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underwater radiation monitoring detectorJi, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚
Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02
汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中のCs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中のCs放射能濃度を推定するために使用することができる。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司*
Measurement, 258(Part D), p.119444_1 - 119444_15, 2026/01
Clarifying the distribution of radioactive sources within nuclear facilities is crucial for ensuring worker safety during decommissioning and for responding to accidents. However, air dose rate measurements in restricted areas are often limited due to complex structures and high radiation levels in contaminated rooms. To address this, we have proposed a machine learning-based approach, the Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO), to reconstruct radioactive source distributions in simplified room models. LASSO method indicates the good performance of reconstructing radioactive source with high accuracy inside simple room model. However, in more complex environments, obstacles can degrade reconstruction accuracy. To overcome these limitations, we developed an optimized scheme based on the LASSO method to improve inverse estimation in complex rooms. In this scheme, the impact of shielding structures is mitigated by normalizing the radioactive contributions from sources. A series of numerical simulations demonstrate that the optimized approach outperforms the non-optimized version in accurately reconstructing source distributions. Furthermore, experiments in a room with complex structures validate the effectiveness of the optimized method. The inverse estimations performed on experimental data confirm that the use of a normalized contribution matrix significantly improves accuracy by reducing the influence of shielding. Conclusively, this paper optimizes LASSO scheme for reconstructing radioactive source distributions in complex building room using air dose rate measurements. It shows significant improvements over existing scheme and is verified to be successfully applied in complicated situations with high accuracy. We confirm that optimized LASSO scheme holds significant promise for future monitoring and decommissioning projects in both operational and damaged nuclear facilities.
米山 海; 二田 郁子; 田中 康之; 小高 典康; 菊池 里玖; 坂野 琢真; 古瀬 貴広; 佐藤 宗一; 三本木 満; 田中 康介
JAEA-Technology 2025-008, 44 Pages, 2025/12
JAEA-Technology-2025-008.pdf:4.3MB
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)の廃炉に向け、原子炉建屋格納容器内部の調査が行われている。燃料デブリの取出しや建屋解体の作業を安全に進めるためには、汚染状況を把握し、作業の計画や作業者の被ばくを管理する必要がある。本件は、2号機原子炉格納容器貫通部X-6(X-6ペネ)内の堆積物について、含まれる元素、放射性核種濃度、核種組成を把握することを目的に分析を実施した。本分析の対象試料は、スミヤろ紙に付着したX-6ペネ内部の堆積物である。堆積物に含まれる
核種の把握、また、元素や元素の共存の様子を把握するため、非破壊分析として線スペクトル分析、蛍光X線(XRF)分析、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線(SEM-EDX)分析を実施した。さらに、堆積物に含まれる放射性核種やその組成を詳細に明らかにするために、堆積物を硝酸及びフッ化水素酸で溶解し、溶解液中の核種、Sr-90及び
