Applications of plastic scintillator fibers for the decommissioning of nuclear facilities

森下 祐樹; 阿部 智久; 佐々木 美雪; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 眞田 幸尚

Radiation Measurements, 198, p.107772_1 - 107772_11, 2026/11

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2026.107772

原子力施設の廃止措置においては、ベータ線による表面汚染を正確かつ迅速に測定することが不可欠である。しかし、従来のガイガー・ミュラー(GM)式サーベイメーターは検出範囲が限られており、配管内部の汚染を測定できないため、多大な労力と測定効率の低下を招いている。本研究では、広範囲の表面モニタリング、配管内部の汚染測定、および排水路のモニタリングを目的とした、プラスチックシンチレーションファイバー(PSF)を用いた検出器を数種類開発した。PSFは全長にわたって放射線を検出できるため、広範囲の走査や狭い空間への挿入が可能となる。表面測定については、ジグザグ状に配置した10mのPSFを台車の下に搭載し、福島におけるアスファルト床面のベータ線汚染の効率的なマッピングを実現した(5m5エリアでの実証)。配管用途向けには、薄型で柔軟なPSFプローブが開発され、内径8mmの配管への直接挿入が可能となり、1分以内に規制基準値である4Bq/cm;を下回る検出限界を達成した。さらに、排水路の放射能汚染を監視するための防水型PSFシステムが開発され、降雨による放射能の増加を含む時間的な変動の検出に成功した。開発したPSFシステムは、原子力施設の廃止措置環境における汚染モニタリングにおいて、従来のサーベイメーターに代わる実用的かつ汎用性が高く、高効率な代替手段を提供する。

大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟における1F廃棄物分析(2024年度活動報告)

大熊分析・研究センター

JAEA-Technology 2026-007, 82 Pages, 2026/09

JAEA-Technology-2026-007.pdf:8.05MB

2024年度に大熊分析・研究センター放射性物質分析・研究施設第1棟(第1棟)で実施した東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃棄物に対する分析の内容及び結果について報告する。2024年度は、瓦礫コンクリート、土壌、焼却灰、水処理二次廃棄物(炭酸塩スラリー及び鉄共沈スラリー)、瓦礫金属及び解体瓦礫を対象試料とし、放射性核種を分析した。核種分析方法は、国の補助事業を通して1F廃棄物分析のために新たに開発した手法を適用し、測定対象を、東京電力ホールディングス株式会社の分析計画における必須核種であるCo-60,Cs-137,Sr-90,Ni-63,Pu-238,Am-241,Cl-36,Tc-99,I-129,C-14の10核種とした。また、2024年度は第1棟の本格操業初年度となることから、その分析については、廃棄物の処理・処分の安全性の見通しを得る上での性状把握を目的とした分析値の取得という本質的な目的に加え、コンクリート、土壌、水処理二次廃棄物等様々な試料への分析手法の適用性を確認することも目的とした。このため、本報告では分析結果を得るのみならず、試料マトリクスの違いが分析に与える影響を評価すること、様々な試料への当該分析手法の適用性を評価することにも着目した。大熊分析・研究センターでは、これまでに1F廃棄物のための簡易・迅速な新しい分析手法を開発するとともに、その分析手法の1F廃棄物試料への適用性を確認することを目的として、最も主要なマトリクスであるコンクリート試料を用いた分析手法の妥当性確認を実施してきた。2024年度は、当該分析手法をコンクリートも含めた様々な試料へ適用し、各試料に対する分析手法の妥当性を確認することでその適用性を評価した。妥当性評価については、共存する放射性核種等の測定干渉の影響を受けることなく対象の測定ができ、目標とする検出下限値であるトレンチ処分の基準線量相当濃度が達成できることを確認した。その結果、すべての試料の種類において妥当性基準を満足し、コンクリート以外のマトリクスへの本分析手法の適用性を確認することができた。また、本件では、試料の違いが分析に与える影響を化学分離操作の回収率及びその標準偏差により評価した。その結果、ほとんどの試料の種類及び測定核種において、分析手法開発時に対象としたマトリクスであるコンクリート試料と同等の回収率及びその標準偏差が得られた一方で、土壌及び焼却灰のCl-36については、回収率の低下が確認された。これによる検出下限値等手法の妥当性への影響は測定時間を長くすることで対応できる程度であるが、今後より低い検出下限値への要求に十分対応できない可能性があり、分析手法の改善の必要性が課題として確認された。

