Ambient dose rate variation in the Fukushima region visualized using explainable AI techniques

吉田 竜*; 操上 広志; 長尾 郁弥; 高橋 成雄*; 眞田 幸尚

Journal of Environmental Radioactivity, 293, p.107900_1 - 10790_13, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2026.107900

Following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident in 2011, ambient dose rates in the surrounding region have gradually declined due to radioactive decay and decontamination efforts. However, spatial variations in dose rate reduction remain insufficiently understood, particularly in forested areas where contamination persists. This study investigates long-term trends in ambient dose rate changes using explainable AI techniques. A 12-year integrated dose rate map, combining fixed-point, walk, carborne, and airborne survey data, was used to analyze temporal and spatial patterns. We developed a predictive model using Light Gradient Boosting Machine (LightGBM) to estimate dose rate reduction ratios based on geographic and environmental features. SHapley Additive Explanations (SHAP) were applied to quantify the contribution of each variable and enhance model interpretability. Our findings revealed that land use significantly influences dose rate reduction, with urban and agricultural areas showing faster declines due to infrastructure and human activity including decontamination works, while forests exhibit slower reductions. Notably, topographical features such as elevation and slope affect dose rate trends in undisturbed forests, with valleys and depressions showing stagnation. This study provided the first visual validation of area-wide decontamination effects and demonstrates the utility of explainable AI in environmental radiation analysis. The proposed approach offers a robust framework for geospatial interpretation and supports future policymaking for regional recovery and forest utilization.

Evaluation of sources and seasonal variations of dissolved Cs in stream water in forested catchments

佐久間 一幸; 吉村 和也; 中西 貴宏; 林 誠二*; 辻 英樹*; 舟木 泰智; 飯島 和毅

Science of the Total Environment, 1014, p.181397_1 - 181397_9, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.scitotenv.2026.181397

2011年福島第一原子力発電所事故により陸域環境へ多くの放射性セシウムが放出された。河川水中の溶存態放射性セシウムの発生源と季節変動を制御する要因を理解することは、環境放射能汚染の評価と低減に極めて重要である。2015年から2021年にかけ、渓流水、湧水、地下水、落葉溶出水、土壌間隙水、土壌浸透水における溶存態Cs濃度と溶存有機炭素(DOC)を調査した。源流域では、溶存態Cs濃度は地下水中の濃度と比較して湧水直後に増加した。約3年間の渓流水モニタリングにおいて、溶存態Cs濃度は水温、DOC濃度、K濃度と相関を示した。三成分混合モデルにより、渓流水の組成は主に地下水、森林落葉層/表土、土壌間隙水に由来することが明らかとなった。特に夏季の渓流水には土壌間隙水が顕著に影響しており、降水に従い地下水位の変動が要因と考えられる。溶出水も冬季の渓流水に比べ夏季の渓流水により影響を与えていた。これらの知見は、溶存態Csの季節変動が、温度依存性のある森林落葉層/表土からの溶出と土壌間隙水からの寄与増加によって駆動されることを示唆している。本研究は森林源流域河川における溶存態Csの発生源と季節的駆動要因を特定した初めての研究である。

Effect of CaCl addition on decontamination of radioactive Cs in soil via heat treatment

下山 巖; 小暮 敏博*; 奥村 大河*; 馬場 祐治*

Journal of Environmental Management, 397, p.128239_1 - 128239_11, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvman.2025.128239

大気条件および真空条件の両方で、放射性Csで汚染された福島土壌を熱処理し、NaCl添加の場合と比較することで、CaCl添加の熱的土壌除染に対する有効性を調査した。CaClを添加した場合、大気・真空いずれの条件下でも約740Cで95%を超える除染率が得られ、NaCl添加よりもやや高い効果を示した。風化黒雲母に吸着した非放射性Csの熱処理による除去においても、CaClはNaClより明確に高い効果を示した。NaClが真空条件下で土壌中の粘土鉱物に急速イオン交換(RIE)を引き起こすのに対し、CaClは大気条件および真空条件の両方で熱処理初期にRIEを誘起し、その後、粘土鉱物の分解と相変態を促進して放射性Csの除去に寄与することが明らかとなった。これらの結果から、CaClは単独でも熱処理に有効な添加剤であることが示された。

福島第一原子力発電所2号機原子炉格納容器貫通部X-6内の堆積物の分析

米山 海; 二田 郁子; 田中 康之; 小高 典康; 菊池 里玖; 坂野 琢真; 古瀬 貴広; 佐藤 宗一; 三本木 満; 田中 康介

JAEA-Technology 2025-008, 44 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-008.pdf:4.3MB

