Development and simulation of a numerical model for evaluating the accumulation potential of tritium released from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in edible seaweed along the Fukushima coast

佐藤 雄飛*; 谷 享*; 池之上 翼; 川村 英之

Marine Pollution Bulletin, 233, p.120395_1 - 120395_8, 2026/12

https://doi.org/10.1016/j.marpolbul.2026.120395

2023年8月以降、水素の放射性同位体であるトリチウムを含む処理水が、日本に面する太平洋沿岸海域に放出されており、この放出は処理水中のトリチウム濃度を管理した上で、数十年にわたりゆるやかに放出される予定である。本研究では、処理水の放出条件下における福島沿岸の食用海藻へのトリチウムの蓄積可能性を評価した。東京電力ホールディングス(株)が提示するトリチウム許容上限濃度1,500Bq Lで処理水を連続的に放出した場合、蓄積される有機結合トリチウム(OBT)の最大濃度は10Bq L(燃焼水中濃度)と推定された。海藻中のOBTの最大濃度は、国連食糧農業機関(FAO)/世界保健機関(WHO)の食品ガイドラインに示されたOBT濃度の0.1%未満と推定された。これは、処理水の放出が漁業の安全性と持続可能性にそれほど大きな影響を与えないことを示唆している。

Long-term simulation of Cs behavior in the ocean around Fukushima considering multiphase interaction processes

池之上 翼; 中西 貴宏; 川村 英之

Marine Pollution Bulletin, 232, p.120110_1 - 120110_9, 2026/11

https://doi.org/10.1016/j.marpolbul.2026.120110

福島第一原子力発電所の事故は、Csを含む放射性核種の大規模な海洋環境への移行を引き起こした。海洋中のCsは4つの相(溶存相、懸濁相、海底堆積相、生物相)で存在し、これらの相間の相互作用がその長期挙動に大きな影響を与える。そこで本研究では、多相の挙動を考慮した海洋拡散モデルを開発し、事故後10年間のCsの長期挙動に対する相間相互作用の影響を評価した。モデルは、海況場、プランクトン、懸濁粒子、Csの挙動を十分に再現した。解析結果は既往研究と整合しており、事故後3ヶ月までは溶存相が、それ以降は海底堆積相がそれぞれ海洋におけるCsの挙動において中心的な役割を果たした。事故後10年以内に、沖合海域(水深が25mより深い海域)における全相中の濃度は事故前の水準に戻ったが、沿岸海域(水深が25mより浅い海域)では、海底堆積相が他の相への長期的なCsの供給源となったため、依然として高濃度を維持していた。これは、海底堆積物中に高濃度のCsが保持されていることに起因すると考えられる。この保持は、微細粒子の割合が高いこと(湾内地域)、河川からの流入(福島県北部)、事故初期における海底堆積物表層への高蓄積と激しい鉛直混合(福島県南部)によって引き起こされた。

燃料デブリ除去に向けた様々な特性をもつメタカオリンベースのジオポリマーの設計と特性評価(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 2026-030, 117 Pages, 2026/10

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、「燃料デブリ除去に向けた様々な特性をもつメタカオリンベースのジオポリマーの設計と特性評価」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。令和6年度は、北海道大学がメタカオリンの種類や粒径・焼成温度の違いによる反応性を詳細に比較し、結晶化度や比表面積との関連を解析した結果、反応性に優れる試料(MK-13-SF-7)を選定した。そのうえで中性子吸収性フィラーBCと分散安定剤CTABを併用することにより、流動性・混練性の改善とともに、フィラーとマトリックス界面の結合強化や緻密なITZ形成が確認され、高流動性・高強度・高安定性を兼ね備えたジオポリマーの開発に成功した。また、水酸化鉄及び酸化ジルコニウムコロイドを対象に固化試験を行い、最大20wt%の添加においても体積安定性を維持しつつ、浸出試験で極めて低い溶出量を示すなど、ジオポリマーの優れた固化安定性を実証した。さらに、JAEA及びシェフィールド大学と固化体レシピを共有し、BCやホウ酸を添加した試料の物性評価を継続するとともに、模擬デブリコロイドを含む固化体を作製し、ペースト粘度の経時変化、凝結時間、硬化中の温度上昇、圧縮強度、さらに線照射下での水素ガス発生量を測定した。その結果、コロイドやホウ素源の種類により硬化挙動や粘度に若干の差異は認められたものの、総じて高い圧縮強度と中性子吸収能を維持できることが明らかとなり、ジオポリマーによる放射性廃棄物の安定固化技術としての有効性と将来性が改めて示された。

