。また、ガラス作製において、溶融状態のガラスを撹拌することや、溶融状態からの冷却速度を速くすることによって、ガラス相内の異物生成を抑制する可能性が高いことを確認した。ラマン分光計を用いて模擬廃棄物ガラスのSi-O架橋組織を評価した結果、異物が内在する部位と異物が存在しない部位でSi-O架橋組織に違いはなかった。このため、ラマン分光測定で検出された異物はCeO
やCaMoO
でなく、spinel等の化合物組成であると考えられる。高エネルギー加速器研究機構の放射光実験施設において、模擬廃棄物ガラス内部の状況をX線透過画像観察した結果、溶融状態のガラスを撹拌する操作は、ガラス相内に内在する気泡を低減する効果が認められた。また、ガラスに含まれるMo, Ce, SiのXAFS測定を行った結果、溶融状態での撹拌操作はガラスに含まれるMo, Ce, Siの化学状態に影響しないことを確認した。
米山 海; 二田 郁子; 田中 康之; 小高 典康; 菊池 里玖; 坂野 琢真; 古瀬 貴広; 佐藤 宗一; 三本木 満; 田中 康介
JAEA-Technology 2025-008, 44 Pages, 2025/12
JAEA-Technology-2025-008.pdf:4.3MB
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(1F)の廃炉に向け、原子炉建屋格納容器内部の調査が行われている。燃料デブリの取出しや建屋解体の作業を安全に進めるためには、汚染状況を把握し、作業の計画や作業者の被ばくを管理する必要がある。本件は、2号機原子炉格納容器貫通部X-6(X-6ペネ)内の堆積物について、含まれる元素、放射性核種濃度、核種組成を把握することを目的に分析を実施した。本分析の対象試料は、スミヤろ紙に付着したX-6ペネ内部の堆積物である。堆積物に含まれる
核種の把握、また、元素や元素の共存の様子を把握するため、非破壊分析として線スペクトル分析、蛍光X線(XRF)分析、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線(SEM-EDX)分析を実施した。さらに、堆積物に含まれる放射性核種やその組成を詳細に明らかにするために、堆積物を硝酸及びフッ化水素酸で溶解し、溶解液中の核種、Sr-90及び
核種の放射能分析を実施した。得られた結果を、2020年にX-6ペネ内の異なる場所で採取された堆積物の分析結果と比較した。非破壊での線スペクトル分析では、Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155及びAm-241が検出された。XRF分析では、格納容器内の構造物由来と考えられるFeが主要な元素として検出され、そのほか燃料や燃料被覆管に由来すると考えられる微量のU及びZrが検出された。SEMEDX分析の結果では、堆積物の主要な元素としてOとFeが検出されたことに加え、Uを含む粒子が観察され、UとともにFe、Si、Cr、Ni、Zrが検出された。これらの結果は2020年採取試料と同様の傾向であった。放射能分析では、非破壊測定で検出された核種(Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155)に加えて、Sr-90、Pu-238、Pu-239+240、Am-241、Cm-244、U-235、U-238の定量値を得た。これらの結果をもとに、1F事故に由来する汚染の主要な線放出核種であるCs-137を基準とした放射能比を算出した。さらに、U-238に対する放射能比についても算出し、ORIGENによる2号機の燃料組成の計算値と比較した。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*; 原井 康孝*; 佐々木 岳*; 新家谷 英之*; 山下 俊幸*; 米田 次郎*; 岡林 一木*; 坂本 裕之*; et al.