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)の廃炉に向け、原子炉建屋格納容器内部の調査が行われている。燃料デブリの取出しや建屋解体の作業を安全に進めるためには、汚染状況を把握し、作業の計画や作業者の被ばくを管理する必要がある。本件は、2号機原子炉格納容器貫通部X-6(X-6ペネ)内の堆積物について、含まれる元素、放射性核種濃度、核種組成を把握することを目的に分析を実施した。本分析の対象試料は、スミヤろ紙に付着したX-6ペネ内部の堆積物である。堆積物に含まれる核種の把握、また、元素や元素の共存の様子を把握するため、非破壊分析として線スペクトル分析、蛍光X線(XRF)分析、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線(SEM-EDX)分析を実施した。さらに、堆積物に含まれる放射性核種やその組成を詳細に明らかにするために、堆積物を硝酸及びフッ化水素酸で溶解し、溶解液中の核種、Sr-90及び核種の放射能分析を実施した。得られた結果を、2020年にX-6ペネ内の異なる場所で採取された堆積物の分析結果と比較した。非破壊での線スペクトル分析では、Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155及びAm-241が検出された。XRF分析では、格納容器内の構造物由来と考えられるFeが主要な元素として検出され、そのほか燃料や燃料被覆管に由来すると考えられる微量のU及びZrが検出された。SEMEDX分析の結果では、堆積物の主要な元素としてOとFeが検出されたことに加え、Uを含む粒子が観察され、UとともにFe、Si、Cr、Ni、Zrが検出された。これらの結果は2020年採取試料と同様の傾向であった。放射能分析では、非破壊測定で検出された核種(Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155)に加えて、Sr-90、Pu-238、Pu-239+240、Am-241、Cm-244、U-235、U-238の定量値を得た。これらの結果をもとに、1F事故に由来する汚染の主要な線放出核種であるCs-137を基準とした放射能比を算出した。さらに、U-238に対する放射能比についても算出し、ORIGENによる2号機の燃料組成の計算値と比較した。

革新的分光画像解析による燃料デブリの可視化への挑戦とLIBSによる検証(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*

JAEA-Review 2025-040, 111 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-040.pdf:22.28MB

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5年度に採択された研究課題のうち、「革新的分光画像解析による燃料デブリの可視化への挑戦とLIBSによる検証」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。本研究の目的は、ハイパースペクトルイメージング(HSI)とレーザー誘起ブレークダウン分光(LIBS)を組み合わせ、炉内物質を俯瞰的に認識・特定する技術を開発することである。HSIは100色以上のスペクトル情報を解析し、様々な物質の分類に既に応用されているものの、材料組成を直接評価できない。そこでHSIとLIBSを組み合わせることにより、正確かつ広範囲の炉内物質可視化技術となりうると考えた。本技術の実証のためには、適切な模擬炉内物質を準備し、そのトレーニングデータを取得・蓄積する必要がある。本研究では、標準物質の作製とHSIデータ解析を国立大学法人大阪大学、ウラン含有物質の作製とHSI/LIBS測定を日本核燃料開発株式会社(NFD)、LIBS開発をJAEAが担当する。英国側からは、ストラスクライド大学、英国国立原子力研究所(NNL)、ランカスター大学が本プロジェクトに参画している。標準試料の組成を過去の実験と熱力学計算結果から決定し、UO複合試料やコンクリートなどいくつかの試料を作製した。HSIデータをNFDに設置されたハイパースペクトルカメラを用いて取得し、スペクトル角マッパー(SAM)、線形判別分析(LDA)等によりある程度物質を分類できることを確かめた。LIBSについては、遠隔操作技術開発の一環として焦点距離の自動最適化技術の開発等に取り組んだ。

放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-037, 103 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-037.pdf:7.28MB

