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。

Critical power of boiling water flows in 33 rod bundle simulating BWR subchannels at elevated pressure conditions

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Communications in Heat and Mass Transfer, 179(Part.3), p.112282_1 - 112282_22, 2026/10

https://doi.org/10.1016/j.icheatmasstransfer.2026.112282

An experiment was conducted to measure critical power (CP) for steam-water flows in a short-length 33 rod bundle simulating boiling water reactor (BWR) subchannels at elevated pressure conditions. Two inlet conditions were considered: water single-phase flow and steam-water two-phase flow. The test conditions covered pressures from 2 to 7 MPa, mass fluxes from 250 to 1500 kg/ms, and inlet thermal equilibrium qualities (inlet quality) from 0.0 to 0.6. The measured CP data were compared with existing correlations: the CISE-GE, Biasi, and two types of Bowring correlations for single-phase and two-phase inlet conditions. For single-phase inlet conditions, these correlations somewhat overpredicted the CP data at lower pressure conditions. For two-phase inlet conditions, the Bowring correlation significantly underpredicted the CP data at higher inlet quality or higher mass flux conditions. The Bowring correlation for two-phase inlet conditions was modified using a correction factor formulated by the inlet vapor Reynolds number. The modified Bowring correlation predicted the CP with a mean absolute percentage error of 10.3%. The rod location of the first dryout was also investigated. The first dryout occurred on the center rod at higher mass flux conditions (500 kg/ms) and on the peripheral rod at lower mass flux conditions (500 kg/ms). This dependence on mass flux was influenced by steam-water distributions resulting from entrainment, deposition, and crossflow effects across subchannels. The experimental observations provide useful insights for developing mechanistic models to correlate CP or critical quality with local parameters at the CP location, independent of inlet flow conditions.

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。

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(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; 札幌大学*

JAEA-Review 2026-020, 81 Pages, 2026/09

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、「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の廃炉に向けて、原子炉格納容器およ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うえで、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6年度は、シミュレーションから得られる1映像を入力として、指定された制限時間以内でより精度の高い写真測量に基づいた立体復元結果が得られる方法論を研究開発した。また、構造物のグループ化に基づく3次元モデリングアルゴリズムの開発を実施し、3次元モデリングの高速化を目的とした立体復元計算の時短化アルゴリズムの開発もあわせて行った。さらに、生成モデルを用いて動画像データに対する生成精度を定量的に評価し、時短に結びつけるためのハードウェアの構築とソフトウェアの開発を進めた。

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(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 2026-017, 78 Pages, 2026/09

JAEA-Review-2026-017.pdf:5.67MB

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(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「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、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。あわせて未臨界度評価手法の開発を進める。令和6年度は、北海道大学では自立膜型ダイヤモンド検出素子の量産技術の確立が進んだ。産業技術総合研究所(AIST)ではCVD法による検出器用積層膜の成膜条件の探索が進んだ。高エネルギー加速器研究機構(KEK)では改良したASICの動作確認ができ、配線用印刷装置を使用して検出素子を信号処理回路基板に実装し、中性子の計測試験を行った。名古屋大学を中心に進めている臨界近接監視手法の開発は基本的検討が進み、近畿大学原子炉(UTR-KINKI)でのダイヤモンド中性子計測システムの評価試験を計画している。九州大学、原子力機構に関しても線照射場、熱中性子等方場でのダイヤモンド中性子計測システムの評価が予定通り進んだ。

Clarification of key input parameters for site boundary dose due to criticality of fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

福田 航大; 柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 郡司 智

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(9), p.1001 - 1014, 2026/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2648997

To proceed with the fuel debris removal at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F-NPS), it is important to evaluate the potential impact of unexpected criticality events. The purpose of this study is to clarify parameters that can have a significant impact on the site boundary dose due to the criticality of the fuel debris at 1F-NPS. Criticality, kinetics, and dose calculations were performed using a set of analysis conditions for 1F-NPS. The results showed that the impacts of specific input parameters on the site boundary dose were much larger than others. Even when these high-impact parameters were assumed to be very large or small, the site boundary dose did not exceed about 0.1 mSv under conditions considered in this study. The findings contribute to confirming the effectiveness of criticality countermeasures and to supporting the planning of efficient debris removal. To further improve the generality of the conclusions, additional analyses that consider 1F-NPS-specific criticality scenarios, such as continuous inflow of water around the fuel debris, would be necessary.

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。

Development of a 3D-printed two-stage virtual impactor for radioactive aerosol size classification and direct analysis

Laffolley, H.; 坪田 陽一; 黒江 彩萌; 加藤 友彰

ACS Omega (Internet), 11(30), p.45423 - 45438, 2026/08

https://doi.org/10.1021/acsomega.6c04521

放射性エアロゾルの粒径分級は、被ばく評価や廃炉作業において極めて重要である。本研究では、エアロゾルを3つの空気動力学径クラス(10m超、110m、1m未満)に分離し、内蔵フィルター上での直接分析を可能にする3Dプリント製2段式バーチャルインパクター「SPLIT」の開発を報告する。本装置は低コストで製造でき、使用後は焼却廃棄が可能なため、洗浄時の被ばくリスクや金属廃棄物の発生を回避できる。流路は数値流体力学により最適化し、光造形法で作製した。シミュレーションではカットオフ径を9.0mおよび1.3mと予測し、シャープな分離が示されたが、フロー間のわずかな粒子混入の課題も確認された。プロトタイプの寸法測定では流路の収縮や角の丸みがみられ、製造時の補正の必要性が示された。線香の煙を用いた実験では、サブミクロン粒子が主に1m未満のクラスに捕集された。また、平均径1.70mのRn娘核種含有NaCl粒子を用いた試験では、中間フィルター(110mクラス)で最大の放射能が検出され、予想通りの分級結果が得られた。本成果は、粒径分級と放射性粒子の直接分析を同時に実現する、軽量かつ低コストなインパクターの概念を実証するものである。

廃炉・環境回復課題における研究基盤の役割;高い不確実性を前提としたCLADS基礎・基盤研究とその戦略

眞田 幸尚; 須山 賢也; 飯島 和毅

日本原子力学会誌ATOMO, 68(8), p.529 - 533, 2026/08

https://doi.org/10.3327/jaesjb.68.8_529

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉および環境回復は、作業対象や作業環境に関する情報取得が高線量等により制約される中で進められる、極めて不確実性の高い長期的事業である。このため、廃炉の各段階において求められるのは、不確実性を完全に解消することではなく、不確実性が残る状況を前提として、将来の工程選択肢を狭めないための技術基盤をあらかじめ整備しておくことである。CLADSでは、燃料デブリや放射性廃棄物の性状把握、分析・処理・保管・処分に関する基礎・基盤研究を通じて、多様な技術オプションを幅広く準備・維持することを研究戦略の中核としてきた。本稿では、廃炉全体工程に内在する判断点を俯瞰的に整理した上で、CLADS研究のうち、現状把握や戦略検討に直接関与する研究を判断・意思決定との関係から位置づけるとともに、その他の工程において将来の選択肢を確保するための研究の役割を整理する。これにより、CLADSの基礎・基盤研究を、高い不確実性を前提とした研究基盤として捉え直し、1F廃炉・1F周辺の環境回復における研究の意義と今後の展望を示す。

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.