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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
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
(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
であった。一方、
では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は
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
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。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06
被引用回数：1 パーセンタイル：98.37(Nuclear Science & Technology)Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by Cr
O
formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in 
-Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 
0.9 wt%.
谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200
C and 1300C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200C, while discrepancies at 1300C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.
Nguyen, H. H.
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112171_1 - 112171_13, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心中心部の燃料集合体は溶融して燃料デブリとなる一方、外周部の燃料集合体は損傷を受けていない状態にある、部分的に損傷した原子炉モデルの中性子特性に、減速材と燃料の体積比、燃料デブリの形状、および損傷した燃料集合体の数が及ぼす影響を調べた。調査は、SerpentコードとJENDL-5ライブラリを用いて実施した。結果、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に囲まれている場合、k
は燃料デブリの形状に基づいて2つのグループに分類できることが示された。逆に、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に完全に囲まれていない場合、燃料デブリの形状はkにほとんど影響を与えない。さらに、燃料デブリに出入りする中性子数の関係によって、燃料デブリの形状がkにどのように影響するかが決まる。
古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 谷村 嘉彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1086, p.171320_1 - 171320_8, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)物質に対する中性子照射から荷電粒子が放出される反応において、放出粒子と特定の励起状態にある残留核を同時に扱う核データライブラリを組み込むための新機能を、モンテカルロシミュレーションコードである 粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに実装した。本機能により、残留核の生成および脱励起ガンマ線の放出を考慮しつつ、各事象における全エネルギーおよび運動量保存を満たした上で、核データライブラリに基づく放出粒子のエネルギースペクトルおよび角度分布の高精度な予測が可能となる。この機能を用いることで、検出器応答や材料中の放射線損傷の高精度シミュレーションが実施できる。
Kreinder, B.; Cox, I.*; Grzywacz, R.*; 西尾 勝久; 他24名*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1085, p.171298_1 - 171298_7, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)In recent experiments, inorganic scintillators have been used to study the decays of exotic nuclei, providing an alternative to silicon detectors and enabling measurements that were previously impossible. However, proper use of these materials requires us to understand and quantify the scintillation process, specifically in response to very heavy nuclei. In this work, we show a simplified method based on the models of Birks (1951) and Meyer and Murray (1962) to parametrize the light output of inorganic scintillators in response to beams of energetic heavy ions over a broad range of energies. We test the accuracy of our parametrization approach by calculating light output and quenching factors for various ions and comparing them with experimental data from Lutetium Yttrium Orthosilicate (LYSO:Ce), a common inorganic scintillator. The Meyer-Murray model suggests that, for sufficiently heavy ions at high energies, the majority of the light output is associated with the creation of delta electrons, which are induced by the passage of the beam through the material. These delta electrons dramatically impact the response of detection systems when subject to ions with velocities typical of beams in modern fragmentation facilities. To illustrate this, we also present a qualitative estimate of the effects of delta rays on overall light output using the Birks-Meyer-Murray parametrization. The approach presented herein will serve as a basic framework for further, more rigorous studies of scintillator response to heavy ions. This work is a crucial first step in planning future experiments where energetic exotic nuclei are interacting with scintillator detectors.
塩津 弘之
Progress in Nuclear Energy, 195, p.106300_1 - 106300_11, 2026/05
被引用回数：0The transport and release behavior of fission products (FPs) during nuclear power plant accidents is strongly influenced by their chemical forms, particularly gaseous species, which can lead to enhanced environmental release. For iodine, one of the most volatile FPs, condensable cesium iodide (CsI) has traditionally been regarded as the dominant chemical form in state-of-the-art source term evaluations. However, recent experiments have indicated that molybdenum (Mo), a semi-volatile FP, can promote the formation of gaseous iodine through gas-phase reactions with CsI. The key controlling factor of these reactions is the oxygen potential of the atmosphere. In the TeRRa experiments, CsI-Mo gas-phase reactions were observed at 1150 K under Ar-20%O-0.8%O conditions (-31.7 kJ/mol-O), whereas no reaction occurred under Ar-20%HO conditions (-149 kJ/mol-O). Nevertheless, the specific reactive conditions governing these reactions have not yet been fully clarified. In this study, the oxygen-potential dependence of gas-phase reactions between CsI and Mo vapors in the TeRRa-CsIMo series experiments was numerically investigated using chemical equilibrium, mass transport, and reaction kinetics analyses. Chemical equilibrium and transport analyses were performed using the VICTORIA code, while detailed kinetic analyses were conducted with the Cantera software and the ECUME database. The results demonstrate that although CsI-Mo gas-phase reactions are thermodynamically favorable under oxidizing conditions that stabilize Mo in the MoO form (
-158 kJ/mol-O), their contribution to gaseous iodine formation is strongly constrained by kinetic limitations under lower oxygen potential conditions, even at high temperatures around 1150 K. These findings suggest that both thermodynamic and kinetic effects must be considered for reliable evaluation of iodine source terms during severe accidents, particularly under oxygen-starved environments.
