令和6年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2025-013, 206 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-013.pdf:34.64MB

東京電力株式会社福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和6年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。山間部モニタリングへの無人航空機の適用可能性を確認するため、山間部における無人航空機の基礎性能試験を実施した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。令和6年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを階層ベイズ統計手法を用いて統合し、福島第一原発から80km圏内及び福島県内の空間線量率統合マップを作成した。令和6年度測定結果のWEBサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析を実施した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。令和6年度調査や原子力規制庁等で実施した環境モニタリングの測定データの一部をCSV等の形式で保存した。モニタリング地点の重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、過去からのスコアの変化要因について考察しモニタリング地点の重点化及び最適化のための基礎評価を実施した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動に着目して解析評価した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。

Improved prediction of the mass splitting for -wave baryons

Su, N.*; Chen, H.-X.*; Gubler, P.; 保坂 淳

Physical Review D, 113(1), p.016005_1 - 016005_7, 2026/01

https://doi.org/10.1103/nrl4-2yst

Using the QCD sum rule method, we investigate the mass splitting for the spin-orbit partner states of the baryon assuming that it is a -wave excitation with . This study is an extension of a previous work, in which the masses of these states were estimated with uncertainties too large to extract the reliable mass splitting. In the present study, by directly formulating a sum rule for the mass splitting, we obtain an improved prediction, MeV. This result provides a more quantitative insight into the spectrum of -wave baryons and serves as a useful reference for future experiments.

2D iron oxide at the graphene/SiC(0001) interface

榊原 涼太郎*; 寺澤 知潮; 河内 泰三*; 福谷 克之; 伊藤 孝寛*; 乗松 航*

Small Methods, 12 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1002/smtd.202501889

Fabrication of two-dimensional (2D) transition metal oxides has gained considerable attention due to their unique crystal structures and physical properties distinct from their bulk counterparts. Intercalation of foreign elements into the graphene/SiC(0001) interface is a possible approach for achieving this, as it enables the confinement and arrangement of atoms within the 2D interface. However, while various 2D metals and their compounds have been synthesized at the graphene/SiC interface, the fabrication of 2D transition metal compounds remains challenging. This difficulty arises from the high reactivity of transition metals such as Fe, Co, and Ni, which readily form carbides and silicides with the host material. In this work, the successful fabrication of a uniform 2D iron oxide at the graphene/SiC interface is demonstrated through the simultaneous intercalation of Fe and O. Direct observation using atomic-resolution electron microscopy revealed that the crystalline 2D iron oxide is encapsulated by graphene and forms a sharp interface with the SiC substrate. Mssbauer spectroscopy measurements suggest that the 2D iron oxide exhibits a magnetic ordering at low temperatures. These findings suggest another strategy for synthesizing 2D transition metal oxides, opening new avenues for the advancement of 2D magnetic materials.

Assessment of caesium-137 detections at CTBTO radionuclide monitoring stations in East Asia and their relationship to Asian dust dispersion

古野 朗子; 大森 隆太*; 舘岡 永憲*; 皆川 友哉*; 栗原 寿幸; 山本 洋一; 冨田 豊

Pure and Applied Geophysics, 182(12), p.5175 - 5188, 2025/12

https://doi.org/10.1007/s00024-024-03620-y

包括的核実験禁止条約(CTBT)沖縄核種監視所(JPP37)は、沖縄本島中部の東シナ海に面した丘の上にあり、島内には原子力施設はないが、時折Cs-137が検出される。本研究では、JPP37におけるCs-137の検出に焦点を当て、近隣の観測点における同時検出の比率や、東アジア内陸部から飛来する黄砂との関係を調べた。解析対象であるJPP37における2020年から2023年までのCs-137検出は春に高頻度であった。東アジアのCTBT放射性核種観測点9カ所のうち、北京、蘭州、モンゴルのウランバートルの検出値も春に高かった。このことから、東アジアにおける黄砂の検出との高い関連性が示唆された。そこで、日本のいずれかの地点で黄砂が観測された場合に、近隣の包括的核実験禁止条約準備機関(CTBTO)の国際監視システム(IMS)9地点でCs-137の検出を確認した。また、高崎、北京、蘭州、ウランバートルで高い検出率を示した。このことから、日本周辺の東アジア地域のIMS粒子状放射性核種観測点で主に春に観測されたCs-137は、黄砂により運搬されるグローバルフォールアウトの影響を拾っている可能性が高いと推察される。さらに、日本近海に飛来する黄砂について予備的な放出源推定解析を行った。大気拡散シミュレーションでは、Cs-137が黄砂の放出源である砂漠から放出されたと仮定して、近傍のIMS粒子状核種観測点でCs-137が検出されたことを説明した。

