Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Prihutami, P.*; 戸田 加奈子*; Chaerun, R. I.; 大矢 裕介*; 菊池 亮佑*; 大竹 翼*; 佐藤 努*; 齋藤 拓巳*
Applied Clay Science, 292, p.108330_1 - 108330_9, 2026/11
亜鉛(Zn)のジオポリマー中における固定化機構については、初期状態および変質後のいずれも報告例が限られており、固化廃棄物の長期安定性を予測する上で課題となっている。本研究では、X線吸収分光法(XAS)を用いて、メタカオリン系カリウムジオポリマー中のZnの局所構造と固定化機構を調べた。Zn含有ジオポリマーは、メタカオリン、塩化亜鉛(ZnCl
)溶液、ケイ酸カリウム、および水酸化カリウムを混合して作製し、40
Cおよび25Cで合計48時間養生した後、脱イオン水中で最大90日間の浸出試験に供した。Znの浸出率は0.14%にとどまり、アルミニウム(Al)、ケイ素(Si)、および塩化物(Cl)の放出も限定的であった。固相分析により、浸出後も主要なジオポリマー骨格が保持されることが確認された。XAS解析の結果、初期状態のZnは酸素(O)に四面体配位し、SiまたはAl四面体と頂点共有していた。一方、浸出後には八面体配位へ変化し、八面体配位Alを含むブルーサイト様共沈相を形成した。これらの結果は、変質条件下でもZnが系内に保持される一方で、その局所構造が変化することを示している。
under high temperatures and various water vapor concentrationsMohamad, 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
被引用回数：0It 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.
山中 高光*; 服部 高典
Physics and Chemistry of Minerals, 53(3), p.21_1 - 21_11, 2026/09
被引用回数：0Fe-Ti-O鉱物(Fe
O
磁鉄鉱、Fe
TiOウルボスピネル、FeTiOイルメナイト、FeTiO
疑似ブロカイト)の高圧多形体の体積弾性率および電子密度分布を、X線および中性子回折法を用いて調べた。すべての構造において、単位格子内の空孔サイトの体積は陽イオンサイトよりもはるかに大きい。Ti原子によって部分的に占拠された陽イオンサイトは、Fe原子のみの場合よりも
が小さく、Ti含有量の増加に伴い単位格子の圧縮率は増加する。空孔サイトの圧縮率は単位格子のそれに近いものの、陽イオンサイトのそれよりはるかに小さい。これらの鉱物の陽イオンサイトにおける強い電子相関を解明するため、高圧条件下での構造変化を調査した。本高圧実験により、電子スピンの高スピン-低スピン遷移、ヤーン・テラー効果、およびFe-O結合における
混成といった構造変化が解明された。分子軌道計算により、八面体陽イオンサイトにおける混成が観測され、これが八面体陽イオンサイトの変形を引き起こし、高圧多形における構造変化の引き金となっている。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 岡本 孝司*; Luo, X.*; Feng, W.*; Liu, X.*
Reliability Engineering & System Safety, 272, Part1, p.112538_1 - 112538_18, 2026/08
深刻な原子力事故時における緊急対応の信頼性は、放射性線源分布をリアルタイムで確実に監視できるかどうかに大きく依存する。しかし、この安全機能は、監視の死角を生じさせる物理的制約や動的な放出を追跡するには静的手法が不十分であるという問題によって大きく制約されている。本研究では、線源推定の信頼性およびロバスト性を向上させるため、時間正則化を導入したLASSO回帰に基づく動的再構成フレームワークを提案する。具体的には、スライディングウィンドウ型の時間ペナルティ機構を導入し、時間ステップ間の線源変化に対して
ノルム制約を課すことで、物理的連続性を確保する。また、放射線遮蔽や時間的に変動する強度によるバイアスを補正するため、寄与行列および測定ベクトルを正規化した。検証には、内部遮蔽を有する二室モデルを用い、PHITS(モンテカルロシミュレーション)を用いて実施した結果、遠隔測定データから動的線源を高精度に再構成できることが示された。時間正則化は、空間エイリアシングを抑制し、状況認識能力を向上させる。スライディングウィンドウ幅
(正則化なし)の場合、ホットスポット位置は大きく変動し、平均絶対誤差の変動量は約
であった。一方、
では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は
程度まで低減した。比較解析の結果、精度と計算コストのバランスの観点から
が最適であることが示された。本研究は、困難な条件下においても線源位置および強度を高精度で追跡可能とする、動的ハザード評価のためのより信頼性の高い手法を提示するものである。提案手法は、原子力施設における緊急時管理のレジリエンスと安全性を向上させる意思決定支援ツールとしての活用が期待される。
石田 怜也; 青木 えみ; 園部 博; 大戸 勤; 木村 明博
JAEA-Review 2026-019, 50 Pages, 2026/07
平成24年(2012年)10月にCトレンチ内にて発生したSFC$※$廃液移送管からの漏えい事象に端を発し、第4排水系配管及びSFC系統廃樹脂移送管でも漏えい事象が発生した。また、タンクヤードにおいても廃液管からの漏えい事象(溶接部に滲み)及び廃液タンクからの漏えい事象も発生した。これら事象の発生以降、ホットラボ建家から材料試験炉(JMTR)タンクヤード 廃液タンクへの放射性液体廃棄物(以下「液体廃棄物」という。)の移送が中断されている。令和元年(2019年)9月にJMTRタンクヤードの廃液配管及びホットラボ建家からの液体廃棄物を受け入れる廃液タンクが更新され健全な状態になったことから、液体廃棄物の移送を再開する計画を策定している。このため、ホットラボ建家からCトレンチを経由しタンクヤードに敷設されている廃液配管の健全性を確認するため、廃液配管溶接部の放射線透過試験(以下「RT」という。)を実施することとなった。当該廃液配管は、アスベストを含む保温材(以下「アスベスト含有保温材」という。)が巻きつけられていることを確認していることから、RT実施に当たり、当該廃液配管からアスベスト含有保温材を撤去するが、当該撤去作業を実施する際は関係する法令・規則を遵守し、作業者の安全を確保することが必要不可欠である。本報告書は、アスベストによる作業者の健康や周辺環境への影響を最小化するため、管理区域におけるアスベスト含有保温材の撤去計画の策定、撤去作業及び保管管理方法についてまとめたものである。※Spent Fuel Cutting Poolの略称
廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2026-010, 87 Pages, 2026/07