核種の放射能分析を実施した。得られた結果を、2020年にX-6ペネ内の異なる場所で採取された堆積物の分析結果と比較した。非破壊での線スペクトル分析では、Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155及びAm-241が検出された。XRF分析では、格納容器内の構造物由来と考えられるFeが主要な元素として検出され、そのほか燃料や燃料被覆管に由来すると考えられる微量のU及びZrが検出された。SEMEDX分析の結果では、堆積物の主要な元素としてOとFeが検出されたことに加え、Uを含む粒子が観察され、UとともにFe、Si、Cr、Ni、Zrが検出された。これらの結果は2020年採取試料と同様の傾向であった。放射能分析では、非破壊測定で検出された核種(Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155)に加えて、Sr-90、Pu-238、Pu-239+240、Am-241、Cm-244、U-235、U-238の定量値を得た。これらの結果をもとに、1F事故に由来する汚染の主要な線放出核種であるCs-137を基準とした放射能比を算出した。さらに、U-238に対する放射能比についても算出し、ORIGENによる2号機の燃料組成の計算値と比較した。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2025-041, 79 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-041.pdf:9.8MB
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、研究課題のうち、令和5年度に採択された「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」の令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリや汚染水処理に伴う放射性廃棄物を安定化・固化するために、高い流動性と閉じ込め性能を持ち、かつホウ素の添加による中性子吸収能を兼ね備えたメタカオリンベースのジオポリマーのポテンシャルを実証し、仕様とレシピを確立する。令和5年度は、ホウ素の有無を伴う特性の異なるメタカオリンジオポリマーの設計および評価、メタカオリンベースのジオポリマーと水酸化鉄(III)コロイドの相互作用、ジオポリマーのキャラクタリゼーションと模擬廃棄物固化体の特性評価を中心に研究を進め、各目標を達成した。ソブエクレー社の異なる種類のメタカオリン原料を用いて調査を実施し、反応性に関連する粒度および焼成温度の異なる試料がメタカオリンの溶解度に与える影響を明らかにした。これらの試料が、作製したジオポリマーの流動性および硬化性にも顕著な影響を及ぼすことを確認し、さらにホウ素添加によるアルカリ溶液の特性変化や硬化時間の延長効果を確認した。また、コロイドとの相互作用においては、ジオポリマー固化体中でのコロイドの閉じ込めと寸法変化を評価し、体積変化を自動記録できる装置を設計・適用することで膨張が抑制される条件を明らかにして、模擬廃棄物の固化体を作製し、硬化過程での粘度変化、硬化時間および硬化中の温度変化を測定した。また、圧縮強度測定および照射施設を用いた線照射試験を行い、水素発生量の測定を通じて、固化体の物性に関する重要な基礎データを取得した。研究推進においては、北海道大学、JAEA、ソブエクレー社、シェフィールド大学との連携を強化し、定期的な会議やデータ共有を行い、令和6年度以降の計画を具体化するとともに人材育成プログラムも開始した。
廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2025-040, 111 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-040.pdf:22.28MB
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5年度に採択された研究課題のうち、「革新的分光画像解析による燃料デブリの可視化への挑戦とLIBSによる検証」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。本研究の目的は、ハイパースペクトルイメージング(HSI)とレーザー誘起ブレークダウン分光(LIBS)を組み合わせ、炉内物質を俯瞰的に認識・特定する技術を開発することである。HSIは100色以上のスペクトル情報を解析し、様々な物質の分類に既に応用されているものの、材料組成を直接評価できない。そこでHSIとLIBSを組み合わせることにより、正確かつ広範囲の炉内物質可視化技術となりうると考えた。本技術の実証のためには、適切な模擬炉内物質を準備し、そのトレーニングデータを取得・蓄積する必要がある。本研究では、標準物質の作製とHSIデータ解析を国立大学法人大阪大学、ウラン含有物質の作製とHSI/LIBS測定を日本核燃料開発株式会社(NFD)、LIBS開発をJAEAが担当する。英国側からは、ストラスクライド大学、英国国立原子力研究所(NNL)、ランカスター大学が本プロジェクトに参画している。標準試料の組成を過去の実験と熱力学計算結果から決定し、UO
複合試料やコンクリートなどいくつかの試料を作製した。HSIデータをNFDに設置されたハイパースペクトルカメラを用いて取得し、スペクトル角マッパー(SAM)、線形判別分析(LDA)等によりある程度物質を分類できることを確かめた。LIBSについては、遠隔操作技術開発の一環として焦点距離の自動最適化技術の開発等に取り組んだ。
廃炉環境国際共同研究センター; 千葉大学*
JAEA-Review 2025-038, 84 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-038.pdf:6.08MB
