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6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 2026-017, 78 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-017.pdf:5.67MB

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、令和元年度から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、さまざま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6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、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。あわせて未臨界度評価手法の開発を進める。令和6年度は、北海道大学では自立膜型ダイヤモンド検出素子の量産技術の確立が進んだ。産業技術総合研究所(AIST)ではCVD法による検出器用積層膜の成膜条件の探索が進んだ。高エネルギー加速器研究機構(KEK)では改良したASICの動作確認ができ、配線用印刷装置を使用して検出素子を信号処理回路基板に実装し、中性子の計測試験を行った。名古屋大学を中心に進めている臨界近接監視手法の開発は基本的検討が進み、近畿大学原子炉(UTR-KINKI)でのダイヤモンド中性子計測システムの評価試験を計画している。九州大学、原子力機構に関しても線照射場、熱中性子等方場でのダイヤモンド中性子計測システムの評価が予定通り進んだ。

保障措置におけるIAEAランダム査察資料作成ソフトの開発

柴田 晃; 菅谷 直人; 西村 嵐; 綿引 俊介

JAEA-Technology 2026-014, 36 Pages, 2026/08

JAEA-Technology-2026-014.pdf:1.23MB

令和7年度第6回保障措置委員会においてIAEAのランダム査察用資料の不備が審議され再発防止のため査察が実施される施設(JOYO、DCA、FMF、JMTR)に対して水平展開が行われた。材料試験炉JMTRにおいて実施されるIAEAランダム査察は当日朝の2時間前通告により実施されるため始業直後の限られた時間内で正確な査察用資料を作成する必要がある。JMTRの当該査察においては、原子炉出口温度、入口温度及び主ポンプ出力のグラフが提出すべき資料の一つとされている。従来は原子炉の情報収集システム(Centum)より情報記録システム(Argus)に記録されたデータを取得して作成していたが、Argusシステムが不調により使用不能となった。令和7年7月18日のランダム査察では、Centumから手動でExcelに1時間1点のデータを転記することでグラフを作成した。この方法ではデータが粗く、また、時間が掛かる上に資料に誤りが生じる可能性もある。そこで、迅速かつ確実に作成できるよう、資料作成用ソフトの開発を行った。また、Centumから原子炉データの取得を容易にするデータ取り出し用ソフトも併せて開発した。

耐放射線性を有するレーザスキャナとAI・画像処理による3Dモデリング法の開発(委託研究); 令和6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; 大阪大学*

JAEA-Review 2026-009, 81 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-009.pdf:5.42MB

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、英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業を実施している。本事業は、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。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「耐放射線性を有するレーザスキャナとAI・画像処理による3Dモデリング法の開発」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究の全体像は、耐放射線性レーザスキャナと作成する点群の高質化に関する技術開発を行うものである。まず、高強度放射線下において半導体素子の利用を排除して耐放射線性を有する電気・機械素子のみで構成されるレーザ走査部と遠隔地の低線量場に設置する制御部が分離した3Dレーザスキャナシステムを開発する。開発した3Dレーザスキャナと商用化されている非耐放射線性3Dレーザスキャナを比較しながら性能を評価する。さらに、開発したスキャナが取得する疎な点群に対して機械学習等により解析し、新たな点群を増強・補完するシステムおよび写真群から対象物の3Dデータを生成するフォトグラメトリ技術により、点群を補完するシステムをそれぞれ開発することによって、信頼度のより高い3Dデータを得るための方法と技術を構築する。令和6年度の成果は以下のとおりである。(1)光学・電子回路系の設計と波形取得・解析ソフトの開発を通じて、耐放射線性3Dレーザスキャナの検出効率を評価する準備を行った。(2)AIを活用した点群補完システムを整備し、高密度化法と補完プロセスの検討を行った。(3)点群とフォトグラメトリ統合のための環境とワークフローを構築し、基準となる3Dモデルを作成した。(4)高線量下でのスキャン手法を分析し、精度比較評価の方法を検討した。(5)各研究項目と関係機関が連携し、計画的に研究を推進した。

Gigacycle fatigue strength evaluation of welded 316L stainless steels for mercury target vessel

直江 崇; McClintock, D.*

JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011169_1 - 011169_7, 2026/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.45.011169

パルス核破砕中性子源の水銀標的は、運転中に2種類の繰返し応力を受ける。一つは内部発熱による熱応力がビームトリップによって除荷される応力、もう一つは陽子ビーム入射によって生じる圧力波による衝撃応力である。J-PARCの水銀ターゲットにおける2年間の運転での応力の負荷回数は、前者が2万回、後者が8億回に達する。水銀ターゲット容器はSUS316L製であり、電子ビーム溶接とTIG溶接による溶接構造物である。しかしながら、SUS316Lの溶接材のギガサイクルまでの疲労データは十分整備されていない。溶接材のギガサイクルまでの疲労挙動を評価するために、超音波共振によって応力を負荷する超音波疲労試験によりSUS316L溶接材の疲労試験を実施した。発表では、電子ビーム溶接、電子ビーム溶接とTIG溶接の複合溶接における疲労強度について、溶接ビードの影響を含めて議論する。

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.