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、「視界不良・高線量下での空間認識のための超音波可視化技術」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、1F廃炉における燃料デブリ取り出しにおいて、取り出し作業中に想定される視界不良・高線量環境下における空間認識が可能な技術として、超音波フェイズドアレイ(以下、「PA」という。)による可視化手法を確立することを目的とする。空中・水中両方での物体形状の可視化技術の開発を目指し、プロジェクトを実施研究グループごとに、(1)超音波PA計測による空中・水中での物体形状の可視化(大阪大学)、(2)空中超音波PAデバイスの開発(日本大学)、(3)高フレームレートPAによる粒子浮遊環境下での可視化スキームの構築(東北大学)、(4)高強度ガンマ線環境に対応する超音波計測手法の開発(大阪大学)の4項目に分けて研究・開発を実施する。
廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*
JAEA-Review 2026-006, 53 Pages, 2026/07
JAEA-Review-2026-006.pdf:2.98MB
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(ベースバンド回路開発)」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、ベースバンド回路開発を担当し、耐放射線性を有するシリコンCMOS集積回路技術を用いて各種回路を設計・実装する。アナログベースバンド回路では、可変利得増幅器、データコンバータ、位相同期回路、基準クロック発生回路などのアナログ信号処理回路を開発する。デジタルベースバンド回路では、誤り訂正や符号化などのデジタル信号処理回路と耐放射線性をもつランダムアクセスメモリを開発する。また、これらの回路動作を検証するため、ソフトウェアとハードウェアを統合した設計環境を構築する。発振回路については、低消費電力で高安定性をもつ振動子の開発と放射線耐性の評価を行う。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。
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
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。
福島廃炉安全工学研究所*
JAEA-Evaluation 2026-004, 29 Pages, 2026/07
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和8年3月2日に「東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発」に関する中間評価を福島研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、福島研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された令和4年度
令和7年度までに実施された研究開発について評価を実施した。本報告書は、福島研究開発・評価委員会より提出された中間評価の内容をとりまとめたものである。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
笹本 広; Arthur, R. C.*
Environmental Earth Sciences, 85(13), p.300_1 - 300_16, 2026/07
被引用回数：0Fractured rocks in the Excavation Damage Zone (EDZ) and intact host rocks of a geologic repository for radioactive waste could be altered by reactions with hyperalkaline solutions leached from cementitious materials in the repository. Alteration could cause individual fractures to open (i.e., propagate) or close (i.e., seal) under the control of coupled fluid-flow, solute-transport, and water-rock interaction processes. A discrete-fracture, reactive-transport model was used in the present study to evaluate fracture propagation/sealing behavior caused by reactions involving hyperalkaline solutions with minerals in a representative repository host rock. Differences in assumptions underpinning the model were found to strongly affect system behavior. Model results indicated the rock matrix adjacent to a fracture would seal relatively quickly, for example, if a constant-concentration condition was assumed along the fracture-matrix boundary. Conversely, the model predicted that the matrix would not seal completely near the fracture surface if a constant-concentration boundary was assumed at the inlet rather than along the fracture-matrix interface. Fracture flow would slow by precipitation of secondary minerals in this latter case, however, causing the fracture porosity and permeability to decrease. Sensitivity analyses based on a critical evaluation of initial and boundary conditions in discrete-fracture models can provide important insights concerning phenomena controlling fracture propagation/sealing behavior and related impacts on fluid flow and radionuclide transport.
