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。

耐放射線性を有するレーザスキャナとAI・画像処理による3Dモデリング法の開発(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; 大阪大学*

JAEA-Review 2026-009, 81 Pages, 2026/07

JAEA-Review-2026-009.pdf:5.42MB

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、英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス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。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「耐放射線性を有するレーザスキャナとAI・画像処理による3Dモデリング法の開発」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。本研究の全体像は、耐放射線性レーザスキャナと作成する点群の高質化に関する技術開発を行うものである。まず、高強度放射線下において半導体素子の利用を排除して耐放射線性を有する電気・機械素子のみで構成されるレーザ走査部と遠隔地の低線量場に設置する制御部が分離した3Dレーザスキャナシステムを開発する。開発した3Dレーザスキャナと商用化されている非耐放射線性3Dレーザスキャナを比較しながら性能を評価する。さらに、開発したスキャナが取得する疎な点群に対して機械学習等により解析し、新たな点群を増強・補完するシステムおよび写真群から対象物の3Dデータを生成するフォトグラメトリ技術により、点群を補完するシステムをそれぞれ開発することによって、信頼度のより高い3Dデータを得るための方法と技術を構築する。令和6年度の成果は以下のとおりである。(1)光学・電子回路系の設計と波形取得・解析ソフトの開発を通じて、耐放射線性3Dレーザスキャナの検出効率を評価する準備を行った。(2)AIを活用した点群補完システムを整備し、高密度化法と補完プロセスの検討を行った。(3)点群とフォトグラメトリ統合のための環境とワークフローを構築し、基準となる3Dモデルを作成した。(4)高線量下でのスキャン手法を分析し、精度比較評価の方法を検討した。(5)各研究項目と関係機関が連携し、計画的に研究を推進した。

高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発(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; 東京科学大学*

JAEA-Review 2026-007, 65 Pages, 2026/06

JAEA-Review-2026-007.pdf:4.67MB

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、「高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発」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、デブリ切り出し作業の安全性を最大限保証するため、作業中におけるダストおよび濁水環境下での炉内構造物/燃料デブリ形状および飛散物の可視化を数メートルオーダーの距離で可能とし、ロボットや作業アームへの搭載を鑑みて、小型かつ可搬性に優れた超音波装置を用いたレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発を目的としている。令和6年度は、超音波イメージングシステムのイメージング性能評価および高度化/高速化検討、数値シミュレーション、システム試作と実スケール検証、耐放射線性検証、超音波サブミリ測距システムの構築、LIBSへの超音波サブミリ測距システムの適用、計測システムのバッテリ駆動遠隔化などを行い、本報告書に取りまとめた。

燃料デブリ取り出しに向けた遠隔ロボット-計測技術の統合のための研究教育人材育成(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; 東京大学*

JAEA-Review 2026-001, 140 Pages, 2026/06

JAEA-Review-2026-001.pdf:9.25MB

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6年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出しに向けた遠隔ロボット-計測技術の統合のための研究教育人材育成」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、1Fにおける燃料デブリ取り出しに関して、性状把握・キャラクタリゼーションを遠隔で実現するためのロボット技術やセンサ及び放射線計測技術の開発、そして、それらの技術をシステムとして統合できる人材の育成を目指す。また、関連する研究実績や講義等のリソースを再整理することでSEEM学の構築を目指すとともに、実際の教育現場へ展開する。令和6年度の実績としては、過酷環境での放射線計測・センサ技術において、高い放射線耐性が見込める中性子検出器の最適化や放射線の入射イベントを適切に生成できるシミュレータの構築、3次元体積モデル生成のためのローバーの設計・開発を行った。また、取り出し工法に調和した遠隔ロボット技術では、遠隔操作支援のためのシミュレーション及び実機環境の構築と放射線分布推定を実現するためのセンサ構成の検討を行うとともに、運搬機能を備えたモジュール分割型軌道構造体として吊下式多腕型軌道構造体の提案、デブリサンプリングのための軽量化アームの検討、多視点遠隔操縦システム及び軌道計画器に入力するインタフェースを検討した。計測-遠隔ロボット統合技術と実証では、実スケール環境構造モデリングのための画像処理手法の開発や画像データ伝送法の検討、統合DXプラットフォームの開発、センサ・ロボットのモジュール化の基礎検討を行った。そして、廃炉工程を俯瞰した性状把握、キャラクタリゼーションでは、燃料デブリ分布推定に向けた剛体・弾性体解析手法の開発に着手するとともに、気中工法における性状把握・廃棄物管理方針を検討し、ジオポリマーの充填材として適用性を検討した。また、SEEM学の構築では、未知の課題の抽出並びに課題解決方法や高等専門学校におけるSEEM学教育を検討した。

Microstructural evolution and mechanical hardening of Cr-coated MDA cladding under high-dose Fe ion irradiation

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156513

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.

