International benchmark on radionuclide solubility and speciation for the Long-term In-situ Test (LIT) at Grimsel Test Site (GTS, Switzerland)

Noseck, U.*; Schfer, T.*; Alonso, U.*; 浜本 貴史*; Havlova, V.*; Hibberd, R.*; 石寺 孝充; 北村 暁; Klajmon, M.*; Missana, T.*; et al.

Applied Geochemistry, 201, p.106762_1 - 106762_23, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2026.106762

グリムゼル試験場(GTS)での長期原位置試験(LIT)および対応するモックアップ実験において、地球化学的条件が変化する環境でのSe(VI)、Tc(VII)、U(VI)、Np(V)、Am(III)、Th(IV)およびPu(IV)の挙動をより深く理解するために、熱力学ベンチマーク計算を実施した。本計算では、これらの元素の地球化学的な溶存状態評価モデルとデータベースの状況を確認することも目的としている。これらの実験は、結晶質岩石中に設置されたベントナイト人工バリアを含む放射性廃棄物処分場概念における廃棄体近傍の場をシミュレートしており、その知見は放射性廃棄物処分場の長期安全性評価に貢献する。

Microstructural evolution and mechanical hardening of Cr-coated MDA cladding under high-dose Fe ion irradiation

Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫*; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 根本 義之; 岡田 裕史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 625, p.156513_1 - 156513_9, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156513

Ion irradiation was carried out on Cr coating Zry cladding to investigate their microstructure evolution and mechanical properties. The sample was irradiated at reactor normal operation conditions. Microstructural observation and mechanical testing of non-irradiated samples and irradiated samples were performed to understand irradiation damage to the Cr-coated Zry cladding. Results of High Resolution Transmission Electron Microscopy and chemical analysis revealed Fe enrichment at the Cr coating and Zr substrate interface of irradiated samples due to irradiation enhanced diffusion or irradiation induced mixing. Irradiation led to the formation of Fe enrichment at the Cr Zr interface approximately 15nm. Moreover, hardening of the Cr coating and Zr substrate regions was observed in the irradiated sample.

令和6年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2025-013, 206 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-013.pdf:34.64MB

東京電力株式会社福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和6年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。山間部モニタリングへの無人航空機の適用可能性を確認するため、山間部における無人航空機の基礎性能試験を実施した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。令和6年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを階層ベイズ統計手法を用いて統合し、福島第一原発から80km圏内及び福島県内の空間線量率統合マップを作成した。令和6年度測定結果のWEBサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析を実施した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。令和6年度調査や原子力規制庁等で実施した環境モニタリングの測定データの一部をCSV等の形式で保存した。モニタリング地点の重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、過去からのスコアの変化要因について考察しモニタリング地点の重点化及び最適化のための基礎評価を実施した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動に着目して解析評価した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。

Validation of underwater radiation monitoring detector

Ji, 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

https://doi.org/10.1016/j.net.2025.103933

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。

Development of validation matrix of fuel assembly thermal-hydraulics sub-channel analysis code for sodium-cooled fast reactors

菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁

Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.15 (Internet), p.647 - 659, 2026/01

https://doi.org/10.1007/978-981-95-3417-3_53

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料集合体の安全設計では、信頼性の高い燃料集合体内の熱流動評価が必要である。原子力機構では、燃料集合体内の熱流動を評価するためサブチャンネル解析コードASFREを開発してきた。そのコードの信頼性を確認するため、AESJやASMEの標準に従いV&Vを実施する必要がある。本研究では、これまでに実施してきたValidationが十分か系統的に確認するために、まず現象の重要度ランク表を作成し、妥当性確認において着目する重要度が高い現象を抽出した。次に、妥当性確認の充足性を確認するために、妥当性確認マトリックスを作成し、集合体内の重要現象を解くためのコードの必須モデルと妥当性確認に必要な実験を整理した。

2D iron oxide at the graphene/SiC(0001) interface

榊原 涼太郎*; 寺澤 知潮; 河内 泰三*; 福谷 克之; 伊藤 孝寛*; 乗松 航*

Small Methods, 12 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1002/smtd.202501889

Fabrication of two-dimensional (2D) transition metal oxides has gained considerable attention due to their unique crystal structures and physical properties distinct from their bulk counterparts. Intercalation of foreign elements into the graphene/SiC(0001) interface is a possible approach for achieving this, as it enables the confinement and arrangement of atoms within the 2D interface. However, while various 2D metals and their compounds have been synthesized at the graphene/SiC interface, the fabrication of 2D transition metal compounds remains challenging. This difficulty arises from the high reactivity of transition metals such as Fe, Co, and Ni, which readily form carbides and silicides with the host material. In this work, the successful fabrication of a uniform 2D iron oxide at the graphene/SiC interface is demonstrated through the simultaneous intercalation of Fe and O. Direct observation using atomic-resolution electron microscopy revealed that the crystalline 2D iron oxide is encapsulated by graphene and forms a sharp interface with the SiC substrate. Mssbauer spectroscopy measurements suggest that the 2D iron oxide exhibits a magnetic ordering at low temperatures. These findings suggest another strategy for synthesizing 2D transition metal oxides, opening new avenues for the advancement of 2D magnetic materials.

Performance of UAV-based airborne gamma-ray spectrometry for wide-area radiation monitoring of contaminated sites

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

https://doi.org/10.1088/1361-6498/ae0cd4

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。

Re-evaluation of nuclear criticality characteristics for infinite and finite heterogeneous lattice systems composed of uranium-zirconium hydride fuel rods used in the TRIGA annular core pulse reactor NSRR

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB

TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.80.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。

On-going R&D program at JAEA on the Advanced Technology Fuels; An Update on the Cr-coated Zry cladding research

Mohamad, A. B.; 山下 真一郎; 根本 義之; 阿部 陽介; Pham, V. H.; 井岡 郁夫; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; Rizaal, M.; et al.

Proceedings of TopFuel 2025; Nuclear Reactor Fuel Performance Conference (Internet), 8 Pages, 2025/10

https://www.ans.org/pubs/proceedings/issue-3431/

In parallel with the Advanced Technology Fuel (ATF) development program in Japan, Japan Atomic Energy Agency has established an R&D program on the ATF to provide more scientific support to the ATF fuel vendors in Japan. Based on the identified phenomenological issues, the R&D program covers the issues mainly on the light water reactors conditions such as normal operation, loss of coolant accident, beyond design basis accident, and severe accident. The R&D program such as irradiation test, corrosion test, LOCA test, and etc. are proposed. By acquiring the data from the experiment, the final goal is to implement the experimental data and model into the simulation code in order to predict the fuel performance behaviour at high burn-up. In 2024 TOPFUEL, the introduction of the R&D has been presented. In 2025, the update on the Cr-coated research to simulate normal operation and accident conditions will be given. For example, tests are currently underway to understand the in-reactor environment, such as ion irradiation, gamma irradiation and proton irradiation tests. In addition, a loss-of-coolant accident is being simulated for accident conditions, and the chemical effects of fission products on the cladding are being studied.

令和6年度研究開発・評価報告書 評価課題「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」のうち「環境動態研究に関する成果」(事後評価)

福島廃炉安全工学研究所*

JAEA-Evaluation 2025-001, 23 Pages, 2025/09

JAEA-Evaluation-2025-001.pdf:0.72MB
JAEA-Evaluation-2025-001-appendix(CD-ROM).zip:185.38MB

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7年1月10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」のうち「環境動態研究に関する成果」に関する事後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第4期中長期計画期間(令和4年4月令和11年3月)における研究開発計画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事後評価の内容を取りまとめたものである。