HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2024年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2025-053, 86 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2025-053.pdf:3.06MB

本報告書は、2024年度のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転・保守管理状況、HTTRを用いた研究開発等についてまとめたものである。HTTRは熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉の試験研究炉である。高温ガス炉は固有安全性に優れ、発電のみならず水素製造等の多様な産業利用が可能な原子炉として、将来の脱炭素社会に対応した次世代原子炉の候補として挙げられている。HTTRは2004年に熱出力30MWにおける原子炉出口冷却材温度950Cを到達して以来、安全性実証試験、長期連続運転等の高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を重ね、長年に及ぶ高温ガス炉の運転・保守に係る経験を有している。2024年度は、HTTRに接続を計画している熱利用施設(水素製造施設)での設備機器異常による熱負荷変動を模擬した熱負荷変動試験と高温ガス炉の1次冷却設備二重管破断事故を想定し、配管内に沈着している放射性ヨウ素量を把握するための放射性ヨウ素定量評価試験を実施した。また、高温ガス炉による水素製造技術実証のため、原子力規制委員会に対しHTTRに水素製造施設を接続するための原子炉設置変更許可申請を実施した。

Ambient dose rate variation in the Fukushima region visualized using explainable AI techniques

吉田 竜*; 操上 広志; 長尾 郁弥; 高橋 成雄*; 眞田 幸尚

Journal of Environmental Radioactivity, 293, p.107900_1 - 10790_13, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2026.107900

Following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident in 2011, ambient dose rates in the surrounding region have gradually declined due to radioactive decay and decontamination efforts. However, spatial variations in dose rate reduction remain insufficiently understood, particularly in forested areas where contamination persists. This study investigates long-term trends in ambient dose rate changes using explainable AI techniques. A 12-year integrated dose rate map, combining fixed-point, walk, carborne, and airborne survey data, was used to analyze temporal and spatial patterns. We developed a predictive model using Light Gradient Boosting Machine (LightGBM) to estimate dose rate reduction ratios based on geographic and environmental features. SHapley Additive Explanations (SHAP) were applied to quantify the contribution of each variable and enhance model interpretability. Our findings revealed that land use significantly influences dose rate reduction, with urban and agricultural areas showing faster declines due to infrastructure and human activity including decontamination works, while forests exhibit slower reductions. Notably, topographical features such as elevation and slope affect dose rate trends in undisturbed forests, with valleys and depressions showing stagnation. This study provided the first visual validation of area-wide decontamination effects and demonstrates the utility of explainable AI in environmental radiation analysis. The proposed approach offers a robust framework for geospatial interpretation and supports future policymaking for regional recovery and forest utilization.

Feasibility study of machine learning-based discrimination of , and particles from grayscale radiation images

Laffolley, H.; 坪田 陽一; 辻 智也; 本田 文弥

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1082(Part 2), p.171029_1 - 171029_11, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.nima.2025.171029

日本原子力研究開発機構(JAEA)は福島第一原子力発電所の廃炉作業において、多種多様な放射性試料を分析している。本研究は、多種多様な試料の特性評価プロセスの簡素化と省力化に資する多目的な分析ツールを開発することである。ハイブリッド半導体ピクセル放射線検出器であるMiniPIX TPX Standard検出器を基に、分析装置の開発を開始した。この検出器は、電離放射線の相互作用に基づくグレースケール画像を得ることができ、ピクセルの輝度はエネルギーに対応している。最終的な目標は、、、放射線を区別し、高度に汚染されたサンプルに対して簡便な線スペクトロメトリを含む2次元放射能マップを高速に生成する装置を構築することである。放射線と半導体との相互作用によって生成されたクラスタの形状は、その線種に応じた特徴的な形状となる。放射線画像のクラスタに対し、9つの特徴量に基づき、8つの教師あり機械学習モデルで学習と比較を行った。訓練データセットとしては線(Am)、線(Sr)、線(Co及びCs)に対応する画像を用いた。最良のモデルは約80%の精度で粒子を識別でき、低エネルギー線のみの露光の場合には96%の精度に達し、1画像フレームあたり数マイクロ秒の処理時間で動作する。粒子の識別は100%の精度であった。

簡易非破壊測定に向けた革新的なn・シンチレーション検出システムの開発(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2025-046, 70 Pages, 2026/01

JAEA-Review-2025-046.pdf:5.46MB

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(1F)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5年度に採択された研究課題のうち、「簡易非破壊測定に向けた革新的なn・シンチレーション検出システムの開発」の令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。令和5年度に1Fでは、原子炉格納容器(PCV)からの燃料デブリの取り出しが予定され、さらに、将来的には段階的な取り出し規模の拡大が検討されている。本研究では、標的試料取り出し時のスクリーニングならびに連続監視に資する、革新的なシンチレーション放射線検出システムを開発する。また、1Fをはじめとした原子力施設廃止措置の炉内調査に資する遠隔測定システムを実用化する。より具体的には、(1)革新的な中性子・線核種弁別シンチレータの研究(東北大学)、(2)センサーならびに信号処理システムの小型化(東京大学)、(3)多様な放射線場構築と特性評価(産業技術総合研究所)、(4)簡易非破壊測定システムの開発とホットセル内実証試験(原子力機構)の各要素技術に対し、垂直統合的に研究を展開することでPCV内や各受け入れセル内において、10Gy/hを超える環境下で線、中性子線を弁別し、それぞれの線量率と核種同定を同時に行う検出器の開発に向け、令和5年度に計画した各研究項目に関する研究開発を実施した。

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.

