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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
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。
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
被引用回数：1 パーセンタイル：96.95(Nuclear Science & Technology)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 Cr
O
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%.
谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200
C and 1300C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200C, while discrepancies at 1300C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.
相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣
Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06
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~
S
cm
, 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.
福田 航大; 小原 徹*
Nuclear Technology, 212(6), p.1567 - 1578, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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.
バックエンド技術部
JAEA-Review 2026-008, 39 Pages, 2026/05
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2024年度の活動を報告するものである。所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発業務の概要をとりまとめた。2024年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約165m
、不燃性固体廃棄物が約185m、液体廃棄物が約232mであった。2024年度末の累積保管廃棄本数(200Lドラム缶換算)は前年度から937本増の119,601本となった。また、放射性廃棄物処理場の新規制基準対応を進めた。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟及びプルトニウム研究1棟において、機器の撤去等を実施した。また、技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けた廃棄物試料の放射能データの取得や環境省及び東海村の要請により福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業に取り組んだ。
Sr
MnO with weak magnetoresistanceSterling, T. C.*; Savici, A. T.*; 梶本 亮一; 池内 和彦*; Khan, N.*; Weber, F.*; Reznik, D.*
Communications Materials (Internet), 7, p.121_1 - 121_11, 2026/05
We investigated phonons and spin-phonon coupling in ferromagnetic colossal magnetoresistance (CMR) manganites LaSrMnO (
) that have a relatively small CMR associated with the melting of the magnetic order above room temperature. High-resolution neutron scattering experiments combined with density functional theory (DFT) show that the low-temperature ferromagnetic phase is conventional: neutron scattering intensities from phonons agree with DFT predictions, magnons follow sinusoidal dispersions, and no phonon-magnon hybridization occurs. Fluctuations of Mn moments and low-energy phonons involving Mn and La vibrations remain conventional in the high temperature paramagnetic phase, indicating that the Mn and La/Sr sublattices are not strongly perturbed by the melting of magnetic order. In sharp contrast, the Jahn-Teller active optical oxygen vibrations collapse entirely above the Curie temperature, in spite of the low CMR in these compositions, with at least part of the lost spectral weight reappearing as quasielastic scattering. We attribute this highly anomalous behavior to giant electron-phonon coupling (EPC) in the charge and/or orbital channel. It drives cooperative diffusive motion of quasistatic carrier-trapping oxygen sublattice distortions once ferromagnetism disappears. We hypothesize that the magnitude of magnetoresistance correlates with the rate of this diffusion rather than with the strength of Jahn-Teller EPC.
石 禎浩*; 上杉 智教*; 森 義治*; 西尾 勝久
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 29(5), p.050101_1 - 050101_14, 2026/05
In heavy-ion accelerators used for radioactive isotope production, the accelerated beam is typically directed onto a target and then discarded in a beam dump. To make more efficient use of the beam, recycling of the beam passed through the target is proposed in the framework of the so-called energy recovery internal target (ERIT). In the ERIT system, the target is irradiated by a circulating beam, while the energy lost in the target is recovered using rf cavities. So far, such a system has been realized only for proton beams. Here, an ERIT system for heavy-ion beams is demonstrated for the first time. A major challenge is the circulation of ions with multiple atomic charge states. After passing through the target, ions rapidly reach an equilibrated charge-state distribution, independent of the initial charge state. This stochastic charge-state conversion (SCSC) leads to rapid beam-emittance growth. To mitigate this effect, we develop a method to match the closed orbits and betatron functions of different charge states at the target location, based on a scaling fixed-field alternating-gradient (FFA) lattice. We present the design of such an FFA ring and show, through 6D beam-tracking simulations, that the transverse emittance growth induced by SCSC can be significantly reduced over a practical number of turns, whereas longitudinal emittance growth remains significant and is discussed separately.
高橋 直生*; 坂巻 竜也*; 服部 高典; 舟越 賢一*; 有馬 寛*; 佐野 亜沙美; 阿部 淳*; 鈴木 昭夫*
Scientific Reports (Internet), 16, p.14162_1 - 14162_13, 2026/05
液状鉄中の水素含有量を測定するため、その場での高圧・高温中性子回折およびイメージング実験を行った。その結果、3.4GPa、1400Kの条件下で液状鉄には0.17(3)wt.%のHが含まれていることが確認され、これはコア形成過程において、液状鉄がマグマオーシャン内で水素化されることを示唆している。マグマオーシャンの底部に存在する液体鉄の水素含有量について、外核と内核にはそれぞれ0.60-0.72wt.%および0.30-0.44wt.%の水素が含まれていると推定された。これは、マグマオーシャン中の水素質量のそれぞれ70-85倍および1.9-2.7倍に相当する。このことは、外核の密度不足の半分以上を水素が占めている可能性を示唆している。水素に富んだ初期大気と平衡状態にあるマグマオーシャンについて、本研究の結果は、液状鉄が大量の水素をコアへ輸送する上で極めて重要な役割を果たしていることを示している。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Multidisciplinary)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.
