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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。
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 津幡 靖宏; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(8), p.969 - 975, 2026/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核燃料再処理における安全性評価のため、放射線分解によって生成される水素の温度依存性を調査した。放射線分解で生成される水素は可燃性であり、換気のない閉鎖空間で蓄積されると危険性が高まる。本研究では、実際の使用済み核燃料由来の溶液を用いて水素生成を評価した。従来のプルトニウム硝酸溶液を用いた研究と比較し、照射後の燃料組成を反映したより現実的な条件下での水素生成量を検討している。複数の温度における水素のG値を測定し、PHITSシミュレーションを用いて
線、
線、
線の線量寄与を評価した。その結果、高濃度硝酸および溶解した金属イオンによるラジカル捕捉効果により水素生成量が減少し、温度依存性は小さいことが確認された。撹拌条件下では、温度上昇に伴うG値の緩やかな減少傾向が見られ、これはパラジウム種による水素消費と関連している可能性がある。
田窪 勇作*; 高山 裕介*; 杉田 裕; 生越 季理; 石田 圭輔*
Environmental Earth Sciences, 85(9), p.229_1 - 229_19, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)In this study, sensitivity analysis was conducted to identify key parameters that strongly influence infiltration assessment. The results indicate that the intrinsic permeability and the water retention function have a significant impact on the simulation of liquid saturation as key parameters to be focused on the hydraulic modelling. Furthermore, the results of hydraulic analysis for saltwater infiltration with various concentrations suggest that the hydraulic analysis model is applicable for evaluating infiltration behaviour, by setting several analysis cases focused on variabilities of key parameters. This modeling approach, which focuses on the key parameters, has the potential to be a simple method to predict the hydraulic state transition of the buffer material during re-saturation period.
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：2 パーセンタイル：41.98(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修
JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01
JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB
再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。
Myagmarjav, O.; 野口 弘喜; 田中 伸幸; 上地 優; 杉本 千紘; 石井 克典; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
International Journal of Hydrogen Energy, 198, p.152495_1 - 152495_9, 2026/01
被引用回数：1 パーセンタイル：16.37(Chemistry, Physical)The thermal efficiency of hydrogen production via the thermochemical iodine-sulfur (IS) process can be significantly improved by applying a membrane reactor to the HI decomposition step. A key component in such systems is the hydrogen separation membrane, whose performance is strongly influenced by the properties of its support, consisting of a base -alumina tube and middle -alumina and silica layers. In this study, an innovative rotary coating technique was developed to fabricate middle -alumina layer with a smooth, defect-free surface and controlled thickness along an industrial-scale 400 mm length, an aspect not sufficiently addressed in previous studies. Key process parameters, including rotation speed, coating period, number of coating cycles, and coating solution concentration were systematically investigated. Unlike the conventional dip-coating method, which produced non-uniform layers (ranging from 31 to 56 
m from top to bottom of the support tube) and frequent defects, the rotary method yielded a uniform and thinner layer of 21 m along the full length. The resulting supports also demonstrated superior permeation performance and structural integrity, confirming their suitability for high-efficiency membrane applications in HI decomposition.
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。
気液間移行モデルの高度化吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-011, 25 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-011.pdf:2.15MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウムの揮発性の化学種(RuO)が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。RuOは施設内を移行する過程で床面に停留すると想定されるプール水中の亜硝酸(HNO
)によって化学吸収が促進されることが想定され、この挙動は実験的に確認されており、Ruの施設内での移行に重要な役割を担う。HNOを含む硝酸水溶液へのRuOの移行に係る実験から得られた成果をもとに、新たな化学吸収及び物理吸収モデルが提案されている。本報では、SCHERNの解析性能の向上の一環として、これらの吸収モデルを組込み、施設内を移行するRuOの気液各相での挙動の解析を試行した。その結果、RuOの放出が急激に増加する沸騰晩期では、液相中のHNOも急増する傾向が見られ、その濃度変化がその後のRuOの移行挙動に大きく影響することを確認した。この結果から硝酸-水混合蒸気の凝縮に伴う気液各相のHNOの化学的挙動の解析精度の向上が不可欠である。
廃炉環境国際共同研究センター; 岡山大学*