JAEA-Data/Code 2025-012, 151 Pages, 2025/12
JAEA-Data-Code-2025-012.pdf:9.69MB
福島第一原子力発電所事故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、原子炉のみならず廃止措置、廃棄物管理における水素安全評価・対策に適切に対応するための基盤技術の高度化を図ることを目的として、水素の発生から拡散、燃焼・爆発に至る挙動を予測する解析システムの開発を行った。本システムでは、汎用コード(FLUENT、AUTODYN)を活用し、そこに新規にモジュールやプリ/ポストプロセッサを組み込むことで、一般の実用に堪える解析システムを整備するとともに、より高い汎用性と低コストでの導入が可能なオープンソースコード(OpenFOAM)を活用したシステムの開発を並行して進め、原子力施設の水素防災計画に利用できる形での基盤技術の提供を目指している。これまで、PWR 原子力発電施設を対象に、実用的な観点から考慮すべき現象(火炎伝播加速現象の評価技術、格納容器規模の現象への適用性)に対処するためのシステムの拡充を行った。本報告書は、水素挙動統合解析システムの概要、取り扱い方法及び実機解析事例についてまとめたものである。
永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 柴田 大輔*; 朝倉 清高*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2025-009, 122 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-009.pdf:20.77MB
軟X線領域におけるXAFS測定はX線の透過率が低いため、試料表層の化学状態を評価することに適している。本研究は、アルミナ濃度を高めた原料ガラス組成から作製した模擬廃棄物ガラスの凝固した表層とガラス内部の差異を確認するため、ガラス構成元素であるホウ素(B)、酸素(O)、ナトリウム(Na)及びケイ素(Si)のK吸収端と、廃棄物成分のセリウム(Ce)のL
吸収端のXANESスペクトルを測定した。その結果、BのK吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層でのB-Oの4配位sp
構造(BO)の割合がガラス内部と比べて高くなる傾向を確認した。一方、OのK吸収端XANESスペクトルは、各ガラス試料とも測定部位によって差が認められたが、ガラス試料毎にその差の傾向が異なった。この理由として、アルミナ濃度を高めた原料ガラスは溶融状態の粘度が高いため、均一な組成の模擬廃棄物ガラスを作製できないと考えられる。また、Na及びSiのK吸収端スペクトルは、各ガラス試料とも凝固表層とガラス内部で違いはなかった。また、CeのL吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層のCe原子価がガラス内部と比較して酸化していることを確認した。
Chaerun, R. I.; 佐藤 淳也; 平木 義久; 吉田 幸彦; 佐藤 努*; 大杉 武史
Construction and Building Materials, 500, p.144270_1 - 144270_10, 2025/11
アルカリ活性化材料(AAMs)、特にメタカオリンを原料とするものは、その高密度な微細構造と化学的耐久性により、有害廃棄物の固定化に用いる持続可能なバインダーとして大きな注目を集めている。これらの非晶質アルミノケイ酸塩構造は、有害物質を効果的にカプセル化し、環境リスクを低減することができる。しかし、この非晶質ネットワークの安定性を維持することは容易ではなく、特にナトリウム(Na
))を多く含む前駆体を使用する場合、過剰なNaが結晶化を促進し、マトリックスの完全性を損なうことが知られている。本研究では、主にカリウム(K))で活性化されたメタカオリン系AAMsにおけるNa+濃度が構造安定性に与える影響を体系的に検討した。その目的は、非晶質構造を保持し化学的安定性を維持できるNa取り込みの閾値を明らかにすることである。透過型電子顕微鏡(TEM)、ラマン分光法、熱力学モデリングを用いて、さまざまなNa:Kモル比におけるK-AAMsの構造進化を解析した。その結果、Na:K比が高い場合には、ナノポアの形成やNaに富むゼオライト相の早期結晶化が生じ、マトリックスの安定性が低下することが明らかとなった。一方で、非晶質ネットワークを維持し、アルミノケイ酸塩骨格を保つ最適なNa:K比が特定された。これらの知見は、高耐久かつ先進的な廃棄物固定化技術に向けたK-AAMsの最適化に有用な指針を提供するものである。
舘 幸男; 青柳 和平; 尾崎 裕介; 早野 明; 大野 宏和; 武田 匡樹; 望月 陽人; 出井 俊太郎; 三中 淳平; 村上 裕晃; et al.
NEA/NE(2025)20 (Internet), 118 Pages, 2025/11
This interim report summarises the research activity which was carried out in the Phase 1 (February 2023 to March 2025) of the Horonobe International Project (HIP), which utilises an underground facility for the research and development of geological disposal at the town of Horonobe in Hokkaido. The aims of this project are to develop and demonstrate advanced technologies to be used in repository design, operation, closure, and a realistic safety assessment in deep geological disposal. In Task A (Solute transport experiment with model testing), the fracture distribution, transmissivity, and connectivity were evaluated prior to the in situ tracer test at a depth of 250 m. Then, two types of in situ tracer tests were successfully carried out and breakthrough curves using sorbing and non-sorbing tracers were successfully obtained. In Task B (Systematic integration of repository technology options), the distribution of fractures or faults, development of the excavation damaged zone, and water inflow from fracture during excavation were predicted prior to the excavation of the gallery at 500 m depth. In Task C (Full-scale engineered barrier system dismantling experiment), data acquisition of the full-scale engineered barrier system experiment performed at 350 m depth was continued. The research results in this interim report will contribute to the further development of preliminary safety assessments of the geological disposal project.
佐藤 優樹
倉田奨励金研究報告書(インターネット), 54, 3 Pages, 2025/10
福島第一原子力発電所の廃止措置において、作業員の被ばくを減らし、効果的な除染を行うためには、放射能汚染の正確な位置特定が重要である。本研究ではコンプトンカメラで取得した放射線源のイメージに逆推定技術を適用し、複数の放射線源の3次元的な位置と放射能レベルを特定する手法を提案した。複数の既知の放射線源のイメージを準備し、係数を乗じて足し合わせて未知の放射線源のイメージを再現することで、未知の放射能を推定するものである。
青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.
Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。
池之上 翼; 谷 享*; 川村 英之; 佐藤 雄飛*
Environmental Science & Technology, 7 Pages, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：61.992023年以降、福島第一原子力発電所(1F)事故由来のトリチウムを含むALPS処理水が海洋放出されている。福島沿岸で採取された海産物のモニタリングの結果はトリチウム濃度の増加はごくわずかであることが示した。しかし、このモニタリングには、データ公開の遅れやサンプル数の制限といった制約がある。したがって、海産物に高濃度のトリチウムが蓄積する可能性を正確に評価するためには、予測による推定が必要である。本研究では、数値シミュレーションを用いて福島沿岸におけるヒラメ中トリチウム濃度を推定した。この推定では、トリチウム水(HTO)の海洋拡散モデルと海洋生物へのトリチウム移行モデルを組み合わせた。ヒラメへのトリチウムの蓄積は、生物中に長期間留まるトリチウムの化学形態である有機結合型トリチウム(OBT)として評価された。まず、海洋拡散モデルの再現性を福島沿岸の実測データを用いて検証し、計算結果と実測データとがよく一致することを確認した。次に、1Fからのトリチウム放出量を仮想的に最大と設定した場合のヒラメ中OBT濃度を推定した。その結果、1Fから100km以内の距離の場所であっても、OBTの最大濃度は環境水中のトリチウムの自然レベルと同程度であることが示された。また、本研究で推定されたヒラメ中OBT濃度の最大値に基づくと、ヒラメの摂取による内部被ばく量は無視できるレベルであった。
佐藤 淳也; 高橋 裕太; 砂原 淳*; 齋藤 利充*; 吉田 幸彦; 曽根 智之; 大杉 武史
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.307 - 312, 2025/09
For low-level radioactive waste containing hazardous substances (mixed wastes) generated from uranium fuel processing plants, establishing appropriate solidification/stabilization methods is one of the key challenges for their safe and effective storage and disposal in Japan. This study investigated the solidification/stabilization methods of the mixed waste sludge containing hazardous substances of lead, cadmium and mercury by using various solidification materials. Additionally, the compressive strength of solidified products was investigated along with the leaching behavior of hazardous substances.
寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*
Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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.
竹内 祐太朗*; 佐藤 佑磨*; 山根 結太*; Yoon, J.-Y.*; 菅野 之矩*; 内村 友宏*; De Zoysa, K. V.*; Han, J.*; 金井 駿*; 家田 淳一; et al.
Science, 389(6762), p.830 - 834, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：80.70Electric current driving of antiferromagnetic states at radio or higher frequencies remains challenging to achieve. In this study, we report all-electrical, gigahertz-range coherent driving of chiral antiferromagnet manganese-tin (MnSn) nanodot samples. High coherence in multiple trials and threshold current insensitive to pulse width, in contrast to results observed with ferromagnets, were achieved in subnanosecond range, allowing 1000/1000 switching by 0.1-nanosecond pulses at zero field. These features are attributed to the inertial nature of antiferromagnetic excitations. Our study highlights the potential of antiferromagnetic spintronics to combine high speed and high efficiency in magnetic device operations.
青野 竜士; 後藤 勝則*; 木名瀬 暁理; 佐藤 義行; 原賀 智子; 伊勢田 浩克
JAEA-Data/Code 2025-006, 24 Pages, 2025/07
JAEA-Data-Code-2025-006.pdf:1.05MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した12核種(H、
C、
Co、
Sr、
Nb、
Cs、
Eu、
Eu、
Pu、
Pu、
Pu、
Am)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
伊藤 あゆみ*; 菅野 辰哉*; 岩間 崇之*; 植田 滋*; 佐藤 拓未; 永江 勇二
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111333_1 - 111333_14, 2025/07
福島第一原子力発電所2号機では、原子炉圧力容器の破損に寄与するメカニズムとして、主にFeとZrからなる金属プールの形成が提唱されている。本研究では、炉内劣化過程の後期に金属プールが形成された炉心劣化初期の材料相互作用に着目した。まず、Fe-87ZrとFe-15Zr(at%)の2種類の組成物を液相線温度1723Kまで加熱し、より低温のSS上に滴下し、反応生成物の金属組織を調べた。その後、1723Kから1873KのFe-87Zr融体を酸化SS上に滴下し、酸化膜が劣化に及ぼす影響を評価した。この研究により、すべての金属間化合物の液相線温度が2000K以下であることが確認され、金属破片が最近のシビアアクシデント解析で予測されている「金属プールの形成」の原因となりうることがわかった。