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、「放射性コンクリート廃棄物の減容を考慮した合理的処理・処分方法の検討」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、解体に伴い大量の発生が見込まれる放射性コンクリート廃棄物に着目し、減容・減量化策の現場適用について、コンクリート廃棄物の特性評価に基づき、典型的な再資源化処理工程を想定したうえでその課題を検討し、再資源化を含む合理的な処理・処分方法を検討・評価する。令和5年度には、放射性核種およびイオンの移行挙動への遷移帯の寄与を解明することを目的とし、セメント系試料中のCsの拡散試験、遷移帯を有する試料中のイオンの移動、Caの溶脱試験を実施した。また、遷移帯を含む核種移行モデルを構築するため、界面を挟む2つの媒体の拡散特性を考慮した確率分布をモデル化し、このサンプリング手法をランダムウォーク粒子追跡法の濃度計算に実装した。再資源化・再利用に向けた処理方法の検討として、非放射性Cs水溶液に浸漬した模擬汚染コンクリートを調製し、その特性を評価した他、骨材分離試験および熱分析試験の環境整備を行った。再資源化物の性状評価としては、模擬汚染骨材およびそれを利用した模擬再生コンクリートを調製し、模擬汚染骨材からイオン交換水や被覆したセメントペースト、再生コンクリートへのイオンの移行挙動を確認した。さらに、骨材分離の際に発生する模擬セメント微粉を用いて異なる配合の模擬廃棄体を調製し、力学あるいは化学特性を取得するとともに放射性核種の浸出挙動に関する試験を開始した。これらの結果を基に、再利用・再資源化を含む放射性コンクリート廃棄物管理シナリオを評価するため、コンクリート汚染状況に関する知見を収集、整理するとともに再利用・再資源化に伴う物量を推計するためのツールを整備した。

高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 理化学研究所*

JAEA-Review 2025-031, 124 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-031.pdf:7.93MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発」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。本研究は、自立・遠隔で駆動するセンサーを応用した放射線場マッピングが可能なシステムを開発することで、原子炉格納容器(PCV)内の放射線情報を網羅的かつリアルタイムで取得し、非常に透過性が高く、事故の要因となりえるガンマ線や中性子などの漏洩監視により、作業員や住民に対する安全性が担保可能なシステムを実環境に実装するため実証研究を行うものである。太陽電池型線量計は、宇宙用太陽電池として開発された高放射線耐性を有する半導体素子を利用し、自立駆動形の省電力・小型センサーとして開発を進め、PCVへの適応可能性について議論してきたが、CIGS太陽電池型線量計をベースとした1F実装には、素子の高機能化及びシステム化が必要となる。高機能化として、さらなる難アクセス箇所への探索を目指したフレキシブルシート化、マッピングモニタリングシステム開発基盤となる多接続化及び再臨界事故評価システム開発に向けたガンマ線・中性子検出構造の最適化を実施している。令和5年度は、CIGS太陽電池素子構造をベースとしたフレキシブル素子作成条件の探査とガラス基板CIGS素子を用いた試作機による初期特性をガンマ線、電子線及び中性子線照射試験により解明する。中性子検出構造においては、変換材料のホウ素を塗布による成膜条件の探査、ミリングによる粉末材料粒径の調整条件の解明や塗布法及び溶剤条件に関する選定を行う。また、マッピング計測では、複数のセンサーの計測及び線量情報を表示可能なシステム開発を行う。

A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 Accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570371

In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.

バイオアッセイ迅速分析法の確立に向けた検討

松尾 一樹; 井上 和美; 國分 祐司; 藤田 博喜

KEK Proceedings 2025-2(インターネット), p.124 - 129, 2025/12

https://lib-extopc.kek.jp/preprints/PDF/2025/2525/2525002.pdf

福島第一原子力発電所の廃炉作業において、作業者による放射性物質の内部取り込みが発生した場合には、内部被ばくによる線量評価を行うために様々な線放出核種や純線放出核種を対象としたバイオアッセイが必要となる。このバイオアッセイの手順に関して、放射能測定法シリーズのような標準マニュアル等はこれまでに制定されていない。そこで、本研究では、複数の放射性元素(Sr、U、Pu、Am、Cm)を対象としたより迅速な分析法の確立を目指し、文献を調査して分析手順を作成し、その手順が利用できる可能性を評価するために、化学分析回収率を求めた。なお、この検討には、模擬便と模擬尿を使用した。作成した分析法を用いて回収率を求めたところ、模擬尿(n=3)では、Puについては55%-75%程度、Uについては50%-80%程度、Amについては90%-100%程度であった。一方、模擬便(n=3)については、回収率がPuについては50%-70%程度、Uについては90%程度、Amについては100%前後であった。なお、模擬便においては、図の分析フローではUの回収率が低下したため、UTEVAレジンをTEVAとDGAの間に加えた。なお、Srについては回収率測定中である。作成したバイオアッセイ系統分析法の分析フローに対して、回収率取得実験を実施した。その結果、本研究で検討した線放出核種については50%以上の回収率を得られたため、本分析手順はバイオアッセイに利用できる可能性が示された。