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, 41(4), p.1324 - 1335, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00This 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.
能田 洋平*; 熊田 高之; 他7名*
Journal of Applied Crystallography, 59(2), p.492 - 512, 2026/04
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.
O solution熊谷 友多; 日下 良二; 高野 公秀; 渡邉 雅之
Journal of Nuclear Materials, 625, p.156553_1 - 156553_7, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00U-Zr酸化物固溶体は、重大な原子炉事故時に形成される燃料デブリ中に一般的に含まれる相である。本研究では、放射線分解により生成する主要な酸化剤である過酸化水素に対するU-Zr酸化物固溶体の耐性を研究した。過酸化水素との繰り返し接触により、ウランの溶解は初期に進行するが次第に抑制され、ジルコニウムの溶解はより緩やかに進行した。ラマン分光およびX線回折により、表面の化学変化は限定的であり、ウラニル過酸化物の生成もわずかであった。表面に酸化還元活性サイトが存在するとした反応速度論モデルにより実験結果を再現した。解析の結果は反応活性サイトの表面密度は低いことを示唆した。これらの結果は、U-Zr酸化物固溶体の高い耐久性が保護被膜の形成によるものではなく、表面の酸化還元反応性の低さ自体に起因することを示唆する。
Zn
北澤 崇文; 志村 恭通*; 鬼丸 孝博*; 土田 駿*; 久保 勝規; 芳賀 芳範; 酒井 宏典; 常盤 欣文; 神戸 振作; 徳永 陽
Physical Review Research (Internet), 8(2), p.023009_1 - 023009_14, 2026/04
We investigated electron-nuclear spin entanglement in the paramagnetic ground state of the Ho-based cubic compound HoCoZn. From analyses of magnetization and specific heat data, we determined the cubic crystalline electric field (CEF) parameters, the magnetic exchange constant, and the hyperfine coupling constant between the 4
magnetic moment and the 
Ho nuclear spin. Our results show that the 
CEF ground state is split by the hyperfine coupling, with an energy width of 1.3~K at 0~T, and that the true paramagnetic ground state is a quasi-sextet arising primarily from entanglement between the -electron effective spin 
and the Ho nuclear spin 
. We further demonstrate that, depending on the CEF parameters, the paramagnetic ground state can switch to an electron-nuclear coupled dectet. These findings underscore the importance of accurately identifying the electron-nuclear level scheme for understanding the low-temperature properties of rare-earth compounds containing spin-active nuclei.
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
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.
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, 10(8), p.e01889_1 - e01889_12, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00Fabrication 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. M
ssbauer 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.
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。
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。
広田 憲亮
JAEA-Review 2025-054, 132 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-054.pdf:14.65MB
近年、カーボンニュートラル実現のため、各国で原子力発電所の運転延長や新設が議論されている。日本では、2011年3月11日の東京電力福島第一原子力発電所事故後、新規制基準を満たした軽水炉のみが再稼働を果たしているが、想定以上に審査に時間を要している。特に再稼働した軽水炉の多くは加圧水型軽水炉(PWR)であり、福島第一原子力発電所の炉型である沸騰水型軽水炉(BWR)の再稼働は遅れている。ところで、原子力発電所での応力腐食割れ(SCC)は、これら原子力発電所の安全性を脅かす問題であり、材料や環境条件によってその影響が異なる。特に、SUS304やSUS316等のステンレス鋼は酸化皮膜や残留応力の存在により、クラックが発生しやすい。これまでの対策として、材料組成の改良や圧縮残留応力を付与するレーザピーニング等が試みられてきたが、高温環境下で長期間圧縮残留応力を保持していられるか否かはいまだ不透明である。そこで、本研究では、SCC抑制の新たなアプローチとして、結晶粒微細化加工技術に注目し、ステンレス鋼の結晶粒微細化を可能とする創製プロセスを確立した。次に、この創製されたステンレス鋼を用いて、原子炉運転環境下でのSCCによるクラック発生に及ぼす結晶粒微細化の影響を系統的に分析し、SCC発生抑制効果について、そのメカニズムを調査した。さらに、実用的な観点で、表層部のみに結晶粒微細化プロセスを適用する方法を提案し、そのSCC抑制効果を評価した。これらの結果は、原子力発電所の長期運転時のSCC抑制に大きく貢献するとともに、シュラウド構造部材の長寿命化に重要な役割を果たす技術であると期待される。
星野 雅人; 佐々木 仁史; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*
JAEA-Review 2025-047, 122 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-047.pdf:3.75MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2024年4月から2025年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,830人)について統計分析の結果を報告する。
