衛星通信を用いた航空機モニタリングデータのリアルタイム解析手法の構築と実装(受託研究)

普天間 章; 工藤 保; 高橋 史明

JAEA-Research 2026-002, 51 Pages, 2026/07

JAEA-Research-2026-002.pdf:3.35MB

原子力災害時の緊急時航空機モニタリングでは、広域の空間線量率分布を迅速に把握し、関係機関で共有することが求められる。日本原子力研究開発機構では、原子力規制庁からの受託事業として、航空機から送信される線計数率及び位置情報を地上で把握するためのリアルタイムデータ転送システムの開発及び改良を進めてきた。一方、従来のシステムは、測定データの位置情報及び計数率の表示を主目的としており、受信データを空間線量率へ換算し、分布図として逐次更新するリアルタイム解析機能は実装されていなかった。本研究では、衛星通信により約30秒間隔で逐次取得される航空機モニタリングデータを対象として、地表面から1m高さの空間線量率への換算、測線データの自動抽出及び空間線量率分布のマッピングを一連の処理として実行するリアルタイム解析手法を構築し、既存システムへ実装した。空間線量率換算では、速報性を確保するため、既往の航空機モニタリングデータに基づき、宇宙線成分及び空気中放射性核種成分の補正をリアルタイム処理に適用可能な形に整理した。また、従来は地理情報ソフトウェア上での目視確認に依存していた測線データ選別について、航空機の飛行挙動に基づく機械学習モデルを導入し、航空機の飛行挙動のみから測線データを自動抽出する手法を構築した。さらに、約30秒間隔で取得されるデータに対応するため、内挿補間(IDW)の条件及びマッピング方法を設定し、リアルタイム表示に適した空間線量率分布図の作成方法を整備した。既存解析結果との比較及び動作確認の結果、構築した手法は空間線量率分布の主要な傾向を再現し、速報的な状況把握に有効であることを確認した。また、今回対象としたデータ量に対しては、データ受信後数秒程度で空間線量率分布図を作成し配信できることを確認した。以上により、衛星通信データを用いた航空機モニタリングにおいて、従来は事後解析に依存していた空間線量率分布図の作成をリアルタイム化するための技術的基盤を整備した。

Fission mode identification in the Hg region; Derivative analysis approach

Kattikat Melcom, D. T.*; Tsekhanovich, I.*; Guezet, F.*; Andreyev, A. N.*; 西尾 勝久

Physical Review C, 114(1), p.014627_1 - 014627_8, 2026/07

https://doi.org/10.1103/qx28-3tkb

Existence of several fission modes (paths) comes from the nuclear structure of fissiong system, and it has been discussed from the measurement of fission-fragment mass (FFMD) and total kinetic energy (TKE) distributions. For some cases, especially fission from highly excited states, the obtained FFMDs are in general structureless, which makes the identification of fission modes ambiguous and analysis dependent. It has been thus desired to develop a robust analysis approach aiming at identification of a number of major fission modes in FFMDs. For this purpose, we propose a method to calculate the second derivative of FFMD. Number of detected minima on the second derivative curve is relevant to the number of fission modes and thus determines the structure of the fit function to be used for the FFMD and TKE data description. This approach was adopted to the high-energy fission of Hg, populated by the Ar+Sm fusion reaction at the JAEA tandem facility. Compared to the previous analysis assuming only single asymmetric fission mode, the current approach shows also the signature of symmetric fission mode.

Potential and solution conductivity inside stainless steel crevices in a very dilute bulk solution

相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣

Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2026.113812

This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential () and solution conductivity () were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (), an initial decrease in increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (), thereby promoting an increase in due to chloride accumulation. At later stages, increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing to peak and subsequently decrease. Larger ratios resulted in lower and higher . For the largest condition investigated (~mm, m), and reached 0.218~V and 195.3~Scm, respectively, after ~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding . These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.

Transient behavior of a boiling water reactor-type offshore floating nuclear power plant during platform motion

福田 航大; 小原 徹*

Nuclear Technology, 212(6), p.1567 - 1578, 2026/06

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2502266

Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.

Automated flow electrolysis coupled with solid-phase extraction and ICP-MS/MS for rapid determination of neptunium-237

柳澤 華代; 松枝 誠; 岡 壽崇; 北辻 章浩

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 335(3), p.2091 - 2100, 2026/03

https://doi.org/10.1007/s10967-025-10607-z

Conventional methods for determining neptunium-237 are labor-intensive and time-consuming, involving manual valence adjustments followed by chemical separation. These procedures are typically performed in open systems, which increases the risks of contamination, sample loss, and radiation exposure to workers. We developed a fully automated, semi-closed system that integrates flow electrolysis with solid-phase extraction and inductively coupled plasma-tandem mass spectrometry (ICP-MS/MS) to address these limitations. The system achieved a detection limit of 3.6 mBq/L (approximately 0.14 ng/L) with a 1 mL sample injection and a total analysis time of 25 min, enabling high-throughput analysis. Recovery tests using steel waste samples showed good agreement with the spiked values.