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、ライダーをはじめとする遠隔光計測システムにより漏洩箇所の位置を特定するとともに、その位置における漏洩の可視化手法を開発することを目的としている。ライダーは視線方向に距離分解することができ、建屋内での壁面・配管とその周囲の気相分子(窒素N、水蒸気HOなど)及び浮遊粒子(エアロゾル)からの信号を分離して観測することができる。また、レーザー光と高感度画像センサーを組み合わせたフラッシュライダー並びに光波の干渉を利用した高感度のシアログラフィーによって、漏洩箇所の画像化・可視化を図り、漏洩量の推定を目指す。これら複数の手法の比較を通じて、漏洩箇所を特定する際の位置分解能と可視化可能な漏洩量の検出下限を明らかにする。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2025-037, 103 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-037.pdf:7.28MB
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、解体に伴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5年度には、放射性核種およびイオンの移行挙動への遷移帯の寄与を解明することを目的とし、セメント系試料中のCsの拡散試験、遷移帯を有する試料中のイオンの移動、Caの溶脱試験を実施した。また、遷移帯を含む核種移行モデルを構築するため、界面を挟む2つの媒体の拡散特性を考慮した確率分布をモデル化し、このサンプリング手法をランダムウォーク粒子追跡法の濃度計算に実装した。再資源化・再利用に向けた処理方法の検討として、非放射性Cs水溶液に浸漬した模擬汚染コンクリートを調製し、その特性を評価した他、骨材分離試験および熱分析試験の環境整備を行った。再資源化物の性状評価としては、模擬汚染骨材およびそれを利用した模擬再生コンクリートを調製し、模擬汚染骨材からイオン交換水や被覆したセメントペースト、再生コンクリートへのイオンの移行挙動を確認した。さらに、骨材分離の際に発生する模擬セメント微粉を用いて異なる配合の模擬廃棄体を調製し、力学あるいは化学特性を取得するとともに放射性核種の浸出挙動に関する試験を開始した。これらの結果を基に、再利用・再資源化を含む放射性コンクリート廃棄物管理シナリオを評価するため、コンクリート汚染状況に関する知見を収集、整理するとともに再利用・再資源化に伴う物量を推計するためのツールを整備した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*
JAEA-Review 2025-034, 83 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-034.pdf:6.9MB
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、「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、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の調査・検証では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、高温時の溶融実験でのデータ取得方法を検討し、溶解現象の有無を判断する解析フレームワークの構築及び剛体バネモデル解析において、加熱による体積変化を組み込む数値解析手法の構築を実施した。また、(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムとして、実際のペデスタル部の温度・注水履歴の整理を実施し、実験時のコンクリートの曝露条件の決定及び材料選定や膨張量の測定手法の確立を行った。さらに、高温加熱後の水分供給による膨張現象の既往知見を整理した。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、事故時の1号機PCVコンクリートの熱条件を評価するための伝熱予備解析を実施した。また、(2)コンクリート破損に関わる特殊な外部環境要因に対する要素挙動試験と総合試験として、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の予備試験と金属デブリとコンクリートの反応挙動に関する反応予備試験を実施した。さらに、ウラン酸化物の酸素量に着眼した試験に供するウラン含有亜酸化物を作製した。本研究では、これらの調査・検証により1F1号機固有のコンクリート損傷の発生メカニズムに関わる総合的な知見を蓄積した。
廃炉環境国際共同研究センター; 理化学研究所*
JAEA-Review 2025-031, 124 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-031.pdf:7.93MB
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4年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発」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、自立・遠隔で駆動するセンサーを応用した放射線場マッピングが可能なシステムを開発することで、原子炉格納容器(PCV)内の放射線情報を網羅的かつリアルタイムで取得し、非常に透過性が高く、事故の要因となりえるガンマ線や中性子などの漏洩監視により、作業員や住民に対する安全性が担保可能なシステムを実環境に実装するため実証研究を行うものである。太陽電池型線量計は、宇宙用太陽電池として開発された高放射線耐性を有する半導体素子を利用し、自立駆動形の省電力・小型センサーとして開発を進め、PCVへの適応可能性について議論してきたが、CIGS太陽電池型線量計をベースとした1F実装には、素子の高機能化及びシステム化が必要となる。高機能化として、さらなる難アクセス箇所への探索を目指したフレキシブルシート化、マッピングモニタリングシステム開発基盤となる多接続化及び再臨界事故評価システム開発に向けたガンマ線・中性子検出構造の最適化を実施している。令和5年度は、CIGS太陽電池素子構造をベースとしたフレキシブル素子作成条件の探査とガラス基板CIGS素子を用いた試作機による初期特性をガンマ線、電子線及び中性子線照射試験により解明する。中性子検出構造においては、変換材料のホウ素を塗布による成膜条件の探査、ミリングによる粉末材料粒径の調整条件の解明や塗布法及び溶剤条件に関する選定を行う。また、マッピング計測では、複数のセンサーの計測及び線量情報を表示可能なシステム開発を行う。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*; 原井 康孝*; 佐々木 岳*; 新家谷 英之*; 山下 俊幸*; 米田 次郎*; 岡林 一木*; 坂本 裕之*; et al.