Facile preparation of antiviral grafted fabrics based on silver-immobilized phosphate groups and evaluation of COVID-19 infections

松村 大樹; 辻 卓也; 瀬古 典明*; 他5名*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 335(2), p.1543 - 1552, 2026/02

https://doi.org/10.1007/s10967-025-10608-y

The COVID-19 pandemic has underscored the need for protective materials with rapid and durable antiviral properties. We developed silver (Ag)-immobilized fabrics via radiation-induced graft polymerization and tested their activity against SARS-CoV-2. The fabrics reduced 40,000 viral particles to below detection within one hour, showed no Ag leaching after 24 h in water, and retained complete antiviral performance after one year of storage. These findings demonstrate the long-term stability and strong potential of Ag-immobilized fabrics for industrial use in protective equipment.

Quantum oscillations of valley current driven by microwave irradiation in transition-metal dichalcogenide/ferromagnet hybrids

Hu, X.*; 大湊 友也*; 松尾 衛

Physical Review B, 112(22), p.L220414_1 - L220414_7, 2025/12

https://doi.org/10.1103/vsjv-wqhy

We theoretically study spin and valley transport in a transition-metal dichalcogenide (TMDC)/ferromagnet heterostructure under a perpendicular magnetic field. We find that microwave-driven spin pumping induces a valley-selective spin excitation, a direct consequence of the valley-asymmetric Landau levels in the TMDC conduction band.

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。

Real-space local dynamics in 1,2,3-triazole using inelastic neutron scattering

篠原 佑也*; 岩下 拓哉*; 中西 真大*; Liu, Y.*; Cooper, V. R.*; 古府 麻衣子*; 楡井 真実; Dmowski, W.*; Hickner, M. A.*; 江上 毅*

Journal of Physical Chemistry B, 129(47), p.12330 - 12337, 2025/11

https://doi.org/10.1021/acs.jpcb.5c06367

Enhancing proton transport in polymer electrolytes is crucial for advancing next-generation solid-state batteries, yet our understanding of proton conductivity in nonaqueous environments remains limited due to a lack of atomic-scale insights. In this study, we investigated the atomic-scale dynamics of 1,2,3-triazole, a small molecule capable of dynamic hydrogen bonding, as a model system for proton hopping in nonaqueous environments. Using the real-space correlation function determined by the double Fourier transformation of inelastic neutron scattering spectra, we identified that the self-motion of protons and intermolecular dynamics occur on comparable time scales. Furthermore, we observed that the activation energy associated with the intermolecular dynamics matches the energy barrier for molecular rotations determined through Density Functional Theory calculations. These findings underscore the importance of controlling molecular dynamics at the atomic scale to control proton transport. Additionally, we demonstrated that intermolecular dynamics in systems involving protons can be studied using inelastic neutron scattering even without deuteration, thereby providing a broader avenue for studying atomic-scale dynamics in soft matter systems.

Development of a theoretical scaling factor method for the inventory estimation of difficult-to-measure nuclide Cs-135 in fuel debris and radioactive wastes

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.756 - 765, 2025/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2478926

In this paper, we propose a new nuclide inventory estimation method based on computational methods, called a "theoretical scaling factor method" for difficult-to-measure (DTM) nuclides in fuel debris and radioactive wastes. The theoretical scaling factor method provides a method similar to a conventional scaling factor method. The theoretical scaling factor method, however, does not require performing many measurements to obtain correlations between a key nuclide which is easy-to-measure and a DTM nuclide. Instead of actual analytical measurements, the results of theoretical calculations are used. A correlation equation between the key nuclide and the DTM nuclide is created based on the results of theoretical calculations, and the DTM nuclide is deterministically estimated using the measurement value of the key nuclide only. In this paper, we selected Cs-135 as the DTM nuclide and Cs-137 as the key nuclide. Cs-135 has a long half-life of 2.310 years and is one of the important fission products in the safety evaluation for the geological disposal of high-level radioactive waste, because it dissolves and migrates in groundwater easily. We confirmed the validity of the proposed method using measured data of Cs-137 and Cs-135 on radioactive wastes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident obtained by many researchers. It can be used as a rational and efficient technology to reduce the analysis costs of various types of fuel debris and radioactive waste present at 1F.