JAEA-Review
2023-028
DOI:10.11484/jaea-review-2023-028

3次元線量拡散予測法の確立とγ線透過率差を利用した
構造体内調査法の開発（委託研究）－令和４年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業－

Establishment of 3-D Dose Dispersion Forecasting Method andDevelopment of In-structure Survey Using the Transparency Differenceof Each Line Gamma-ray (Contract Research)– FY2022 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource
Development Project –福島研究開発部門

福島研究開発拠点

廃炉環境国際共同研究センター

京都大学
Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science,
Fukushima Research Institute, Sector of Fukushima Research and Development
Kyoto University

March 2024
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

本レポートは国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です。
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研究成果利活用課

茨城県那珂郡東海村大字村松 4 番地 49

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JAEA-Review 2023-028

3 次元線量拡散予測法の確立と γ 線透過率差を利用した構造体内調査法の開発（委託研究）－令和 4 年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業－
日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門 福島研究開発拠点
廃炉環境国際共同研究センター
京都大学（2023 年 10 月 11 日受理）
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 4 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、「3 次元線量拡散予測法の確立と γ 線透
過率差を利用した構造体内調査法の開発」の令和 4 年度分の研究成果について取りまとめたものである。
我々は核ガンマ線の方向を完全に決定、光学カメラと同じ全単射によるガンマ線画像（線形画像）が測定できる電子飛跡検出型コンプトンカメラ（ETCC）を実現、今年、世界初の銀河拡散ガンマ線の直接観測に成功した。この特徴を生かし平成 30 年度英知事業に採択された「ガンマ線画
像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法」（以下、前研究）では、1F 免振棟から炉を含む 1km 四方を一度に撮像、約 100 か所のスペクトル測定を一度に実現、空からはスカイシャイン、炉からは 662keV ガンマ線が明瞭に測定でき、見晴台 50μSv/h
でも無遮蔽で撮像に成功した。令和 3 年度には京都大学複合原子力科学研究所の原子炉建屋内の3 次元線量測定を実施し、動作中の原子炉からのガンマ線の 3 次元撮像に成功した。さらに炉壁から放出された微量な 41Ar のガンマ線(1290keV)を動画で捉え、放射性物質拡散のガンマ線画像
モニタリングが可能であることを実証した。本研究は、前研究の成果を基にサブ mSv/h 環境での
3 次元汚染物質飛散検知・予測システムの 1F 内で使用可能な実用化を行う。また ETCC の MeV 以
上のガンマ線撮像能力を生かし透過性の高い 134Cs ガンマ線を利用した炉建屋内の 3 次元透視 Cs
分布測定法を開発する。さらに、数 mSv/h での動作を実現し炉建屋内で同測定を実施し、1.5MeV
以上のデブリガンマ線の炉壁透過ガンマ線探査も同時に行い、デブリの全容把握の実現を目指す。

本報告書は、日本原子力研究開発機構の英知事業における委託業務として、京都大学が実施した成果を取りまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター：〒979-1151 福島県双葉郡富岡町大字本岡字王塚 790-1

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JAEA-Review 2023-028
Establishment of 3-D Dose Dispersion Forecasting Method and Development of In-structure Survey Using
the Transparency Difference of Each Line Gamma-ray(Contract Research)－ FY2022 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project －Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science,
Fukushima Research Institute, Sector of Fukushima Research and Development
Japan Atomic Energy Agency
Tomioka-machi, Futaba-gun, Fukushima-ken
Kyoto University(Received October 11, 2023)
The Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science (CLADS), Japan Atomic Energy
Agency (JAEA), had been conducting the Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource
Development Project (hereafter referred to “the Project”) in FY2022.
The Project aims to contribute to solving problems in the nuclear energy field represented by thedecommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), Tokyo Electric Power Company
Holdings, Inc. (TEPCO). For this purpose, intelligence was collected from all over the world, and basic
research and human resource development were promoted by closely integrating/collaborating knowledge
and experiences in various fields beyond the barrier of conventional organizations and research fields.
The sponsor of the Project was moved from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science andTechnology to JAEA since the newly adopted proposals in FY2018. On this occasion, JAEA constructed a
new research system where JAEA-academia collaboration is reinforced and medium-to-long term
research/development and human resource development contributing to the decommissioning are stably andconsecutively implemented.
Among the adopted proposals in FY2022, this report summarizes the research results of the “Establishmentof 3-D dose dispersion forecasting method and development of in-structure survey using the transparency
difference of each line gamma-ray” conducted in FY2022.
We realized an electron track detecting Compton camera (ETCC) that can measure γ-ray images (linear
images) with the bijective projection. In the "Quantitative analysis of radioactivity distribution by imagingof high radiation field environment using gamma-ray imaging spectroscopy" (hereinafter referred to as theprevious project) adopted in FY2018, the 1 km square area including the reactor buildings was imaged atonce. In FY2021, 3D dosimetry in the reactor building of the Institute for Integrated Radiation and Nuclear
Science was carried out, and 3D imaging of γ- rays was successfully obtained. This project will build on the
results of the previous project to develop a practical 3D contaminant dispersion detection and prediction
system for sub-mSv/h environments. In addition, a 3D radiographic Cs distribution measurement method
inside the reactor building using highly penetrating 134Cs γ-rays will be developed. Furthermore, we willrealize the operation of ETCC at several mSv/h and conduct the same measurements inside the reactor
building, and carry out the imaging of debris γs by detecting higher energy γ-rays which penetrate the reactor
wall than a few MeV, aiming to realize a complete understanding of the debris.

