Performance of UAV-based airborne gamma-ray spectrometry for wide-area radiation monitoring of contaminated sites

Ji, Y.-Y.*; Joung, S.*; Ji, W.*; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚

Journal of Radiological Protection, 45(4), p.042501_1 - 042501_11, 2025/12

https://dx.doi.org/10.1088/1361-6498/ae0cd4

本研究では、LaBr(Ce)検出器を用いた韓国原子力研究院の無人航空機搭載型ガンマ線スペクトロメトリーシステムの開発と実地検証について報告する。FDNPP付近における日本原子力研究開発機構との共同調査では、高度に基づく減衰補正を適用後、信頼性の高い線量率推定が得られたが、傾斜地では差異が生じた。緊急対応用途における精度向上のため、地形データの組み込みが推奨される。

ロシアの核エネルギー民生利用方法に関する分析研究

川崎 信史

JAEA-Review 2025-043, 74 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-043.pdf:2.45MB

ロシアは、民生分野における核エネルギー利用において、世界の最先端を行く先進国であるが、その内情の把握は、種々の理由により難しいものとなっている。そこで、ロシアの核エネルギー利用、核燃料供給、燃料製造能力、再処理・燃料サイクルの考え方について、その意図と成果に関する歴史的な整理を行い、そこから得られる知見を抽出した。また、本知見から見えてくる戦略を、「開発・実証の戦略的多様性と連続性」及び「技術活用・展開方法の多様性」として整理し、日本にとっての示唆も含めて以下のように考察した。ロシアの核エネルギー政策は、多様な原子炉型式と燃料サイクル技術を戦略的に活用し、国内外での原子力発電の拡大を目指すものである。現在、軽水炉(VVERシリーズ)を中心に、原子力発電は国内の電力発電量の約20%を占めており、2045年までにこれを25%に引き上げる計画が進められている。ロシアでは、大型炉から中型・小型モジュール炉まで、さまざまなタイプの原子炉の建設が進められており、高速炉技術の開発や、使用済み燃料の再処理・リサイクルにも注力している。国際的には、VVER-1200などの原子炉を複数の国で建設中であり、高速炉分野では中国との協力も深まっている。特筆すべき点は、ロシアが原子炉の導入から燃料の供給、再処理、廃棄物管理、さらには放射性同位体(RI)の提供に至るまで、これらすべてを一体的、あるいは部分的に選択可能な技術サービスとして、国際的に提供している点である。単なる製品の輸出や技術の供与にとどまらず、相手国の状況やニーズに応じた柔軟な対応を通じて、持続的な関係の構築と信頼の醸成を図っている。このような国際展開を可能にするために、ロシア国内では将来的に海外での展開が見込まれる分野において先行的に技術開発を進め、対象となる技術やサービスを選定し、計画的に展開を図っている。このような「技術の多様性」と「戦略の一体性」を兼ね備えた柔軟な展開は、さまざまな地政学的背景を持つ国々との協力を可能にしており、日本にとっても、単に技術を輸出するのではなく、燃料サイクル全体を見据えた包括的な国際協力のあり方や、高速炉やRI供給などを組み合わせた多角的なアプローチとして参考になる。

汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発(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; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-021, 63 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-021.pdf:5.71MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発」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、「汚染可視化ハンドフットモニタ」及び「・汚染可視化クロスモニタ」の装置開発を目標としている。線シンチレータ材料として、令和4年度に引き続きAD法によるZnS(Ag)厚膜作製及び希土類錯体について検討した。AD法による厚膜作製においては、ZnS(Ag)単独粉末及びZnS(Ag)/アルミナ混合粉末によるAD成膜体について、シンチレーション特性評価を実施した。その結果、線に対する発光量は令和4年度から向上した。また、希土類錯体をポリスチレンに分散させた膜を用いて、市販プラスチックシンチレータ(サンゴバン製、BC400)よりも最大で12.5倍大きいシンチレーション強度を得た。線撮像技術の開発においては、新規シンチレータの評価を重点的に行った。AD法によるZnS膜については5分測定で、希土類錯体については1分測定で線の分布を確認できた。ホスウィッチ用シンチレータの開発では、La-GPS多結晶体薄板の製造工程における、成形用金型、焼結条件、切断工程、アニール条件、研削/研磨工程を最適化し、50mm角のLa-GPS多結晶薄板をほぼルーチンに製造する工程を確立した。また、線検出用材料として、十分な性能を発揮できることを確認した。・汚染可視化クロスモニタの開発では、現場での使い勝手も含めた改善点を抽出・改良型の装置に反映した。さらに、試作したクロスモニタの基本性能を評価し、線エネルギーと位置分布情報を得た。ホスウィッチ検出器の評価試験では、検出器出力波形の全積分と部分積分から、線と線を明確に弁別することに成功した。

Heat transfer coefficient modeling for downward saturated boiling flows in vertical pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 249, p.127219_1 - 127219_16, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.127219