Image quality improvement for Fukushima Daiichi remote operations using denoising prior to super resolution

谷藤 祐太; 今渕 貴志; 川端 邦明

Proceedings of the 31st International Symposium on Artificial Life and Robotics (AROB 31st 2026), p.1011 - 1016, 2026/01

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業では、濁りや浮遊物、レンズの汚染、放射線起因ノイズなどにより劣化したロボットカメラ映像を用いて作業を行う必要があり、クリーンな参照画像は得られない。本研究では、Noise2Noise(N2N)によるノイズ除去とFSRCNNによる超解像を組み合わせた軽量な画像復元パイプラインを検討した。その結果、N2N→FSRCNNの構成が、NIQEおよびPIQEによる画質評価指標および主観評価の両面において、ノイズや不自然なテクスチャを抑制しつつ視認性を安定的に向上させることを確認した。

Measurement of uranium and fission products in a spent fuel sample using fiber-optic laser-induced breakdown spectroscopy

Batsaikhan, M.; 大場 弘則*; 狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 若井田 育夫*; 岩田 圭弘; 坂本 寛*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 21 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1039/D5JA00451A

This study presents the development and application of a fiber optic laser-induced breakdown spectroscopy system designed for remote, in situ analysis of nuclear fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The system was deployed for the first time in a hot cell under high radiation to analyse an actual Boiling Water Reactors spent fuel sample as an exemplar of FDNPS fuel debris. The system successfully identified the main fuel components along with several long lived fission products and related markers such as Sr, Cs, Mo, Ba, and Rb. The emission intensity of the Ba, Rb, and Cs near the periphery region was slightly higher than at the center of the fuel. This indicates a higher concentration of these elements in that area.

燃料デブリ除去に向けた様々な特性をもつメタカオリンベースのジオポリマーの設計と特性評価(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-041, 79 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-041.pdf:9.8MB

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5年度に採択された「燃料デブリ除去に向けた様々な特性をもつメタカオリンベースのジオポリマーの設計と特性評価」の令和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、燃料デブリや汚染水処理に伴う放射性廃棄物を安定化・固化するために、高い流動性と閉じ込め性能を持ち、かつホウ素の添加による中性子吸収能を兼ね備えたメタカオリンベースのジオポリマーのポテンシャルを実証し、仕様とレシピを確立する。令和5年度は、ホウ素の有無を伴う特性の異なるメタカオリンジオポリマーの設計および評価、メタカオリンベースのジオポリマーと水酸化鉄(III)コロイドの相互作用、ジオポリマーのキャラクタリゼーションと模擬廃棄物固化体の特性評価を中心に研究を進め、各目標を達成した。ソブエクレー社の異なる種類のメタカオリン原料を用いて調査を実施し、反応性に関連する粒度および焼成温度の異なる試料がメタカオリンの溶解度に与える影響を明らかにした。これらの試料が、作製したジオポリマーの流動性および硬化性にも顕著な影響を及ぼすことを確認し、さらにホウ素添加によるアルカリ溶液の特性変化や硬化時間の延長効果を確認した。また、コロイドとの相互作用においては、ジオポリマー固化体中でのコロイドの閉じ込めと寸法変化を評価し、体積変化を自動記録できる装置を設計・適用することで膨張が抑制される条件を明らかにして、模擬廃棄物の固化体を作製し、硬化過程での粘度変化、硬化時間および硬化中の温度変化を測定した。また、圧縮強度測定および照射施設を用いた線照射試験を行い、水素発生量の測定を通じて、固化体の物性に関する重要な基礎データを取得した。研究推進においては、北海道大学、JAEA、ソブエクレー社、シェフィールド大学との連携を強化し、定期的な会議やデータ共有を行い、令和6年度以降の計画を具体化するとともに人材育成プログラムも開始した。

PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 千葉大学*

JAEA-Review 2025-038, 84 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-038.pdf:6.08MB

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5年度に採択された研究課題のうち、「PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発」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。本研究は、ライダーをはじめとする遠隔光計測システムにより漏洩箇所の位置を特定するとともに、その位置における漏洩の可視化手法を開発することを目的としている。ライダーは視線方向に距離分解することができ、建屋内での壁面・配管とその周囲の気相分子(窒素N、水蒸気HOなど)及び浮遊粒子(エアロゾル)からの信号を分離して観測することができる。また、レーザー光と高感度画像センサーを組み合わせたフラッシュライダー並びに光波の干渉を利用した高感度のシアログラフィーによって、漏洩箇所の画像化・可視化を図り、漏洩量の推定を目指す。これら複数の手法の比較を通じて、漏洩箇所を特定する際の位置分解能と可視化可能な漏洩量の検出下限を明らかにする。

ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2025-034, 83 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-034.pdf:6.9MB

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(1F)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5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」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。本研究は、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという、1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因の調査・検証では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、高温時の溶融実験でのデータ取得方法を検討し、溶解現象の有無を判断する解析フレームワークの構築及び剛体バネモデル解析において、加熱による体積変化を組み込む数値解析手法の構築を実施した。また、(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムとして、実際のペデスタル部の温度・注水履歴の整理を実施し、実験時のコンクリートの曝露条件の決定及び材料選定や膨張量の測定手法の確立を行った。さらに、高温加熱後の水分供給による膨張現象の既往知見を整理した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故時の1号機PCVコンクリートの熱条件を評価するための伝熱予備解析を実施した。また、(2)コンクリート破損に関わる特殊な外部環境要因に対する要素挙動試験と総合試験として、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験の予備試験と金属デブリとコンクリートの反応挙動に関する反応予備試験を実施した。さらに、ウラン酸化物の酸素量に着眼した試験に供するウラン含有亜酸化物を作製した。本研究では、これらの調査・検証により1F1号機固有のコンクリート損傷の発生メカニズムに関わる総合的な知見を蓄積した。