遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発(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 2025-028, 66 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-028.pdf:3.59MB

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(1F)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、「遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発」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、1F廃炉事業で強いニーズのある遮蔽不要な中性子計測システムのプロトタイプを開発する。本システムは、ダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性シリコン集積回路から構成され、部品レベルでは積算線量でそれぞれ10MGy以上、4MGy以上の耐放射線性を有し、1.5kGy/hの線線量率環境下で安定動作した実績を持つ。将来的な用途として、デブリ調査用中性子検出器、臨界近接監視モニタ、圧力容器内ドライチューブ調査用中性子検出器等への適用が想定される。本開発では、5mm角相当のダイヤモンド検出素子100枚規模からなるプロトタイプを開発し、システム構築技術の獲得とシステム性能を評価する。併せて未臨界度評価手法の開発も進める。これによりシステム開発までを完了し、メーカーとの連携による実機開発、1F廃炉事業への投入につなげる。令和5年度は、合成装置の電源改修や2cm角以上の合成範囲での検出器グレードのダイヤモンド単結晶合成条件を探索し、中性子・荷電粒子コンバータの合成条件を探索した。積層型ダイヤモンド検出素子の開発では、メタン濃度(CH/H)、酸素濃度(O/C)が積層型構造のp-層中の不純物濃度や表面形態に与える影響を調べ、さらに中性子検出素子用信号処理集積回路では、特性ばらつきを評価し、キャリブレーション手法を検討した。また、臨界近接監視法の開発では、1Fにおける燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための方法論の検討を進め、線照射試験では、照射場の整備を進めた。中性子感度測定試験では、必要な照射設備や照射方法等について参画機関と協議し、試験環境の整備を進めた。

Complete genome sequences of isolated from the radioactive element-containing water in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

土津田 雄馬; 谷口 愛樹*; 後藤 恭宏*; 林 哲也*; 黒川 顕*; 藁科 友朗*; 金井 昭夫*; 北垣 徹

Microbiology Resource Announcements (Internet), p.e00769-25_1 - e00769-25_3, 2025/08

https://doi.org/10.1128/mra.00769-25

福島第一原子力発電所2号機内滞留水から分離された黄色のコロニーを形成する4つの細菌株をと同定した。本研究では、ショートリードおよびロングリードのシーケンシング技術を組み合わせてアセンブルした、これらの菌株の全ゲノム配列を報告する。

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。

Experiments on central reaction rate ratios and fission distributions in the FCA-XXII-1 assembly simulating highly enriched MOX-fueled tight lattice LWR cores

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2405668

A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.

加速器駆動システムの通常運転時の燃焼反応度測定精度に関する検討

方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*

JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05

JAEA-Research-2024-019.pdf:1.03MB

マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。

1次元熱計算コードGENGTCの計算手法の改良

冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 飛田 正浩*; 竹本 紀之

JAEA-Testing 2024-008, 38 Pages, 2025/03

JAEA-Testing-2024-008.pdf:2.37MB

材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では燃料試料及び材料試料を照射するため、キャプセルに試料を装荷して照射試験を行ってきた。照射試験では、多種多様な照射試料を目標とする温度で照射するため、キャプセルの熱計算が重要である。令和3年3月にJMTRは廃止措置計画が認可され、環境技術開発部では現在、JMTRの代替としての海外の試験研究炉を用いた照射試験を実施している。海外の試験研究炉を用いた照射試験に向けてキャプセルの設計・検討に必要な熱計算を行う際、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCを用いている。GENGTCはこれまでパソコン性能の向上に伴って改良・拡張が繰り返されてきたが、従来のGENGTCを用いたプログラムには機能の一部に不良事象箇所が確認されていた。そこで、その原因を究明してプログラムを修正するとともに、FORTRAN77言語のプログラムからExcelのマクロ計算機能を使用したVisual Basic言語のプログラムに変更した。また、当該コードをさらに利用しやすくするためのプログラムの整備を行った。本稿はそれらの改良箇所について報告を行うものである。