Experimental analysis of non-condensable gas and steam distribution due to condensation in the CIGMA facility simulating the reactor building

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Technology, 9 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1016/j.net.2026.104219

This study experimentally investigates non-condensable gas transport induced by steam condensation using the CIGMA facility, simulating reactor building conditions of Fukushima Daiichi Unit 3 during a severe accident. Steam and helium, used as a hydrogen surrogate, were continuously injected into the CIGMA's vessel equipped with partition plates representing the hierarchical structure of the reactor building. Parametric experiments were conducted by varying flow path ratio, steam-to-helium mass ratio, and cooling conditions. The results show that steam condensation is the dominant mechanism controlling non-condensable gas accumulation by increasing the relative concentration of helium. The highest helium concentrations generally occur below the injection point rather than at the injection elevation, indicating downward transport followed by condensation-driven accumulation. Shapiro ternary diagram analysis indicates that condensation-driven changes in gas composition lead to prolonged residence within flammability and detonation regions. These findings highlight the critical role of condensation in hydrogen distribution and provide experimental insight relevant to hydrogen risk assessment and mitigation in reactor buildings during severe accidents.

簡易粘弾性評価モデルを用いた炉内黒鉛構造物の応力挙動の解析的検討

西條 友章; 島崎 洋祐; 石原 正博

JAEA-Technology 2025-010, 126 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-010.pdf:12.52MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の運転中には、黒鉛構造物に熱応力が発生する。また、黒鉛材料は中性子照射により収縮挙動を示すとともに、クリープ現象が発生するため、原子炉停止時には黒鉛構造物に残留応力が発生する。そこで、HTTR炉心黒鉛構造物の設計においては、有限要素法応力解析コード「VIENUS」を用いた黒鉛構造物の応力解析を行ってきた。HTTRの黒鉛構造物は配置場所によって照射される温度域が400Cから1200Cと大きく異なるため、材料物性値や照射収縮などの照射挙動も黒鉛構造物ごとに異なる。一方、VIENUSコードは熱流動・熱伝導解析結果を解析条件として入力し応力を評価する解析コードであるため、温度条件や材料物性値をパラメータとした検討には向かない。そこで、本報告書ではVIENUSコードよりもパラメータスタディを効率的に実施できる2本のはり要素からなる簡易粘弾性評価モデルを用いて、400Cから1200Cの温度域にある黒鉛構造物の照射挙動が応力挙動に与える影響を解析し、運転時応力は黒鉛構造物の照射収縮の影響により、照射温度800Cを境に2つの異なる挙動を示すことを明らかにした。また、原子炉停止時の残留応力は熱応力に漸近するため、照射収縮が大きくなった場合でも過度に大きくならないことがわかった。さらに、簡易粘弾性評価モデルとVIENUSの応力解析結果を比較した結果、応力挙動の傾向が一致し、簡易粘弾性評価モデルは応力挙動の把握に有用であることが明らかとなった。

幌延深地層研究センターの深度500mの調査坑道を対象とした掘削損傷領域の事前予測

青柳 和平; 田村 友識; 尾崎 裕介; 石井 英一; 本島 貴之*; 菅原 健太郎*

第51回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(インターネット), p.119 - 124, 2025/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、処分場設計や施工時の坑道や処分孔の掘削可否の判断根拠として、坑道掘削時に生じる掘削損傷領域(EDZ)の発達状況を把握することが重要である。本研究では、幌延深地層研究センターで現在掘削中の深度500mの双設坑道を対象として、三次元で掘削の進捗を再現した水理・力学連成解析によりEDZの発達と吹付けコンクリートに作用する応力や坑道の変位を予測した。結果として、EDZは坑道側壁面において約1.52.0mの範囲で発達すると予測した。また、吹付けコンクリートに作用する応力は、設計規準強度より計算される終局限界よりも小さく、変位も小さいことから、支保の安定性も見込めることを予測した。

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 Accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570371

In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.

Actinide separation by column method using polyvinylpolypyrrolidone

和田 一真*; 風間 裕行*; 阿部 千景*; 大西 貴士; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 前田 宏治; 出光 一哉*; 鈴木 達也*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 334(11), p.8961 - 8968, 2025/11

https://doi.org/10.1007/s10967-025-10539-8

市販のポリビニルポリピロリドン(PVPP)を質量分析の前処理として用いてアクチニドの分離を検討した。アクチニドとしては、ウラン、トリウム及びプルトニウムを用いた。硝酸中での吸着試験を行い、An(IV)とAn(VI)の吸着データを得た。また、PVPPを用いたカラム分離法により、An(III)/An(IV)/An(VI)の相互分離に成功した。さらに、炭酸イオンの導入により、U(VI)の溶出効率が向上した。本法は、アクチニドの質量分析のための相互分離法として応用できる可能性がある。