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論文

Neutronic analysis of a two-region damaged reactor model based on the external source mode of the Serpent code

Nguyen, H. H.

Annals of Nuclear Energy, 240, p.112711_1 - 112711_14, 2027/01

 被引用回数:0

本研究では、Serpentコードの外部線源モードを用いて、損傷した2領域炉モデルの核特性に対する燃料デブリ領域と健全燃料領域の個々の寄与を評価するとともに、これら2領域間の相互作用を解析した。また、システム温度、減速材中のホウ素濃度、損傷した集合体数などの要因が結果にどのような影響を与えるかについても検証した。結果は、システム温度やホウ素濃度の変動が線源パラメータのパターンに影響を与えないことを示している。しかし、これらの要因は2領域間の結合強度に影響を与える。さらに、損傷した集合体数の増加は、燃料デブリ領域と健全燃料領域間の結合強度の低下につながる。

論文

Unveiling the effects of Mn, Cr, Al, and Si on the low-temperature tempering behaviors of high-carbon martensite

Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Gong, W.; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*

Journal of Materials Science & Technology, 275, p.250 - 259, 2026/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

This study examines how substitutional alloying elements (Mn, Cr, Al, and Si) influence low-temperature tempering reactions in high carbon martensitic steels. Through comprehensive experimental techniques including ${it in-situ}$ neutron diffraction et al., the work clarifies how alloying modifies tempering kinetics by affecting carbon diffusion and phase nucleation. Al and Cr strongly suppress martensite tetragonality reduction and carbon redistribution, while retained austenite decomposes in two stages that are selectively delayed by different alloying elements. Overall, the tempering sequence and kinetics are shown to be governed by alloying-dependent control of carbon mobility and phase transformations.

論文

Long-term simulation of $$^{137}$$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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所の事故は、$$^{137}$$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$$^{137}$$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$$^{137}$$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、$$^{137}$$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$$^{137}$$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$$^{137}$$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$$^{137}$$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。

論文

Critical power of boiling water flows in 3$$times$$3 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

 被引用回数:0

An experiment was conducted to measure critical power (CP) for steam-water flows in a short-length 3$$times$$3 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/m$$^{2}$$s, 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/m$$^{2}$$s) and on the peripheral rod at lower mass flux conditions ($$leqq$$500 kg/m$$^{2}$$s). 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.

報告書

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

JAEA-Review-2026-020.pdf:6.0MB

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。

報告書

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$$gamma$$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。

論文

Probing the nuclear interaction radius with single-proton transfer reactions

Liu, R.*; Yan, S.*; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 他17名*

Chinese Physics C, 50(9), p.094004_1 - 094004_6, 2026/09

 被引用回数:0

In this work, the measurements of $$^{56,58}Fe$$($$^{18}$$O, $$^{17}$$N)$$^{57,59}$$Co transfer reactions were carried out and Distorted Wave Born Approximation calculations were employed to reproduce the experimental data with the systematic heavy ion optical potential to investigate the interaction radius. The Coulomb barrier radii $$r_{rm B}$$ were determined to be 9.58$$pm$$0.35 fm and 9.83$$pm$$0.37 fm for $$^{18}$$O+$$^{56}$$Fe and $$^{18}$$O+$$^{58}$$Fe, respectively. The maximum distances between two nuclei surfaces were calculated to be 0.68$$pm$$0.35 fm for $$^{18}$$O+$$^{56}$$Fe and 0.85$$pm$$0.37 fm for $$^{18}$$O + $$^{58}$$Fe in this work, which provide a clear physical picture of the distance between two nuclei surfaces in single-nucleon transfer reactions.

論文

Development of a particle-tracking model for explosive release and its coupling with the atmospheric dispersion model