Noseck, U.*; Sch
fer, 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
被引用回数：0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。
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
被引用回数：0This 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.
O solution熊谷 友多; 日下 良二; 高野 公秀; 渡邉 雅之
Journal of Nuclear Materials, 625, p.156553_1 - 156553_7, 2026/04
被引用回数：0U-Zr酸化物固溶体は、重大な原子炉事故時に形成される燃料デブリ中に一般的に含まれる相である。本研究では、放射線分解により生成する主要な酸化剤である過酸化水素に対するU-Zr酸化物固溶体の耐性を研究した。過酸化水素との繰り返し接触により、ウランの溶解は初期に進行するが次第に抑制され、ジルコニウムの溶解はより緩やかに進行した。ラマン分光およびX線回折により、表面の化学変化は限定的であり、ウラニル過酸化物の生成もわずかであった。表面に酸化還元活性サイトが存在するとした反応速度論モデルにより実験結果を再現した。解析の結果は反応活性サイトの表面密度は低いことを示唆した。これらの結果は、U-Zr酸化物固溶体の高い耐久性が保護被膜の形成によるものではなく、表面の酸化還元反応性の低さ自体に起因することを示唆する。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)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.
富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.443 - 454, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.
-containing porous hydrogel via freeze-crosslinking for efficiency and salt-robust dye Decolorization杉田 剛; 上田 祐生; 中部 倫太郎; 森 勝伸*; 南川 卓也; 関根 由莉奈
Journal of Photochemistry and Photobiology A; Chemistry, 473, p.116773_1 - 116773_9, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)高効率かつ広範な耐塩性を備えた光触媒材料の開発は、持続可能な廃水処理における主要な課題である。本研究では、凍結架橋法によりWOを封入したハイドロゲル(WFG)を開発した。この材料は共存塩の存在下でも高い活性を維持した。共焦点レーザー走査顕微鏡により、200
m未満の相互接続されたチャネルが確認され、良好な透水性を保証した。また、コントラストマッチング小角中性子散乱により、封入されたWOの二次粒子サイズ(約300nm)が水懸濁液中の粒子サイズと一致することが示された。可視光照射下において、WFGはインジゴカルミン(INC)を懸濁状態のWOよりも1.5倍、WO被覆ガラス板よりも3.7倍速く脱色した。共存塩類(NaNO、NaCl、NaSO
、NaHPO)は脱色効率に影響を与え、NaNOとNaSOは反応を促進する一方、Cl
とHPOは反応を抑制した。これはイオン強度と陰イオン種が接触効率と電荷移動に影響を与えることを示唆している。
海老原 健一; 山口 正剛; 板倉 充洋
Metallurgical and Materials Transactions A, 57(4), p.1480 - 1489, 2026/04
水素脆化は鉄鋼にとって重要な問題である。以前の数値モデルを改良することで、水素助長ひずみ誘起空孔を含む鉄試料からの水素の熱脱離スペクトルの実験結果を再現することに成功した。改良モデルでは、捕捉されたH原子の数で区別される空孔および空孔クラスターの濃度変数を採用した。この改良により、以前のモデルで必要だった空孔および空孔クラスターの移動に関する仮定が削除された。改良モデルを用いたシミュレーション結果から、元のモデルで計算されたスペクトル中の空孔および空孔クラスターに起因するピーク上のスパイク状の脱離は、仮定によって引き起こされたアーティファクトであることが明らかになった。さらに、水素チャージを伴う変形後の試料には、空孔だけでなく空孔クラスターも存在する可能性があることが示唆された。改良されたモデルは、水素影響下にある空孔および空孔クラスターを研究するための有用な枠組みであると考えられる。
Rn/At generator田中 皐*; 清水 悠介*; 井田 朋智*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗*; 浅井 雅人; 瀬川 麻里子; 横山 明彦*
Radiochimica Acta, 114(3), p.221 - 229, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)医療用放射性同位元素Atを製造・供給するためのRn/Atジェネレータシステムを開発している。本研究では、Rn/AtジェネレータシステムにおけるRnの気相回収条件を調査するため、溶液中のRnの溶解状況を解析した。硝酸-塩酸混合液中でのBiターゲットの溶解とそれに続く中和により、Rn回収効率が向上することが示された。気相Rn回収率は88%に達し、利用可能なAtの50%が回収されており、今後さらなる向上が期待される。
普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 山田 勉*; et al.
JAEA-Technology 2025-016, 253 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-016.pdf:20.16MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、令和6年度に東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを実施した。実施内容は、以下の通りである。過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。航空機モニタリングによる空間線量率の換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。
普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.
JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB
2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。
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。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