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, 1076, p.170368_1 - 170368_7, 2025/07
被引用回数：1 パーセンタイル：76.46(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。
sp. nov., a novel hydrogen-producing bacterium isolated from a deep diatomaceous shale formation上野 晃生*; 佐藤 聖*; 玉村 修司*; 村上 拓馬*; 猪股 英紀*; 玉澤 聡*; 天野 由記; 宮川 和也; 長沼 毅*; 五十嵐 敏文*
International Journal of Systematic and Evolutionary Microbiology, 75(6), p.006802_1 - 006802_11, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Microbiology)幌延深地層研究センターの地下施設内に掘削されたボーリング孔を用い、深度350mの新第三紀堆積層中の地下水から、グラム陰性、非運動性、桿菌株の偏性嫌気性細菌を単離した。これをZ1-71
株と呼ぶ。細胞は長さ2.7-4.8
m、幅0.4mであり、温度10-42
C、pH 6.0-9.0及びNaCl濃度0-3.0%(w/v)で生育が認められた。Z1-71株は、D-グルコースを基質として生育した場合、水素の生成が認められた。16S rRNA遺伝子配列の系統解析により、Z1-71株は
科の
属に分類されることが示された。系統学的および表現型の特徴に基づき、Z1-71株は属の新種細菌であると考えられ、 sp. nov.と命名する。Z1-71株を水素資化性メタン生成菌(
T10株)とグルコースを基質として30Cの嫌気環境下で4週間共培養した結果、各単離株のみでの培養では見られなかったメタンの生成が認められた。このことは、Z1-71株より生成したギ酸塩と水素がメタン生成菌により利用されることでメタンが生成したことを示していると考えられた。
町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 青木 勝敏*; 小松 一生*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 舟越 賢一*; 町田 真一*; 佐藤 豊人*; 折茂 慎一*
Physical Review B, 111(22), p.224413_1 - 224413_6, 2025/06
被引用回数：1 パーセンタイル：62.18(Materials Science, Multidisciplinary)Mn金属を高温高圧で水素化することにより形成される反強磁性Mn重水素化物、fcc-MnDxとhcp
-MnDxの結晶構造と磁気構造をin-situ中性子粉末回折により調べた。重水素原子はfcc及びhcp金属格子の八面体格子間を部分的に占有していた。N
el温度は-MnD
で543(10)Kであった。-MnD
では、飽和磁気モーメントは0.82(1)
、Nel温度は347(3)Kであった。-MnDと-MnDについて決定されたNel温度は、以前の研究で提案されたそれぞれのSlater-Pauling曲線によって予測されたものと一致した。更新されたNel温度は、電子バンド構造計算に基づくより正確なSlater-Pauling曲線の開発に示唆を与える。
Hartzell, S.*; Furutani, K. M.*; Parisi, A.*; 佐藤 達彦; 加瀬 優紀*; Deglow, C.*; Friedrich, T.*; Beltran, C. J.*
Radiation (Internet), 5(2), p.21_1 - 21_24, 2025/06
Microdosimetry is essential in particle therapy for understanding the biological effects of treatments by quantifying energy depositions within microscopic volumes. The calculation of the microdosimetric distributions can be carried out with physical models such as the Kiefer-Chatterjee (KC) track structure function and the Sato analytical microdosimetric function (AMF). Comprehensive comparisons across these physical models are lacking. The AMF is calculated for spherical domains, while the KC is traditionally calculated for a cylindrical domain. This study introduces a novel version of the KC function for spherical domains, allowing a direct comparison with AMF. The influence of each function on the calculation of the relative biological effectiveness (RBE) in carbon ion radiotherapy (CIRT) was evaluated.
佐藤 優樹
Radiation Protection Dosimetry, 201(7), p.490 - 500, 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.
安邊 啓明; 星 博幸*; 羽地 俊樹*; 佐藤 活志*; 仁木 創太*; 平田 岳史*; 岩野 英樹*; 檀原 徹*
地質学雑誌(インターネット), 131(1), p.59 - 70, 2025/04
紀伊半島南西部に分布する下部-中部中新統田辺層群の堆積時期制約のため、堆積岩8試料から分離した砕屑性ジルコンのU-Pb年代を測定した。測定した330粒子中221粒子からコンコーダントな年代値が得られた。最若粒子年代値は約19.4Maであり、田辺層群の堆積年代の上限はこれより若いと考えられる。浮遊性有孔虫化石が示唆する堆積時期(約16.3Ma以降)より若い粒子は含まれなかった。紀伊半島周辺では15Ma以降に噴出物を伴う火成活動が起こったが、中期中新世のジルコンが含まれなかったことは、現存する田辺層群が15Ma以前の堆積物であることを示唆する。また、15Ma以前には火成活動が低調であり、このために砕屑性ジルコンの最若年代値と浮遊性有孔虫化石の示唆する堆積時期が乖離した可能性がある。