入江 健太; 寺田 宏明; 川村 英之; 高野 公秀

Journal of Environmental Radioactivity, 299, p.108140_1 - 108140_20, 2026/09

 被引用回数:0

本研究では、爆発に伴う初期条件を大気拡散シミュレーションに明示的に導入するため、Explosive-release Particle Tracking Model(EPTM)を開発し、Worldwide version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information(WSPEEDI)と結合した。開発したモデルは、爆発直後の粒子挙動を解像するとともに、その後の大気輸送計算に対して物理的に妥当な初期条件を与えることを目的としている。EPTMの有効性と影響を検証するため、理想化した気象場を用いた数値実験を実施した。その結果、爆発による初期運動の影響は爆発地点近傍における濃度および地表沈着に対して顕著である一方、輸送距離の増加とともに次第に小さくなることが示された。爆発直後には、爆発ケースにおいて放射性物質の急速な鉛直再分配が生じる。この鉛直再分配により、非爆発ケースと比較して、放出源近傍では地表付近の濃度および地表沈着量が増加した。その結果、爆発地点近傍における大気中濃度の極大値や地表沈着パターンは、EPTMによって表現される爆発駆動型の初期条件に強く支配されることが分かった。一方、風下域では、爆発ケースと非爆発ケースの間の大気中濃度および地表沈着の差は小さくなった。これは、水平移流および乱流拡散が濃度分布と沈着分布を支配することで、プルームの発達に伴い初期爆発の相対的な影響が低下するためである。さらに、爆発エネルギーが増加すると、爆発地点近傍における大気中濃度および地表沈着のコントラストは増幅される一方で、風下域の濃度および沈着分布への影響は限定的であることが示された。

論文

Diffusion and sorption of Cs in the mudstone matrix at the Horonobe URL; Comparative experimental and modeling analysis between in situ and laboratory conditions

武田 匡樹; 大野 宏和; 伊藤 剛志*; 四辻 健治*; 深津 勇太; 佐藤 智文*; 舘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(9), p.1071 - 1085, 2026/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Diffusion and sorption of radionuclides in potential host rocks are key processes controlling the safe geological disposal of radioactive waste. To set reliable parameters of diffusion and sorption relevant to safety assessment, it is necessary to understand these processes under laboratory and in situ conditions, and to confirm the consistency or the relationship of these parameters ($$D$$e and $$K$$d) between both conditions. This paper focused on comparative experiments and modeling of diffusion and sorption of Cs for both in situ and laboratory conditions in siliceous mudstone in 350 m Gallery at the Horonobe Underground Research Laboratory (URL) in northern Hokkaido, Japan. The $$D$$e values for Cs were consistent between in situ and laboratory results, indicating typical cation excess and porewater salinity effects. The effect of the diffusion direction, parallel or perpendicular to the bedding plane was not significant. The $$K$$d values for Cs were also consistent between in situ and laboratory results, indicating the porewater salinity effect. The clay-based modeling approach, which considers the major contributions of clay minerals through cation excess diffusion by electrostatic interaction at the clay surface, and the component additive cation exchange reactions, could interpret the diffusion and sorption behavior of Cs under different salinity conditions and for both in situ and laboratory conditions.

論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

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.

論文

Bulk modulus and electron density distribution of high-pressure polymorphs of Fe-Ti-O minerals

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:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Fe-Ti-O鉱物(Fe$$_3$$O$$_4$$磁鉄鉱、Fe$$_2$$TiO$$_4$$ウルボスピネル、FeTiO$$_3$$イルメナイト、Fe$$_2$$TiO$$_5$$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$$K_0$$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$$d-p-pi$$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$$d-p-pi$$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。

報告書

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。

論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Multidisciplinary)

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(10$$mu$$m超、1$$sim$$10$$mu$$m、1$$mu$$m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「$$mu$$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9.0$$mu$$mおよび1.3$$mu$$m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1$$mu$$m未満のクラスに捕集された。また、平均径1.70$$mu$$m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(1$$sim$$10$$mu$$mクラス)で最大の$$alpha$$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。

論文

Accurate prediction of oxygen solution enthalpy in liquid sodium with SCAN-family machine-learning potentials

Gil, J.; 板倉 充洋; 小林 恵太

Computational Materials Science, 273, p.114924_1 - 114924_10, 2026/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

液体金属中の不純物の熱力学的性質を正確に把握することは、腐食や物質移動の予測に重要であるが、第一原理計算には大きな計算コストがかかる。本研究では、高精度な電子状態計算法であるSCAN系の計算と機械学習分子動力学法を組み合わせ、液体ナトリウム中の酸素溶解エンタルピーを評価した。SCAN、rSCAN、r$$^{2}$$SCANのデータで学習した原子間相互作用モデルにより、高精度かつ長時間の液体状態計算を実現した。計算値は酸素分子への経験的補正なしに実験推定値と一致し、従来のPBE法の主な誤差が液体ではなく気相酸素の計算に由来することが示された。本手法は、液体金属中の不純物熱力学を高精度かつ効率的に予測できる。

