Real-time inversion of radioactive source distribution using air dose rate measurements via least absolute shrinkage and selection operator method

Shi, W.*; 町田 昌彦; 岡本 孝司*; Luo, X.*; Feng, W.*; Liu, X.*

Reliability Engineering & System Safety, 272, Part1, p.112538_1 - 112538_18, 2026/08

http://doi.org/10.1016/j.ress.2026.112538

深刻な原子力事故時における緊急対応の信頼性は、放射性線源分布をリアルタイムで確実に監視できるかどうかに大きく依存する。しかし、この安全機能は、監視の死角を生じさせる物理的制約や動的な放出を追跡するには静的手法が不十分であるという問題によって大きく制約されている。本研究では、線源推定の信頼性およびロバスト性を向上させるため、時間正則化を導入したLASSO回帰に基づく動的再構成フレームワークを提案する。具体的には、スライディングウィンドウ型の時間ペナルティ機構を導入し、時間ステップ間の線源変化に対してノルム制約を課すことで、物理的連続性を確保する。また、放射線遮蔽や時間的に変動する強度によるバイアスを補正するため、寄与行列および測定ベクトルを正規化した。検証には、内部遮蔽を有する二室モデルを用い、PHITS(モンテカルロシミュレーション)を用いて実施した結果、遠隔測定データから動的線源を高精度に再構成できることが示された。時間正則化は、空間エイリアシングを抑制し、状況認識能力を向上させる。スライディングウィンドウ幅(正則化なし)の場合、ホットスポット位置は大きく変動し、平均絶対誤差の変動量は約であった。一方、では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は程度まで低減した。比較解析の結果、精度と計算コストのバランスの観点からが最適であることが示された。本研究は、困難な条件下においても線源位置および強度を高精度で追跡可能とする、動的ハザード評価のためのより信頼性の高い手法を提示するものである。提案手法は、原子力施設における緊急時管理のレジリエンスと安全性を向上させる意思決定支援ツールとしての活用が期待される。

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112114

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by CrO formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in -Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 0.9 wt%.

Implementation of a new function for handling nuclear data of outgoing particles and residual excitation states in PHITS

古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1086, p.171320_1 - 171320_8, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.nima.2026.171320

物質に対する中性子照射から荷電粒子が放出される反応において、放出粒子と特定の励起状態にある残留核を同時に扱う核データライブラリを組み込むための新機能を、モンテカルロシミュレーションコードである 粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに実装した。本機能により、残留核の生成および脱励起ガンマ線の放出を考慮しつつ、各事象における全エネルギーおよび運動量保存を満たした上で、核データライブラリに基づく放出粒子のエネルギースペクトルおよび角度分布の高精度な予測が可能となる。この機能を用いることで、検出器応答や材料中の放射線損傷の高精度シミュレーションが実施できる。

競技を通じた人材育成の10年

伊藤 倫太郎

エネルギーレビュー, 46(6), p.9 - 12, 2026/05

廃炉創造ロボコンは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業の将来を担う人材の育成および廃炉技術への興味喚起のために、全国の高等専門学校の学生を対象として実施しているロボット競技会である。本稿では、廃炉創造ロボコンにおける10年間の軌跡を紹介する。

Construction of a Compton camera-equipped robotic system capable of moving autonomously towards the radiation source

佐藤 優樹; 角藤 壮*; 田中 孝幸*; 嶋野 寛之*

European Physical Journal; Special Topics, 235(4), p.949 - 958, 2026/04

https://doi.org/10.1140/epjs/s11734-025-01483-5

In decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, understanding the distribution of radioactive substances is crucial to developing detailed decontamination plans and minimizing worker exposure. In this study, an autonomous mobile radiation source detection system based on a mecanum wheel robot equipped with a Compton camera was constructed. The Compton camera visualizes the radiation source, and software embedded in the robot system reads the results to recognize the radiation source and move the robot toward it. If the robot's depth camera detects an obstacle while moving, it changes direction, visualizes the radiation source again using the Compton camera, and repeats moving the robot toward the radiation source. Furthermore, two demonstration tests were conducted in the laboratory using a Cs radiation source to confirm that the robot can reach it where there are obstacles or a narrow region. We have also summarized issues that must be identified to apply this system to actual decommissioning sites.

Spin-contrast-variation small-angle neutron scattering study of fully and partially swollen silica-filled rubber

能田 洋平*; 熊田 高之; 他7名*

Journal of Applied Crystallography, 59(2), p.492 - 512, 2026/04

https://doi.org/10.1107/s1600576726000361

We elucidated the polymer adsorption layer structure in filler-rubber systems by using spin-contrast-variation small-angle neutron scattering on partially and fully swollen filler rubber samples with and without a silane coupling agent. The difference in polymer volume fraction between the polymer adsorption layer and the outside matrix was very small in less swollen states but significant in the fully swollen state.

Numerical analysis of A and A value ratios for off-site transportation of small-amount of fuel debris retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*

Radioisotopes, 75(S-01), p.S-001_1 - S-001_5, 2026/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.S-001

In the Unit 2 of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), trial retrievals of fuel debris with small-amount is underway. The retrieved fuel debris will be transported out of 1F site to Institutes in Ibaraki prefecture for analysis. The analyzed results will be utilized as feedback for the improvement of the processes (retrieval, transportation and storage) in the fuel debris management, and also for the development of technologies necessary in the future. The weight of fuel debris in the first trial retrieval was about 0.7 g. After several retrieval trials planned, the scale of retrieval will be expanded step by step in the future. In the retrieval, a rational transportation container should be considered beforehand, following the laws and regulations associated with the off-site transportation. The transportation container should be chosen based on radioactivity limit A or A value ratios: hazardous dose exposure will be prevented in case of container failure with the A value (considering the external exposure) and the A value (considering both the external and internal exposures). We estimated the radioactivity of the retrieved fuel debris using the results of the detailed nuclide inventory calculation. With a numerical analysis of the A and A value ratios, we confirmed the applicability of the Type A transport container for the retrieved small-amount fuel debris.

令和6年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.

JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB

2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。

令和6年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

内部被ばく線量評価のためのバイオアッセイ分析法の開発; 2021年度(共同研究)

永岡 美佳; 前原 勇志; 大野 雅子*; 二瓶 英和*; 平尾 萌; 藤田 博喜

JAEA-Research 2026-001, 115 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2026-001.pdf:6.32MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所放射線管理部では、2021年度に東京電力ホールディングス株式会社とバイオアッセイ分析法の開発に係る共同研究を行った。本報告書では、尿試料を対象とした線核種及び純線核種の系統分析法に関する検討結果を取りまとめた。具体的には、固相抽出樹脂を複数利用した系統分析法の核種分離性能及び放射能測定用試料作製方法についてトレーサー試験による検証を行い、さらに、線核種分析における不確かさ及び検出限界放射能の算出方法について整理を行った。