林 哲平*; 山下 琢磨*; 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.888 - 895, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Biology)福島第一原子力発電所事故によって放出された放射性核種による長期的な慢性被ばくによる生物影響を調べている。放射線によって野生ニホンザルの歯のエナメル質中に生じる炭酸ラジカルを電子スピン共鳴(ESR)装置で測定することで、個体の被ばく線量を推定している。本研究では、マイクロ波出力や掃引速度などのESR測定条件を検討した。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：50.28(Biology)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。
南 晶子*; 松野 治貴*; 森田 恭平*; 松木 麟太朗*; 小手川 恒*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 藤 秀樹*
Journal of the Physical Society of Japan, 95(7), p.074711_1 - 074711_11, 2026/07
We performed 
Be-NMR measurements on UBe to probe its superconducting state. The Knight shift behavior indicates spin-triplet pairing with anisotropic spin susceptibility reduction below 
, providing strong evidence for a triplet state. The 
data support a multiband, fully gapped model, and symmetry analysis suggests an 
order parameter, consistent with a fully gapped spin-triplet topological superconductor.
三原 武; 浦野 建太; 宇田川 豊; 垣内 一雄
JAEA-Technology 2026-009, 15 Pages, 2026/06
JAEA-Technology-2026-009.pdf:1.15MB
反応度事故(RIA)条件下で生じる照射済燃料の破損に伴って生じる機械的エネルギー(衝撃圧力や水撃力)は、燃料の細片化状態及び温度に強く依存する。低温で急速に破損するペレット/被覆管機械的相互作用(Pellet/Cladding Mechanical Interaction: PCMI)を原因とする破損では、FPガスの放出に伴ってペレット細片が水中を高速で移動し、水との超高効率な熱伝達により急激な蒸気発生が生じ、衝撃的なエネルギーが発生する。このことから、粒子表面積及びペレット細片の高速移動による極めて高い効率での熱伝達が重要な影響因子と考えられる。264-2実験及び264-24実験では、このようなRIA時に特有のペレット細片運動の駆動力が介在しない条件での燃料-水接触を模擬できるよう、試験条件を設計した。他方、264-24実験では、ペレット粒子の比表面積(単位重量あたりの表面積)を、これまで最も高かった高燃焼度燃料よりもさらに大きくなるように設計した。さらに、燃料エンタルピー(単位質量あたりの熱エネルギー)についても、従来の観測結果を踏まえ、高い機械的エネルギーの発生が期待される条件に設定した。この結果、バースト的なFPガス放出を駆動力としてペレット細片が急速に分散すると考えられる高燃焼度燃料のPCMI破損ケースと比較して、衝撃圧力及び水撃力のエネルギーのいずれも大きく下回り、機械的エネルギーの発生におけるペレット細片運動の駆動力の重要性が明瞭に示された。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2026-016, 64 Pages, 2026/06
JAEA-Review-2026-016.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4年度に採択された研究課題のうち、「革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用」の令和4年度から令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。ここでは、二つの検出器の開発を実施している。一つ目は、作業員の安全の確保のための
線核種の炉内の分布を明らかにする技術の実現を目指し、スミヤろ紙上に付着するより細かい線核種を含む、微細なダストの詳細な分布を可視化することを可能にする技術の開発である。令和6年度末までに、発光波長が500-800nmかつ5.5MeVのアルファ線入射で、発光量が70,000光子相当の材料開発といった目標値を満たす材料の開発などを実施することができた。あわせて、粒子とそれ以外の粒子との判別方法を確立し現場適用ができた。二つ目の検出器は、光ファイバーを用いた超高線量率場での線量率モニタの開発であり、これまでよりも線量率の測定下限値を低くでき、当初の目標値(下限値)よりも低い線量率である1mSv/h未満から測定が可能になった。また、上限値も1kSv/h以上までの線量率が測定でき、非常に幅広いダイナミックレンジを有した検出器の開発に成功し、現場適用が決定した。加えて、放射線で発電する放射線電池などへの応用も検討した。あわせて、学生を含む若手研究者に対する活躍の場も提供できた。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*
JAEA-Review 2026-007, 65 Pages, 2026/06
JAEA-Review-2026-007.pdf:4.67MB