Two saturated boiling heat transfer correlations for downward flows in vertical circular pipes depending on wall superheat or wall heat flux as input parameters were developed based on a heat transfer experimental database. Owing to the absence of heat transfer correlations specifically developed for downward flows, existing heat transfer correlations for different flow directions were evaluated to determine their applicability to predicting the downward flow heat transfer coefficient. The results revealed that even the most accurate correlation showed a mean absolute percentage error (MAPE) of 66.5%, highlighting the need for improving predictive performance. In response, the downward flow heat transfer correlation was modeled by integrating a nucleate boiling heat transfer term and a forced convection heat transfer term. The Dong-Hibiki correlation, a two-component, two-phase heat transfer correlation for downward flows, was adopted for the forced convection heat transfer term. The Forster-Zuber correlation, developed as a wall superheat function, and the Cooper correlation, developed as a wall heat flux function, were used for the nucleate boiling term to develop the heat transfer correlations where either wall superheat or wall heat flux is known. Notably, the Dong-Hibiki correlation has been validated over a wide range of experimental conditions. A correction factor was applied to the nucleate boiling term to address errors caused by applying Foster-Zuber and Cooper correlations to downward flows. The two developed correlations achieved an MAPE value of approximately 20%, representing an improvement of roughly 40% over existing correlations of heat transfer coefficients.

High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the -Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(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; 東京大学*

JAEA-Review 2025-014, 86 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-014.pdf:9.38MB

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・基盤的研究およ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3年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和3年度から令和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、未知環境での衝突対応のための機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーでペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応するためのマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和5年度は、マニピュレータのナビゲーションアルゴリズムの開発とマニピュレータの制御性能の評価実験ならびに現場の使用シーンを想定した実証実験に取り組んだ。令和4年度の成果等に基づき、CVT-VIAの構築検討を行い、機械式インピーダンスアクチュエータに反映した。また、駆動のためのモデル構築や制御アルゴリズムの設計構築および評価手法の検討を行った。マニピュレータの制御性能の評価を行った。また、シミュレーションモデルとの比較を適宜進めた。また、模擬環境としてJAEA楢葉遠隔技術開発センター等を活用し、実証実験を行った。英国チームや外部アドバイザとの隔週ミーティングなど密な連携のもと、研究を推進した。年度末には、共同ワークショップや東京大学とミュンヘン工科大学(TUM)主催の国際ワークショップにて、プロジェクト紹介の口頭発表を行った。

Large magnetic Bragg peak enhancement by ultrasound injection on FeTiO

社本 真一; Shin, K.*; 赤津 光洋*; 今井 正樹; 植田 大地*; 横尾 哲也*; 根本 祐一*; Hassan, A. M. A.*; Chang, L.-J.*; 家田 淳一; et al.

Applied Physics Letters, 127(13), p.132403_1 - 132403_5, 2025/09

https://doi.org/10.1063/5.0273424

FeTiO is an ilumenite antiferromagnetic insulator with Fe. Two-dimensional ferromagnetic honeycomb layers are antifferomagnetically stacked along the -axis. The magnetic Bragg peak intensity is enhanced by ultrasound injection up to 300 % on the FeTiO crystal at low temperatures. The large enhancement is attributed to the large spin-lattice coupling of Fe in FeTiO. The enhancement is lost above 35 K, suggesting that the energy splitting of the Fe levels by the spin-orbit coupling is about 35 K. This finding opens a possibility for high efficiency acoustic spin pumping.

Effect of liquid film thickness and flow velocity on the cathodic reaction of carbon steel under liquid film flow conditions

大谷 恭平; 五十嵐 誉廣

Journal of the Electrochemical Society, 172(9), p.091503_1 - 091503_8, 2025/09

https://doi.org/10.1149/1945-7111/ae02c8

This study investigates how liquid film thickness and flow velocity influence the cathodic reaction rate of carbon steel under flowing liquid film conditions, with relevance to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. A custom-built flow system was developed to independently control both film thickness and velocity. Electrochemical tests were conducted using carbon steel and pure silver electrodes to assess the impact of oxygen transport. Results showed that the cathodic limiting current density increased as flow velocity increased and film thickness decreased. However, for carbon steel, the experimental values deviated from theoretical predictions due to the formation of corrosion products on the electrode surface, which hinder oxygen transport. This suppressed the expected increase in current density at higher flow velocities. In contrast, pure silver, which does not form corrosion products, showed experimental values in good agreement with theory.

タンク型ナトリウム冷却高速炉の一次冷却系統内非凝縮性ガス移行挙動評価手法の整備; コールドプレナム領域自由液面部からの気泡離脱挙動の予備評価

松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 中峯 由彰*; 今井 康友*; 田中 正暁

日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09

ナトリウム冷却高速炉の設計において、カバーガスの巻込みや溶解によって一次冷却系統内に混入した非凝縮性ガスの挙動の評価が重要となる。本研究では、分散相モデルを適用した三次元CFD解析によって、タンク型炉コールドプレナム領域内における気泡の移行の軌跡を評価した。コールドプレナム内に流入する気泡の半径をパラメータとした感度解析の結果、自由液面部からの気泡離脱率は、気泡の半径が増大するにつれて増加し、気泡半径が大きくなると漸近的に増加する傾向を示すことがわかった。

Analysis of uranium, plutonium and fission product nuclides in process solution during flush-out for decommissioning of reprocessing plant

山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09

https://dx.doi.org/10.15669/pnst.8.387

東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。