令和5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 2024-017, 208 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-017.pdf:27.32MB

東京電力(株)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5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。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。モニタリング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、スコアの年次変化について分析した。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ついて解析評価した。令和5年度までに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。階層ベイズ統計手法を用いて、令和5年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、空間線量率統合マップを作成した。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。これらの他、令和5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測定データのCSV化を実施した。

鉄水素化物の中性子回折の10年

青木 勝敏*; 町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 服部 高典

高圧力の科学と技術, 35(1), p.4 - 11, 2025/03

https://doi.org/10.4131/jshpreview.35.4

鉄は水素と反応して、高温高圧下で体心立方、面心立方、六方最密充填、二重六方最密充填構造の固溶体を形成する。中性子回折は、金属格子中に溶解した水素原子の占有位置と占有率を決定するための最も強力なツールである。水素の占有位置や占有率を含む構造パラメータは、中性子回折データのリートベルト解析によって精密化される。本原稿では、10年以上にわたって蓄積してきた鉄水素化物のリートベルト精密化に関するノウハウを紹介する。

Mobile radiation measurement system by multiple small gamma-ray detectors for radioisotope detection and identification supporting responders in the field of nuclear detection and nuclear security

木村 祥紀; 山口 知輝

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.60 - 66, 2025/03

https://doi.org/10.15669/pnst.7.60

Rapid and precise detection or identification of artificial radioisotopes is one of the challenging issues in the field of nuclear detection and nuclear security. Although many handheld instruments capable of automated radioisotope detection and identification using small gamma-ray detectors have been recently employed in the field of nuclear security, the performance of such instruments is suffered from the limitation on cost of their detectors in many cases due to limited efficiency or limited energy resolution of the small size detectors. In this paper, a mobile radiation measurement system using multiple small gamma-ray detectors for radioisotope detection and identification has been proposed. The performance of the proposed mobile system for radioisotope identification has been tested for measured gamma-ray spectra of artificial radioisotopes and nuclear materials by CZT detector and CsI(Tl) detector. By analyzing the combined spectrum to be output by the proposed system, significant improvements in the minimum detection time for peaks from radioisotopes and lower detection limits for nuclear materials have been confirmed, comparing to the spectra measured by individual detectors. The authors have also discussed the optimization of detector combinations in terms of detector cost and improvement of sensitivity performance by performing simulations for several types of gamma-ray detectors.

Directional vector-based quick evaluation method for protective plate effects in X-ray fluoroscopy (DQPEX)

檜作 響子*; 藤淵 俊王*; Han, D.*; 荒川 弘之*; 古田 琢哉

Radiological Physics and Technology, 18(1), p.196 - 208, 2025/03

https://doi.org/10.1007/s12194-024-00873-z

X線透視業務に携わる医療従事者の放射線防護対策一つとして放射線防護板の使用があり、効率的な防護板による遮蔽を検討するためのシミュレーションツールの開発が求められている。モンテカルロシミュレーションはX線とX線室内に存在する様々な物質との相互作用を非常に精度良く計算できる一方で、計算時間がかかり過ぎるという欠点があるため、放射線防護板の影響を短時間で見積もる目的に、事前計算された方向ベクトルを用いて短時間に線量分布を計算する簡易線量分布計算法を新たに開発した。まず、放射線防護板が存在しない状態でのX線室内の線量分布をモンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いて計算し、X線室内をグリッドに分割した線量分布と各位置における方向ベクトル分布を取得する。開発した簡易線量分布計算法では、グリッド位置における線量はその位置での方向ベクトルの指し示す方向からの放射線により全て付与されるものと仮定し、方向ベクトルを逆方向にトレースした方向に放射線防護板が存在する場合には、そのグリッド位置での線量値は防護板による遮蔽効果を受けるものとして線量分布を計算する。この手法を用いることで、効率的な防護板の配置を検討する上で十分な精度を保ちつつ、PHITSで全計算を実行するのに比べて、計算時間を1/6000に短縮することに成功した。