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、「高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発」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。本研究は、デブリ切り出し作業の安全性を最大限保証するため、作業中におけるダストおよび濁水環境下での炉内構造物/燃料デブリ形状および飛散物の可視化を数メートルオーダーの距離で可能とし、ロボットや作業アームへの搭載を鑑みて、小型かつ可搬性に優れた超音波装置を用いたレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発を目的としている。令和6年度は、超音波イメージングシステムのイメージング性能評価および高度化/高速化検討、数値シミュレーション、システム試作と実スケール検証、耐放射線性検証、超音波サブミリ測距システムの構築、LIBSへの超音波サブミリ測距システムの適用、計測システムのバッテリ駆動遠隔化などを行い、本報告書に取りまとめた。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2026-003, 173 Pages, 2026/06
JAEA-Review-2026-003.pdf:12.5MB
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、「燃料デブリ研究とSEEM学構築を基軸とした研究人材育成」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、不確実な苛酷環境下でのより合理的な意思決定を可能とする『シビアエンジニアリングマネジメント学(SEEM学)』の構築に資することを主眼とし、あわせて1F廃炉における中心課題である燃料デブリの取り出し・長期保管および処理・処分の学術基盤を支える研究人材の育成を図るため、令和6年度から令和10年度までの予定で異分野の専門家が有機的連携のもとで複数の研究ならびに人材育成タスクを推進するものである。初年度である令和6年度は、最終的な研究成果を得るために設定した【SEEM学分野】【専門分野12】および【共通工学分野13】において、具体的な研究方法を明確にして研究の方向付けを行うとともに、必要な試験・解析等を実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行うための諸条件を整える必要があった。また、人材育成面においては、原子炉廃止措置に関する教育プログラムの運営およびSEEM学関連科目の企画検討を進める必要があった。このため、具体的な研究方法の検討や必要な試験などを実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行えるよう諸条件を整えるとともに、一部の計測システム構築および解析、人材育成面の検討等を実施し、所定の成果を挙げることを目的とした。この目的のもとに、令和6年度の成果目標および実施方法を業務計画として定め、計画通り実施し、各技術分野および教育・人材育成活動においてそれぞれ目標とした成果を挙げることができた。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2026-001, 140 Pages, 2026/06
JAEA-Review-2026-001.pdf:9.25MB
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6年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出しに向けた遠隔ロボット-計測技術の統合のための研究教育人材育成」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における燃料デブリ取り出しに関して、性状把握・キャラクタリゼーションを遠隔で実現するためのロボット技術やセンサ及び放射線計測技術の開発、そして、それらの技術をシステムとして統合できる人材の育成を目指す。また、関連する研究実績や講義等のリソースを再整理することでSEEM学の構築を目指すとともに、実際の教育現場へ展開する。令和6年度の実績としては、過酷環境での放射線計測・センサ技術において、高い放射線耐性が見込める中性子検出器の最適化や放射線の入射イベントを適切に生成できるシミュレータの構築、3次元体積モデル生成のためのローバーの設計・開発を行った。また、取り出し工法に調和した遠隔ロボット技術では、遠隔操作支援のためのシミュレーション及び実機環境の構築と放射線分布推定を実現するためのセンサ構成の検討を行うとともに、運搬機能を備えたモジュール分割型軌道構造体として吊下式多腕型軌道構造体の提案、デブリサンプリングのための軽量化アームの検討、多視点遠隔操縦システム及び軌道計画器に入力するインタフェースを検討した。計測-遠隔ロボット統合技術と実証では、実スケール環境構造モデリングのための画像処理手法の開発や画像データ伝送法の検討、統合DXプラットフォームの開発、センサ・ロボットのモジュール化の基礎検討を行った。そして、廃炉工程を俯瞰した性状把握、キャラクタリゼーションでは、燃料デブリ分布推定に向けた剛体・弾性体解析手法の開発に着手するとともに、気中工法における性状把握・廃棄物管理方針を検討し、ジオポリマーの充填材として適用性を検討した。また、SEEM学の構築では、未知の課題の抽出並びに課題解決方法や高等専門学校におけるSEEM学教育を検討した。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2026-003, 41 Pages, 2026/06
JAEA-Evaluation-2026-003.pdf:1.08MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和6年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