JAEA-Data/Code 2025-012, 151 Pages, 2025/12
JAEA-Data-Code-2025-012.pdf:9.69MB
福島第一原子力発電所事故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、原子炉のみならず廃止措置、廃棄物管理における水素安全評価・対策に適切に対応するための基盤技術の高度化を図ることを目的として、水素の発生から拡散、燃焼・爆発に至る挙動を予測する解析システムの開発を行った。本システムでは、汎用コード(FLUENT、AUTODYN)を活用し、そこに新規にモジュールやプリ/ポストプロセッサを組み込むことで、一般の実用に堪える解析システムを整備するとともに、より高い汎用性と低コストでの導入が可能なオープンソースコード(OpenFOAM)を活用したシステムの開発を並行して進め、原子力施設の水素防災計画に利用できる形での基盤技術の提供を目指している。これまで、PWR 原子力発電施設を対象に、実用的な観点から考慮すべき現象(火炎伝播加速現象の評価技術、格納容器規模の現象への適用性)に対処するためのシステムの拡充を行った。本報告書は、水素挙動統合解析システムの概要、取り扱い方法及び実機解析事例についてまとめたものである。
Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.
Battulga, B.*; 中西 貴宏; 池之上 翼; 安藤 麻里子; 小嵐 淳
Journal of Hazardous Materials, 500, p.140593_1 - 140593_11, 2025/12
Plastic debris is widely recognized as a major environmental challenge, yet its interactions with radionuclides remain poorly understood. Here, we investigated the behavior and fate of plastics and associated radiocesium (Cs) in the coastal river environments of Fukushima, Japan, to elucidate their interactions and the role of plastics as vectors for Cs transport into the coastal ocean. At four river mouth sites, we characterized the properties of plastics, including microplastics, and elucidated the activity concentration of Cs associated with them. Our findings reveal that Cs was concentrated in biofilms on plastics, but the radioactivity of biofilm-associated plastics was lower than that of the surrounding natural media. Furthermore, we estimated the daily fluxes of plastics (1.3-301.4 kg/day) and associated Cs (5-6,752 Bq/day) in the studied rivers across different seasons. This study provides the first quantitative assessment of plastic-associated Cs flux in the riverine environments.
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
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。
小荒井 一真; 松枝 誠; 渡辺 勇輔; 寺島 元基
KEK Proceedings 2025-2(インターネット), p.151 - 156, 2025/12
本発表では、迅速分析手法を福島県沖で採取されたヒラメに適用し、組織内自由水トリチウム(TFWT)、OBTの形態ごとの定量を実施した。また、海藻中のTc-99、I-129の分析手法を開発するために、海藻中のRe(Tcのアナログ元素)と安定Iの定量分析や放射光測定を実施した。
松尾 一樹; 井上 和美; 國分 祐司; 藤田 博喜
KEK Proceedings 2025-2(インターネット), p.124 - 129, 2025/12
福島第一原子力発電所の廃炉作業において、作業者による放射性物質の内部取り込みが発生した場合には、内部被ばくによる線量評価を行うために様々な線放出核種や純
線放出核種を対象としたバイオアッセイが必要となる。このバイオアッセイの手順に関して、放射能測定法シリーズのような標準マニュアル等はこれまでに制定されていない。そこで、本研究では、複数の放射性元素(Sr、U、Pu、Am、Cm)を対象としたより迅速な分析法の確立を目指し、文献を調査して分析手順を作成し、その手順が利用できる可能性を評価するために、化学分析回収率を求めた。なお、この検討には、模擬便と模擬尿を使用した。作成した分析法を用いて回収率を求めたところ、模擬尿(n=3)では、Puについては55%-75%程度、Uについては50%-80%程度、Amについては90%-100%程度であった。一方、模擬便(n=3)については、回収率がPuについては50%-70%程度、Uについては90%程度、Amについては100%前後であった。なお、模擬便においては、図の分析フローではUの回収率が低下したため、UTEVAレジンをTEVAとDGAの間に加えた。なお、Srについては回収率測定中である。作成したバイオアッセイ系統分析法の分析フローに対して、回収率取得実験を実施した。その結果、本研究で検討した線放出核種については50%以上の回収率を得られたため、本分析手順はバイオアッセイに利用できる可能性が示された。