Chemisorption behavior of CsOH vapor on UO under high temperatures and various water vapor concentrations

Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 井元 純平*; 高野 公秀

Journal of Nuclear Materials, 631, p.156826_1 - 156826_12, 2026/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156826

It is estimated that considerable amounts of Cs remain in the reactors at the Fukushima Daiichi nuclear power plant and may react with the reactor materials such as UO fuel as reported by our previous paper. In order to understand the chemisorption behavior of CsOH vapor on UO fuel, chemisorption tests between CsOH vapor on UO under different water vapor concentrations and temperatures were performed. As predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the poor water vapor condition, chemisorption to form CsUO occurred even at 1273 K. On the other hand, as predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the rich water vapor condition, chemisorption to form CsUO occurred at 1273 K and 1473 K. Therefore, this study demonstrates the crucial role of thermodynamics in predicting the conditions under which chemisorption occurs. In addition, it was suggested that the chemisorption rate of CsOH vapor on UO pellet was considerably higher than that onto type 304 stainless steel.

大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟 建設工事報告書

真道 隆治; 市村 隆人; 野澤 芳彦; 小森 剛史; 良知 玲生奈; 北原 勝美*; 中村 智樹*; 小池 彰弘*

JAEA-Technology 2026-005, 379 Pages, 2026/08

JAEA-Technology-2026-005.pdf:45.42MB

放射性物質分析・研究施設第1棟は、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作業で発生する放射線量が低・中線量の瓦礫類、伐採木、焼却灰、汚染水処理に伴う二次廃棄物等の性状を把握することにより、処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通し等を得るための分析、試験を行う。また、ALPS処理水の海洋放出に関し、東京電力HDから独立した第三者の立場で放出前のALPS処理水分析を行うことを目的に、1F特定原子力施設の一部として2017年(平成29年)1月から2022年(令和4年)6月にかけて日本原子力研究開発機構が整備を行った施設である。第1棟の建設工事は、建築工事、電気設備工事、機械設備工事により建屋の建設を行う「建屋工事」と、鉄セル、グローブボックス、フード等の分析設備の整備を行う「内装設備工事」に区分される。本報告書は、大熊建設室が担当した「建屋工事」に関する工事記録等をまとめたものである。建屋工事の各工種における品質管理、施工状況等の他、コンポジット調整、安全・施工品質管理に関する実施体制・手法、許認可(実施計画変更、建築確認申請、林地開発許可等)等、原子力施設の建設に係る施工管理について技術的観点からの経験・知見を網羅的に取りまとめた。また、1F敷地内・帰還困難区域における建設といった特殊環境下での建設における放射線管理等の特異な管理内容等についてもまとめた。今後、第1棟のような原子力施設整備において、本報告が施設整備の参考として、課題の抽出や合理的な施設計画に寄与することを期待する。

原子力防災における大気拡散解析の活用に向けて

永井 晴康

日本原子力学会誌ATOMO, 68(8), P. 501, 2026/08

https://doi.org/10.3327/jaesjb.68.8_501

原子力事故時の放射性物質の放出に対する防災対策では、目に見えない放射性物質の分布状況を把握することが不可欠であり、大気拡散解析による可視化が有効である。しかし、東京電力福島第一原子力発電所(1F)事後において、大気拡散予測システムSPEEDIが活用されず、原子力規制委員会は、緊急時における避難や一時移転等の防護措置の判断にあたって、大気拡散解析は使用しない方針とした。その後、大気拡散解析を避難判断に使うことの是非だけが議論され、大気拡散解析の活用方法の検討や研究開発が停滞している。1F事故から15年たち、大気拡散解析に関する技術革新も進展していることから、社会状況の変化や防災対策の課題も踏まえ、改めて大気拡散解析の活用について検討すべきである。

BWR RPV lower head penetration failure caused by eutectic reactions with Zr-rich simulated metal; ELSA-3 test

下村 健太; 山下 拓哉

Proceedings of the 12th European Review Meeting on Severe Accidents Research (ERMSAR2026) (Internet), 11 Pages, 2026/08

https://doi.org/10.5445/IR/1000196279

Internal investigations at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant have been conducted by Tokyo Electric Power Company Holdings, however, the condition of the reactor pressure vessel (RPV) has not yet been confirmed. To clarify the RPV damage progression during the accident, a simulation test (ELSA-3) was conducted using the LEISAN test facility owned by JAEA, focusing on the interaction between a zirconium-containing liquid metal (Zr-rich materials) that discharged to the bottom of the RPV lower head and the lower head structural components, forming a liquid metal pool and potentially causing failure through eutectic reactions. The test results showed that at the lower head penetration region, the eutectic reaction between the simulated metal debris and the lower structural components (CRD housings and CRD stub tubes) caused melting of the structural components, allowing the simulated metal debris to flow into the CRD housings. This eutectic reaction temperature is below the melting point of the individual structural materials, indicating that failure can occur due to inter-material eutectic reactions even without reaching the melting point. These results suggest that for Zr-rich molten materials, damage may occur through eutectic reactions between materials even below their melting points.