高バックグラウンド放射線環境における配管内探査技術の開発(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; 福井大学*

JAEA-Review 2025-036, 88 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-036.pdf:6.36MB

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(以下、「東京電力」という。)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、「高バックグラウンド放射線環境における配管内探査技術の開発」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。本研究は、東京電力へのヒアリングで配管内部観察について示された、(1)水素含有量、(2)析出物の存在、(3) 線/線の放出核種の有無の3つのニーズに対応する技術を総合的に開発することを目的に、下記の2つの研究を実施している。まず、既存の非破壊検査装置の小型化と非破壊で配管内部をイメージング可能な専用の放射線検出器の開発により、レーザ等を用いた非破壊検査により配管内の情報を取得すること及び配管内の核種の有無や配管等の内部状況を明らかにすることを目的とする。また、高線量率環境下における核種の可視化、核種の弁別判定を行う装置を開発するとともに配管内の内容物を調査する技術を開発する。開発した技術の展開は、東京電力、民間企業によって実用化されることを見込む。

Microscopic insights into the mechanical behavior of a Ni-Co-based superalloy through neutron diffraction

Liu, Y.*; Yan, Z.*; Gao, Y.*; Li, Y.*; Gan, B.*; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎; Li, S.*; Wang, Y.-D.*

Microstructures (Internet), 5(4), p.2025096_1 - 2025096_15, 2025/10

https://doi.org/10.20517/microstructures.2025.28

The micromechanical behaviors and dislocation evolution in a polycrystalline Ni-Co-based superalloy were systematically investigated by neutron diffraction tensile testing combined with line profile analysis. The results reveal the sequential activation of ' shearing and Orowan looping mechanisms, with interphase load partitioning governed by strain-dependent interactions of dislocation and precipitate. During the initial plastic deformation, the and ' phases undergo co-deformation through dislocation shearing without load transfer, while the Orowan looping facilitates the load transfer from to ' phase at a higher strain level. Furthermore, the low stacking fault energy leads to a rising fraction of screw dislocations by suppressing cross-slip. Crucially, the pinning effect of ' precipitates hinders the rearrangement of these dislocations into low-energy structures, resulting in the formation of high-energy, weakly screened dislocation configurations. These findings provide new evidence for the planar slip dominance in Ni-Co-based superalloys, enabling quantitative assessment of microstructural evolution and micromechanical responses.

Measurement of radionuclide production probabilities in negative muon nuclear capture and validation of Monte Carlo simulation model

山口 雄司; 新倉 潤*; 水野 るり恵*; 反保 元伸*; 原田 正英; 河村 成肇*; 梅垣 いづみ*; 竹下 聡史*; 羽賀 勝洋

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 567, p.165801_1 - 165801_11, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2025.165801

試料放射化計算コードの開発の一環として、新規実験データを取得してモンテカルロシミュレーションモデルを検証するために、負ミュオン原子核捕獲における放射性核種生成確率を測定した。Al、Si、Co、Ta標的を用いて放射化法により取得した確率は、既存の実験データでは困難な物理過程に対するモデルの検証を可能にするものである。測定した確率と計算データとを比較することで、計算が放射化見積もりにおいておよそ安全側にあることがわかった。一方で、核異性体の生成過程や多数の中性子放出及び陽子が関与する粒子放出に起因する放射性核種の生成過程の記述を改良する必要があることもわかった。これらの成果は、シミュレーションモデル改良の手がかりとなる。

Upper limit for the Cm(Ti,xn)Og reaction cross section

Gall, B. J.-P.*; 浅井 雅人; 伊藤 由太; 豊嶋 厚史*; 他30名*

Journal of the Physical Society of Japan, 94(9), p.094201_1 - 094201_9, 2025/09

https://doi.org/10.7566/JPSJ.94.094201

TiビームをCm標的に照射してOg同位体を探索する実験を理化学研究所の仁科加速器科学研究センターにて実施した。準弾性後方散乱の励起関数から導出した準弾性散乱障壁分布より最適ビームエネルギーを決定した。実験の結果、Og同位体の崩壊は見つからず、1事象検出断面積として0.27pb、1信頼度の断面積上限値として0.50pbの値を見積もることができた。

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Single duct bowing benchmark

大釜 和也; 堂田 哲広; 太田 宏一*; Wozniak, N.*; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 尾形 孝成*; Shemon, E.*; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.160 - 164, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.160

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。

HTTRを用いた安全性実証試験の完遂; 炉心流量喪失試験(出力100%(30MW)で炉心冷却を停止)

長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.

JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07

JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB

高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。