森下 祐樹; 中間 茂雄; 越智 康太郎; 卜部 嘉*; 菅野 麻里奈*
Radiation Measurements, 189, p.107513_1 - 107513_6, 2025/12
放射性セシウム汚染が重大な環境上の懸念を引き起こした。この研究では、環境監視のためにCe:GPSシンチレーターとコンパクトな光電子増倍管(PMT)を使用したコンパクトなガンマ線スペクトロメータを開発した。分光計は、潮解性のないCe:GPSシンチレーターの高エネルギー分解能の性能を活用した。性能評価は、Cs線源の測定と商用のNAI(TL)サーベイメーターとの比較を通じて評価された。汚染された環境における放射性セシウムの効果的かつ携帯用モニタリングのスペクトロメータの可能性が実証された。このポータブルで耐久性のあるスペクトロメータは、環境放射線監視とリモートセンシングテクノロジーのアプリケーションに有望である。
廃炉環境国際共同研究センター; 福井大学*
JAEA-Review 2025-036, 88 Pages, 2025/11
JAEA-Review-2025-036.pdf:6.36MB
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(以下、「東京電力」という。)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、「高バックグラウンド放射線環境における配管内探査技術の開発」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、東京電力へのヒアリングで配管内部観察について示された、(1)水素含有量、(2)析出物の存在、(3) 線/線の放出核種の有無の3つのニーズに対応する技術を総合的に開発することを目的に、下記の2つの研究を実施している。まず、既存の非破壊検査装置の小型化と非破壊で配管内部をイメージング可能な専用の放射線検出器の開発により、レーザ等を用いた非破壊検査により配管内の情報を取得すること及び配管内の核種の有無や配管等の内部状況を明らかにすることを目的とする。また、高線量率環境下における核種の可視化、核種の弁別判定を行う装置を開発するとともに配管内の内容物を調査する技術を開発する。開発した技術の展開は、東京電力、民間企業によって実用化されることを見込む。
廃炉環境国際共同研究センター; 札幌大学*
JAEA-Review 2025-033, 71 Pages, 2025/11
JAEA-Review-2025-033.pdf:4.48MB
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「動画像からの特徴量抽出結果に基づいた高速3次元炉内環境モデリング」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廃炉に向けて、原子炉格納容器及び原子炉建屋内を調査する際に撮影した動画像を入力し、指定された時間、動画像から抽出された特徴量に応じて、周辺情報を補強した上で情報量が大きい立体復元手法を選択し、作業空間を3次元モデリングする研究開発を行う。令和5年度は、写真測量、深層学習に基づいた立体復元手法による解析から、良好な立体復元を得るための有効な撮影条件を抽出する手法及び少ないデータから指定された時間までに立体復元結果を生成できるように特徴量を抽出する手法の検証を行った。さらに、動画像から抽出された点群データをセグメンテーションに適用し、インスタンスラベルが付された部品に分類した。
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。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*
JAEA-Review 2025-026, 72 Pages, 2025/11
JAEA-Review-2025-026.pdf:7.97MB
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、「マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求」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。安全で合理的な燃料デブリ取出しを進めるためには、デブリ加工時に発生するアルファ微粒子の溶解や変性挙動の把握は不可欠である。本研究は、金属酸化物ナノ粒子の凝集、溶解、変性挙動を熱力学的・速度論的に解明しうるマイクロ・ナノデバイスを創出すると共に、数理科学と組み合わせることで、アルファ微粒子の溶解・凝集・変性プロセスのメカニズム解明と反応モデル化を実現することを目的としている。具体的には、(1)ナノ粒子溶解特性評価、(2)溶解ダイナミクス分析、(3)凝集ダイナミクス分析、(4)表面微構造解析、(5)数理科学的モデリングの5項目を日本側・英国側で分担し、互いに有機的に連携しながら推し進める。令和5年度には、模擬燃料デブリ微粒子(UOメカニカル微粒子、UOケミカル微粒子及び(U,Zr)O微粒子)のバルク及びマイクロ溶解試験を実施し、これらナノ粒子の溶解挙動に与える粒子サイズ、反応時間、HO濃度の効果について解析することに成功した。特に、(U,Zr)Oデブリ微粒子では、HO濃度に応じてZrの触媒反応の進行度合いが異なり、HO濃度に依存してガス発生量とU溶解量が変化することを明らかにした。また、ナノ粒子分散液と反応溶液とを瞬時に反応させ、動的な凝集・溶解挙動の評価及び溶出したUを定量することができるマイクロ流体デバイスを構築し、マイクロ流路内でのHO処理によるUの凝集・溶解速度を算出した。英国側研究者と連携を密にして研究を進め、所期の目標を達成した。