JAEA-Review 2025-022, 51 Pages, 2025/10
JAEA-Review-2025-022.pdf:3.05MB
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、「耐放射線プロセッサを用いた組み込みシステムの開発」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。本研究では、集積回路に光技術を導入した10MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線光電子プロセッサ、集積回路のみで実現する4MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線プロセッサ、同4MGyのトータルドーズ耐性の耐放射線メモリ及びそれらに必要となる1MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線電源ユニットの4つを開発する。そして、現在までに10MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線光電子プロセッサ、4MGyのトータルドーズ耐性の耐放射線メモリの2つの開発に成功した。マンチェスター大学とはロボットやLiDARに対する耐放射線プロセッサ、耐放射線FPGA、耐放射線メモリ、耐放射線電源ユニットの面で連携し、これまでにない高いトータルドーズ耐性を持つ耐放射線ロボットを実現していく。また、ランカスター大学とは耐放射線FPGA、耐放射線電源ユニットの面で連携し、放射線の種類、強度を正確に特定できるセンサー類を開発していく。
坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(10), p.593 - 597, 2025/10
高温ガス炉は高い安全性と多様な熱利用が可能な技術であり、2050年カーボンニュートラル達成に向けて重要な役割が期待される。国内では、カーボンフリー水素の安定供給を目的として実証炉の開発が進められている。原子力機構では、既存のHTTR技術を基盤に、水素製造施設との接続や技術課題の解決を行う。その一環として、HTTRに水素製造施設を接続したHTTR-熱利用試験を実施し、高温ガス炉による水素製造技術の確立を目指す。また、英国などとの国際的な連携を通じて成果を日本の技術開発に還元する。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09
東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
樋川 智洋; 津幡 靖宏; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.286 - 290, 2025/09
本発表では、放射線影響を反映した指標を用いた簡便な分離プロセスシミュレーション法を提案する。放射線分解による抽出能劣化を考慮してマイナーアクチノイド分離プロセスのシミュレーションを行った。その結果、プロセスでのマイナーアクチノイドの処理限界量が求められ、プロセスの放射線耐性についての知見が得られた。
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。
Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06
被引用回数：7 パーセンタイル：88.59(Energy & Fuels)The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/03
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI
H + I). A membrane that can efficiently separate H while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base -alumina support tube, a middle silica layer and a top H-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200 
C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
杉本 千紘; Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 95, p.98 - 107, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)The thermochemical iodine-sulfur (IS or SI) process can produce hydrogen by decomposing water through chemical reactions and nuclear heat. The hydrogen iodine (HI) decomposition reaction of the IS process thermally decomposes HI at ca. 500C to produce hydrogen. The thermal efficiency of hydrogen production in the thermochemical IS process can be effectively enhanced using a membrane reactor for the HI decomposition reaction; hydrogen separation membrane tubes made of ceramic are attached to a tube plate via sealing parts. The applicability of a sealing method using the expanded graphite grand packing was investigated. During 50 thermal cycles ranging between 25 C-450 C and gas pressure of 0.2-0.8 MPa (gauge), the leakage flow rate was approximately 2
10
Pa m
s
. This value is comparable to a detection limit of the standard bubble leak test, indicating that this sealing method works effectively.
竹内 正行; 佐野 雄一; 佐藤 武彦
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日本では、高速炉開発のロードマップが2022年に改訂され、今後の工程がより明確化された。その工程の1ステップとして2026年頃に高速炉燃料の検討が計画されている。本報告では、この燃料検討に向けた技術成熟度の評価や技術開発の現状について紹介する。技術開発内容に関しては、MA分離技術や共抽出技術を中心に現状や計画について説明する。
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2024-007, 24 Pages, 2024/08
JAEA-Research-2024-007.pdf:2.1MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種(RuO)が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。RuOの発生現象には、廃液の溶媒である硝酸の放射線分解で発生する亜硝酸が沸騰段階でのRuOの発生を抑制することが実験的に示されている。この現象を解析的に取り扱うには、廃液の当該事故時の硝酸及び亜硝酸を含めた窒素化合物の化学変化の解析が必要となる。廃液貯槽沸騰模擬コード:SHAWEDでは、硝酸-水-FP硝酸塩系での気液平衡の仮定に基づき廃液の温度上昇、硝酸及び水の蒸発量、気泡破裂に伴う飛沫生成量を計算する。現状の解析では、廃液中の亜硝酸濃度等の変化を模擬できない。より現象に即した模擬を可能にするため当該事故時の施設内の化学的な挙動を解析するSCHERNをSHAWEDと結合させ、放射線分解による亜硝酸の生成も考慮した廃液貯槽内の熱流動挙動解析及び化学挙動解析を同時に可能とするよう改良した。本報では、両計算コードを結合した計算の流れ、両者間でのデータの授受を概説し模擬結果の一例を示す。
山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*
JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MB
JAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB
福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。