放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討(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 2026-026, 122 Pages, 2026/10

JAEA-Review-2026-026.pdf:6.82MB

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、「放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討」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、解体にともない大量の発生が見込まれる放射性コンクリート廃棄物に着目し、減容・減量化策の現場適用について、コンクリート廃棄物の特性評価に基づき、典型的な再資源化処理工程を想定したうえでその課題を検討し、再資源化を含む合理的な処理・処分方法を検討・評価する。令和6年度には核種移行挙動への遷移帯の寄与に関し、健全および溶脱セメント系試料中のI収着ならびに拡散試験から、Iの収着は硬化セメントペースト(HCP)が支配的であるのに対し、拡散はHCPとは異なる経路が支配的である可能性が示唆された。また、海水による劣化を受けたHCPでは空隙の粗大化にともなう実効拡散係数の増大とともに、水酸化マグネシウムの析出や2次鉱物の生成にともなう核種の移行抑制が認められた。非放射性Csを含む模擬コンクリートの骨材分離試験から骨材、微粉、粉塵へのCsの分配率を求めた。さらに、再生骨材からの核種の移行を模擬した溶出試験からは、再生骨材の吸水性や原骨材への付着モルタルの幾何学的な条件が核種の浸透および溶出に影響を及ぼすこと、また、核種移行シミュレーションからは遷移帯の影響が時間経過とともに顕著でなくなることが推察された。劣化した模擬微粉を用いた廃棄体の性状を評価し、劣化に応じた配合の最適化について検討した。一方、ウラン含有HCPの浸出液のUの大部分はCaやSiを含まないU(VI)の炭酸錯体であること、粗骨材、細骨材を含むコンクリートから調製した微粉を固化した廃棄体からのCs、Iの浸出は顕著ではないことがわかった。放射性コンクリート廃棄物管理シナリオを検討し、クリアランス、地下構造物の原位置保管、限定再利用の順に廃棄物減量効果が大きく、骨材再生の効果について詳細な検討が必要であることを明らかにした。

Interactions between U-Zr-O and concrete near the melting range of concrete

須藤 彩子; 佐藤 拓未; 永江 勇二

Journal of Nuclear Materials, 632, p.156936_1 - 156936_16, 2026/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156936

現在の溶融コリウムコンクリート反応コードは溶融プール初期温度が2000C付近で行われた炉心材料とコンクリートの大型反応試験に基づいて設計されている。U-Zr-Oのような亜酸化物はコンクリート溶融付近の低温でコンクリートと反応する可能性がある。コンクリート溶融付近での溶融コリウムコンクリート反応の調査はシビアアクシデント解析の高度化のため必要不可欠である。コンクリートとU-Zr-Oの小規模反応試験(Ar雰囲気下、1200Cおよび1300Cで2時間保持)を行った結果、Si-Zr-U-O層が反応界面で観測された。1500Cで2時間保持した結果、(i) Si-Zr-U-O層、(ii) (U,Zr)Oおよびコンクリート、(iii) Si-Zr金属の3層が観測された。熱力学解析によると、Caは(U,Zr)Oに固溶し、一方でSi-Zr-U-O層にUは入らないことが示された。この違いは計算が炉心材料とコンクリートが完全に混ざり合ったことを前提としているため起こる。本研究から、1200C-1500Cの温度領域ではU-Zr-Oとコンクリート間の反応層は温度上昇によって厚くなり、また、組成は熱力学解析だけでは完全に予測できないことが示された。

PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発(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; 千葉大学*

JAEA-Review 2026-024, 60 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-024.pdf:6.56MB

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、「PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発」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。本研究では、ミー散乱ライダー・ラマン散乱ライダーによる漏洩箇所検出の研究を千葉大学にて実施した。PCVから建屋内に気体の漏洩があれば、ミー散乱のデータから大気と構造物表面からの後方散乱を時間分解することにより、その気流のエアロゾルの動き・濃度変化を信号強度の時空間変動として検出できる。一方、ラマン散乱の信号強度の時空間変動からは気流の空気密度や水蒸気量の変化を検出できる。このため、ミー散乱、ラマン散乱のいずれについても、実験室での模擬的なテストを実施してエアロゾルと気体種の濃度と流量分布を導出し、気体の漏れ方や流量とライダーによる検出感度の関係を系統的に調べた。また、フラッシュライダーとシアログラフィーによる漏洩箇所の可視化の研究をレーザー技術総合研究所にて実施した。ハイパースペクトル型フラッシュライダーの開発に関しては、令和5年度の干渉フィルターで単一波長を取り出す方式からグレーティングで波長分散を与えて数種類のガス等を同時に記録できる方式に変更し、フラッシュライダーの性能を検討した。また、シアログラフィー光学系の開発に関しては、令和5年度に開発したマイケルソン干渉計型のシアログラフィーシステムの光源を高出力パルスレーザーとし、CMOSカメラをICCDカメラに変更し、測距性能を有するシアログラフィー技術を検討した。

ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(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; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2026-018, 141 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-018.pdf:14.13MB

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、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」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、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、セメントペーストと骨材、その混合物の高温加熱実験による加熱挙動の取得、高温作用下での相組成変化や溶融挙動の熱力学的相平衡計算による整理、高温曝露後の吸水挙動を再現する数値モデル開発を実施した。(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムの調査では、ペデスタル部の温度・注水履歴を模擬した曝露実験から、高温加熱後の経時膨張量の測定と水分供給による膨張挙動を評価した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故シナリオ等を参照して1号機PCVにおけるデブリ堆積時の境界条件等の解析パラメータを整備、伝熱解析によりコンクリートの熱分布を評価した。また、(2)要素挙動試験と総合試験として、水蒸気や温度がコンクリート材の変質挙動に及ぼす影響について、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験を実施し、水蒸気の有無におけるコンクリート崩落挙動を評価した。また、ウラン酸化物を含む亜酸化模擬燃料デブリとコンクリートの高温反応試験を実施し、燃料デブリとの反応によるコンクリート破損挙動を評価した。本研究により、1F1号機固有のコンクリート損傷発生メカニズムに関する総合的知見を得た。

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.

Experimental analysis of non-condensable gas and steam distribution due to condensation in the CIGMA facility simulating the reactor building

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Technology, 58(9), p.104219_1 - 104219_9, 2026/09

https://doi.org/10.1016/j.net.2026.104219

This study experimentally investigates non-condensable gas transport induced by steam condensation using the CIGMA facility, simulating reactor building conditions of Fukushima Daiichi Unit 3 during a severe accident. Steam and helium, used as a hydrogen surrogate, were continuously injected into the CIGMA's vessel equipped with partition plates representing the hierarchical structure of the reactor building. Parametric experiments were conducted by varying flow path ratio, steam-to-helium mass ratio, and cooling conditions. The results show that steam condensation is the dominant mechanism controlling non-condensable gas accumulation by increasing the relative concentration of helium. The highest helium concentrations generally occur below the injection point rather than at the injection elevation, indicating downward transport followed by condensation-driven accumulation. Shapiro ternary diagram analysis indicates that condensation-driven changes in gas composition lead to prolonged residence within flammability and detonation regions. These findings highlight the critical role of condensation in hydrogen distribution and provide experimental insight relevant to hydrogen risk assessment and mitigation in reactor buildings during severe accidents.

デブリ取り出しの安全性確保を目的とした中性子源等のイメージング手法の研究(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; 京都大学*

JAEA-Review 2026-014, 61 Pages, 2026/08

JAEA-Review-2026-014.pdf:5.86MB

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、「デブリ取り出しの安全性確保を目的とした中性子源等のイメージング手法の研究」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、廃炉を安全かつ迅速に行うため、燃料デブリ取り出し作業時に期せずして発生した中性子源の方向特定を目的に、小型軽量な全方位型中性子イメージャーを開発する。想定する使用環境は、作業員が立ち入る原子炉建屋内と原子炉格納容器周囲の超高線量環境下の二つである。前者は、これまでに開発した線・線に対する全方位型検出器を中性子に応用し、中性子が飛来する方角を指示することで作業員の避難指示等に活用できる。令和6年度では、検出器を校正する検出素子の中性子/線弁別性能、方向依存性などの諸特性をモンテカルロ計算および実験的に評価した。また、全方位型中性子検出器により得られた情報を360度カメラと組み合わせ、中性子の飛来方向を視覚的に取得できるようなシステムを構築した。後者は、超高線量環境下において、バックグラウンドとなる線との極めて優れた弁別性能を有する検出器が必要となるため、減衰時間が非常に短い検出素子を選定した。前者の全方位中性子検出器の構造を参考に、中性子の飛来方向を特定可能な検出器構造を構築する。これら開発する検出器の特性評価を行うために研究用原子炉を使用するが、あらかじめ照射場の特性評価試験を実施した。