論文

A Study of high-temperature UO$$_{2}$$-Zr interactions in the presence of magnetite and ferrous melt

Zubekhina, B.; Pshenichnikov, A.; 高野 公秀

Journal of Nuclear Materials, 630, p.156701_1 - 156701_11, 2026/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Two systems, namely UO$$_{2}$$-Zr-Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$ and UO$$_{2}$$-Zr-steel were studied at temperatures of 2000-2100$$^{circ}$$C, in comparison with the reference UO$$_{2}$$-Zircaloy (Zry) system. All tests were performed in an argon atmosphere at a UO$$_{2}$$/Zr mole ratio varied from 16 to 18. Under the given test conditions, the addition of iron to the UO$$_{2}$$-Zry system results in a lower content of U in the resulting melt, regardless of the initial chemical form of iron. The resulting phases obtained in all three tests were compared with the composition of actual fuel debris samples collected at the sites of severe nuclear accidents.

論文

放射線監視用連続モニタの特性が原子力緊急時における測定値へ与える影響

佐藤 俊; 外間 智規*; 三上 智; 高橋 史明

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 25(3), p.93 - 105, 2026/08

放射線監視用連続モニタ(連続モニタ)の測定値は、原子力緊急時における空間線量率分布の把握や防護措置の判断に活用されるが、測定地上高、測定装置の種別、測定値の単位といった特性は様々である。本研究では、日本全国に設置された1,692か所の連続モニタを対象に、特性に関する調査を実施した。さらに、これらの特性が測定値に及ぼす影響について、軽水炉事故を想定した放射性核種の分布条件下で数値シミュレーションにより定量的に評価した。加えて、福島第一原子力発電所事故時の実測データとの比較により、解析モデルの妥当性を検証した。その結果、原子力緊急時の防護措置判断の基準である1m高さの周辺線量当量率を指標とした場合、連続モニタの採用している単位や地上高の違いによる測定値の変動は概ね0.7$$sim$$1.1倍の範囲内に収まることを明らかにした。本成果は、原子力緊急時における連続モニタの測定値の活用および今後の緊急時モニタリングに対して、有用な知見を提供するものである。

論文

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$$Sigma$$, 68(8), p.529 - 533, 2026/08

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。

論文

Real-time inversion of radioactive source distribution using air dose rate measurements via least absolute shrinkage and selection operator method

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$$L_2$$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$$T = 1$$(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$$5.4 times 10^{-3}$$であった。一方、$$T geq 2$$では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は$$3.1 times 10^{-3}$$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$$T = 2$$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。

報告書

管理区域で使用されているアスベスト含有物の撤去と保管管理

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

JAEA-Review-2026-019.pdf:5.3MB

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

報告書

データ駆動型オンサイト診断技術: 長期的健全性を確保するための微生物腐食リスク予測(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; 海洋研究開発機構*

JAEA-Review 2026-013, 86 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-013.pdf:5.3MB

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、「データ駆動型オンサイト診断技術:長期的健全性を確保するための微生物腐食リスク予測」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、ハイスループットな解析手法の開発や現場環境を模擬した試験、事故炉環境を想定した試験を通して、データ駆動型の統計解析を駆使し、高精度に微生物腐食リスクを予測することが可能な革新的オンサイト診断技術のプロトコルを確立・提供することを目的としている。そのために、ハイスループット解析手法、現場環境を模擬した試験、事故炉環境を想定した試験を組み合わせ、データ駆動型の統計解析を導入した。福島県内から環境試料を採取し、微生物群集構造を解析するとともに、オンサイト遺伝子診断に必要な要素技術の開発を進めた。これらの試料を用いて、さまざまな培養条件下で鉄腐食能を評価し、1F施設環境を模擬した試験系の設計を行った。さらに、実際の鉄腐食を測定できるハイスループット試験系を検証し、腐食バイオマーカーデータベースの基盤を整備した。また、微生物群集構造データと過去のMIC活性データを統合し、統計解析手法の適用性と課題を明らかにした。加えて、福島県内で先導的に環境試料採取を行い、腐食試料中の微生物観察に有効な固定条件を特定した。以上により、環境微生物群集情報、腐食関連微生物の培養、統計解析の適用性に関する有益な知見を得た。本成果は、1F周辺を含む多様な環境に適用可能なバイオマーカーに基づくユビキタスMIC診断技術の基盤を提供するものである。

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