令和6年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

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。

原子力科学研究所等の放射線管理(2024年度)

原子力科学研究所 放射線管理部; 青森研究開発センター 保安管理課

JAEA-Review 2025-055, 107 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-055.pdf:2.26MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所、播磨放射光RIラボラトリー及び青森研究開発センターにおける放射線管理に関係する2024年度の活動をまとめたものである。これらの研究開発拠点で実施した放射線管理業務として、環境モニタリング、原子力施設及び放射線業務従事者の放射線管理、個人線量管理、放射線管理用機器の維持管理等について記載するとともに、放射線管理に関連する技術開発及び研究の概要を記載した。これらの研究開発拠点において、施設の運転・利用に伴って、保安規定等に定められた線量限度を超えて被ばくした放射線業務従事者はいなかった。また、各施設から放出された気体及び液体廃棄物の量とその濃度は保安規定等に定められた放出の基準値及び放出管理目標値を下回っており、これらに起因する周辺監視区域外における実効線量も保安規定等に定められた線量限度以下であった。放射線管理の実務及び放射線計測技術に関する技術開発・研究活動を継続実施した。

Facile preparation of antiviral grafted fabrics based on silver-immobilized phosphate groups and evaluation of COVID-19 infections

松村 大樹; 辻 卓也; 瀬古 典明*; 他5名*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 335(2), p.1543 - 1552, 2026/02

https://doi.org/10.1007/s10967-025-10608-y

The COVID-19 pandemic has underscored the need for protective materials with rapid and durable antiviral properties. We developed silver (Ag)-immobilized fabrics via radiation-induced graft polymerization and tested their activity against SARS-CoV-2. The fabrics reduced 40,000 viral particles to below detection within one hour, showed no Ag leaching after 24 h in water, and retained complete antiviral performance after one year of storage. These findings demonstrate the long-term stability and strong potential of Ag-immobilized fabrics for industrial use in protective equipment.

Effects of irradiation parameters on ' phase precipitation in FeCrAl alloys

山下 真一郎; 阿部 陽介; 大久保 成彰; 鵜飼 重治; 佐々木 泰祐*

QST-M-56; QST Takasaki Annual Report 2024, P. 28, 2026/02

This study continues our investigation of FeCrAl alloys, promising candidates for accident-tolerant fuel cladding materials, aiming to clarify the precipitation behavior of the embrittlement phase (' phase) and to contribute to the development of a predictive model. In FY2024, the irradiation dose was increased from the previously achieved 0.3 dpa, and data up to 0.64 dpa (partially 1.44 dpa) were obtained. This enabled the development of an ' phase precipitation map using chemical composition, damage rate, and damage dose as parameters. Multiple regression analysis quantitatively demonstrated that a decrease in damage rate, along with increases in Cr concentration and damage dose, tends to increase precipitation volume fraction. Notably, Al addition was found to suppresses ' phase precipitation, providing important insights for alloy design.

簡易粘弾性評価モデルを用いた炉内黒鉛構造物の応力挙動の解析的検討

西條 友章; 島崎 洋祐; 石原 正博

JAEA-Technology 2025-010, 126 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-010.pdf:12.52MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の運転中には、黒鉛構造物に熱応力が発生する。また、黒鉛材料は中性子照射により収縮挙動を示すとともに、クリープ現象が発生するため、原子炉停止時には黒鉛構造物に残留応力が発生する。そこで、HTTR炉心黒鉛構造物の設計においては、有限要素法応力解析コード「VIENUS」を用いた黒鉛構造物の応力解析を行ってきた。HTTRの黒鉛構造物は配置場所によって照射される温度域が400Cから1200Cと大きく異なるため、材料物性値や照射収縮などの照射挙動も黒鉛構造物ごとに異なる。一方、VIENUSコードは熱流動・熱伝導解析結果を解析条件として入力し応力を評価する解析コードであるため、温度条件や材料物性値をパラメータとした検討には向かない。そこで、本報告書ではVIENUSコードよりもパラメータスタディを効率的に実施できる2本のはり要素からなる簡易粘弾性評価モデルを用いて、400Cから1200Cの温度域にある黒鉛構造物の照射挙動が応力挙動に与える影響を解析し、運転時応力は黒鉛構造物の照射収縮の影響により、照射温度800Cを境に2つの異なる挙動を示すことを明らかにした。また、原子炉停止時の残留応力は熱応力に漸近するため、照射収縮が大きくなった場合でも過度に大きくならないことがわかった。さらに、簡易粘弾性評価モデルとVIENUSの応力解析結果を比較した結果、応力挙動の傾向が一致し、簡易粘弾性評価モデルは応力挙動の把握に有用であることが明らかとなった。