データ駆動型オンサイト診断技術: 長期的健全性を確保するための微生物腐食リスク予測(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; 海洋研究開発機構*

JAEA-Review 2026-013, 86 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-013.pdf:5.3MB

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6年度に採択された研究課題のうち、「データ駆動型オンサイト診断技術:長期的健全性を確保するための微生物腐食リスク予測」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、ハイスループットな解析手法の開発や現場環境を模擬した試験、事故炉環境を想定した試験を通して、データ駆動型の統計解析を駆使し、高精度に微生物腐食リスクを予測することが可能な革新的オンサイト診断技術のプロトコルを確立・提供することを目的としている。そのために、ハイスループット解析手法、現場環境を模擬した試験、事故炉環境を想定した試験を組み合わせ、データ駆動型の統計解析を導入した。福島県内から環境試料を採取し、微生物群集構造を解析するとともに、オンサイト遺伝子診断に必要な要素技術の開発を進めた。これらの試料を用いて、さまざまな培養条件下で鉄腐食能を評価し、1F施設環境を模擬した試験系の設計を行った。さらに、実際の鉄腐食を測定できるハイスループット試験系を検証し、腐食バイオマーカーデータベースの基盤を整備した。また、微生物群集構造データと過去のMIC活性データを統合し、統計解析手法の適用性と課題を明らかにした。加えて、福島県内で先導的に環境試料採取を行い、腐食試料中の微生物観察に有効な固定条件を特定した。以上により、環境微生物群集情報、腐食関連微生物の培養、統計解析の適用性に関する有益な知見を得た。本成果は、1F周辺を含む多様な環境に適用可能なバイオマーカーに基づくユビキタスMIC診断技術の基盤を提供するものである。

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。

高放射線耐性を有する無線データ伝送用チップセットの要素開発(高周波アナログ回路開発) (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; 東京科学大学*

JAEA-Review 2026-005, 51 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-005.pdf:3.06MB

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6年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性を有する無線データ伝送用チップセットの要素開発(高周波アナログ回路開発)」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の原子炉格納容器および圧力容器内において使用可能な無線通信システムの構築を目的とし、耐放射線性を有する回路技術の要素開発を行うものである。要素開発は「高周波アナログ回路開発」と「ベースバンド回路開発」の二つのサブテーマの連携により実施される。本研究では、高周波アナログ回路開発を担当し、耐放射線性を有するシリコンCMOS集積回路技術に加え、ダイヤモンド半導体を用いて各種回路を設計・実装する。シリコンCMOS高周波アナログ回路では、電力増幅器、低雑音増幅器、ミキサ、可変利得増幅器などの高周波アナログ信号処理回路を開発する。ダイヤモンド半導体では、電力増幅器および電源回路についてデバイスから開発する。最終的には、通信速度2.5Mbps以上、積算線量1MGy以上に耐える無線通信用チップセットの試作部品の実現を目指す。

Development of an electron spin resonance spectroscopy code for measuring carbonate radicals in tooth enamel and verification of its practicality using irradiated Japanese macaque teeth

山下 琢磨*; 林 哲平*; 光安 優典*; 小野 健太*; 岩見 聡音*; 木野 康志*; 関根 勉*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 清水 良央*; et al.

International Journal of Radiation Biology, 102(7), p.880 - 887, 2026/07

https://doi.org/10.1080/09553002.2025.2510676

東京電力・福島第一原子力発電所事故による野生ニホンザルに対する低線量率で慢性的な被ばくによる放射線生物影響を調べている。放射線生物影響をきちんと理解するには、個々の個体の被ばくを推定する必要があり、我々は歯のヒドロキシアパタイト中に生成する炭酸ラジカルを指標に被ばく線量を推定している。本研究では、電子スピン共鳴(ESR)測定して得たESRスペクトルから炭酸ラジカル成分を抽出する分離プログラムを開発し、その実用性を評価した結果を報告する。