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。

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2659269

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 (e and 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 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 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.

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。

Fission mode identification in the Hg region; Derivative analysis approach

Kattikat Melcom, D. T.*; Tsekhanovich, I.*; Guezet, F.*; Andreyev, A.*; 西尾 勝久

Physical Review C, 114(1), p.014627_1 - 014627_8, 2026/07

https://doi.org/10.1103/qx28-3tkb

Existence of several fission modes (paths) comes from the nuclear structure of fissiong system, and it has been discussed from the measurement of fission-fragment mass (FFMD) and total kinetic energy (TKE) distributions. For some cases, especially fission from highly excited states, the obtained FFMDs are in general structureless, which makes the identification of fission modes ambiguous and analysis dependent. It has been thus desired to develop a robust analysis approach aiming at identification of a number of major fission modes in FFMDs. For this purpose, we propose a method to calculate the second derivative of FFMD. Number of detected minima on the second derivative curve is relevant to the number of fission modes and thus determines the structure of the fit function to be used for the FFMD and TKE data description. This approach was adopted to the high-energy fission of Hg, populated by the Ar+Sm fusion reaction at the JAEA tandem facility. Compared to the previous analysis assuming only single asymmetric fission mode, the current approach shows also the signature of symmetric fission mode.

燃料デブリ研究とSEEM学構築を基軸とした研究人材育成(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; 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。

Potential and solution conductivity inside stainless steel crevices in a very dilute bulk solution

相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣

Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2026.113812

This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential () and solution conductivity () were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (), an initial decrease in increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (), thereby promoting an increase in due to chloride accumulation. At later stages, increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing to peak and subsequently decrease. Larger ratios resulted in lower and higher . For the largest condition investigated (~mm, m), and reached 0.218~V and 195.3~Scm, respectively, after ~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding . These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.

Neutron capture cross-section measurements at TC-Pn in KUR for tungsten among nuclides in decommissioning

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.

KURNS Progress Report 2025, P. 101, 2026/06

https://adm.rri.kyoto-u.ac.jp/pub/progressrep2/

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中からWを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、結果の再現性を確認するために2回の断面積測定を行い、W(n,) W反応について43.51.2 barns、43.11.3 barnsを得た。従来の評価値38.10.5 barnsは、1.4%ほど過小評価されている可能性がある。得られた断面積の結果の確かさを検証するために、Wを中性子束モニタとして使用した照射実験を1回実施した。今回得られた断面積の結果は、AuやCoモニタで求められる中性子束の結果と整合性のある中性子束を与えることを確認できた。

Measurement of uranium and fission products in a spent fuel sample using fiber-optic laser-induced breakdown spectroscopy

Batsaikhan, M.; 大場 弘則*; 狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 若井田 育夫*; 岩田 圭弘; 坂本 寛*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 41(4), p.1324 - 1335, 2026/04

https://doi.org/10.1039/D5JA00451A

This study presents the development and application of a fiber optic laser-induced breakdown spectroscopy system designed for remote, in situ analysis of nuclear fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The system was deployed for the first time in a hot cell under high radiation to analyse an actual Boiling Water Reactors spent fuel sample as an exemplar of FDNPS fuel debris. The system successfully identified the main fuel components along with several long lived fission products and related markers such as Sr, Cs, Mo, Ba, and Rb. The emission intensity of the Ba, Rb, and Cs near the periphery region was slightly higher than at the center of the fuel. This indicates a higher concentration of these elements in that area.

第10回「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(NDEC-10)」報告集

宇佐美 博士; 伊藤 倫太郎; 眞田 幸尚

JAEA-Review 2025-050, 57 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2025-050.pdf:17.19MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃止措置は、長期にわたるプロジェクトであり、このようなプロジェクトを遂行していくには、今後の廃止措置を担う若い技術者や研究者の育成が必要かつ喫緊の課題となっている。この課題に対し、福島廃炉安全工学研究所廃炉環境国際共同研究センターでは、廃炉研究に取り組んでいる学生のための「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(Conference for R&D Initiative on Nuclear Decommissioning Technology by the Next Generation: NDEC)」を2016年から継続的に開催してきている。NDECは、人材育成と若手研究者ネットワーク形成を目的とした学生の研究成果発表の場であり、廃止措置に関係する若者が互いに成果を発表し、切磋琢磨することで研究活動に対するモチベーションを高めることを目的として実施している。第10回目となるNDEC-10を、2025年2月26日(水)-27日(木)の2日間にわたり、福井県敦賀市の文化交流センター「プラザ萬象」で開催した。本報告集は、これらの発表内容をまとめ、NDECの活動を広く周知するために公開するものである。

再処理特別研究棟の解体廃棄物に対する廃棄体化を考慮した分別の導入

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。