Keywords: γ-ray Imaging Spectroscopy, 3-D γ-ray Imaging, Electron Tracking Compton Camera
This work was performed by Kyoto University under contract with Japan Atomic Energy Agency.
ii
ii

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目次

1. 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業の概要 ............................. 1
2. 平成 30 年度 採択課題 ............................................................. 2
3. 令和元年度 採択課題 .............................................................. 5
4. 令和 2 年度 採択課題 .............................................................. 8
5. 令和 3 年度 採択課題 ............................................................. 106. 令和 4 年度 採択課題 ............................................................. 12

付録 成果報告書 ................................................................... 15

Contents

1. Outline of Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project................................................................................. 1
2. Accepted Proposal in FY2018 ...................................................... 2
3. Accepted Proposal in FY2019 ...................................................... 5
4. Accepted Proposal in FY2020 ...................................................... 8
5. Accepted Proposal in FY2021 ..................................................... 10
6. Accepted Proposal in FY2022 ..................................................... 12

Appendix Result Report ............................................................. 15

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1.

英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業の概要

文部科学省では、「東京電力（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等研究開発の加速プラン（平成 26 年 6 月文部科学省）」等を踏まえ、平成 27 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。）を立ち上げ、「戦略的原子力共同研究プログラム」、「廃炉加速化研究プログラム」及び「廃止措置研究・人材育成等強化プログラム」を推進している。
具体的には、国内外の英知を結集し、国内の原子力分野のみならず様々な分野の知見や経験を、
機関や分野の壁を越え、国際共同研究も含めて緊密に融合・連携させることにより、原子力の課
題解決に資する基礎的・基盤的研究や産学が連携した人材育成の取組を推進している。
一方、日本原子力研究開発機構（以下、「JAEA」という。）では、平成 27 年に廃炉国際共同研究センター（以下、「CLADS」という。現：廃炉環境国際共同研究センター）を組織し、「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等に向けた中長期ロードマップ」等を踏
まえ、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廃炉（以下、「1F 廃炉」という。
）に係る研究開発を進めている。
また、平成 29 年 4 月に CLADS の中核拠点である「国際共同研究棟」の運用を開始したことを踏
まえ、今後は CLADS を中核に、廃炉の現場ニーズを踏まえた国内外の大学、研究機関等との基礎的・基盤的な研究開発及び人材育成の取組を推進することにより、廃炉研究拠点の形成を目指す
ことが期待されている。
このため、本事業では平成 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することとし、従来のプログラムを、①共通基盤型原子力研究プログラム、②課題解決型廃炉研究プログラム、③国際協力型廃炉研究プログラム、④研究人材育成型廃炉研究プログラム（令和元年度より新設）に再編した。

-1-

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2.

平成 30 年度 採択課題

平成 30 年度採択課題については以下のとおりである。
課題数：19 課題
共通基盤型原子力研究プログラム

11 課題（若手研究 6 課題、一般研究 5 課題）

課題解決型廃炉研究プログラム

6 課題

国際協力型廃炉研究プログラム

2 課題（日英共同研究）

平成 30 年度 採択課題一覧
共通基盤型原子力研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

河野 仁

東京工芸大学

山﨑 信哉

筑波大学

片岡 隆浩

岡山大学

大石 佑治

大阪大学

島田 幹男

東京工業大学

岩田 圭弘

東京大学

被災地探査や原子力発電所建屋内情報収集のための
半自律ロボットを用いたセマンティックサーベイマ
ップ生成システムの開発
汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化
ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部
被ばくの横断的生体影響評価
炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発
iPS 細胞由来組織細胞における放射線依存的突然変異計測系の確立
レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低い
ストロンチウム 90 の迅速分析技術開発-2-

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共通基盤型原子力研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオ
ライト焼結固化技術の開発

新井 剛

芝浦工業大学

燃料デブリ取り出しを容易にするゲル状充填材の
開発

牟田 浩明

大阪大学

レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定

斉藤 拓巳

東京大学

過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発

岡本 保

木更津工業
高等専門学校レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発

長谷川 秀一

東京大学

課題名

研究代表者

所属機関

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基
盤研究

桐島 陽

東北大学

ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場
環境の画像化による定量的放射能分布解析法

谷森 達

京都大学

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止
技術の開発

鈴木 俊一

東京大学

アルファダストの検出を目指した超高位置分解能
イメージング装置の開発

黒澤 俊介

東北大学

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究

渡邉 隆行

九州大学

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発

萩原 雅之

高エネルギー
加速器研究機構

課題解決型廃炉研究プログラム-3-

JAEA-Review 2023-028

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献五十嵐 康人

茨城大学

三澤 毅

京都大学

放射線耐性の高い薄型 SiC 中性子検出器の開発-4-

JAEA-Review 2023-028

3.

令和元年度 採択課題

令和元年度採択課題については以下のとおりである。
課題数：19 課題
共通基盤型原子力研究プログラム

7 課題（若手研究 2 課題、一般研究 5 課題）

課題解決型廃炉研究プログラム

4 課題

国際協力型廃炉研究プログラム

4 課題（日英共同研究 2 課題、日露共同研究 2 課題）

研究人材育成型廃炉研究プログラム 4 課題

令和元年度 採択課題一覧
共通基盤型原子力研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

ウラニル錯体化学に基づくテーラーメイド型新規海水ウラン吸着材開発

鷹尾 康一朗東京工業大学

動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボッ
トの半自律遠隔操作技術の確立

田中 基康

電気通信大学-5-

JAEA-Review 2023-028

共通基盤型原子力研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建
屋内放射線源分布計測

瓜谷 章

名古屋大学

低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ス
トレス状態の検討

鈴木 正敏

東北大学

単一微粒子質量分析法に基づくアルファ微粒子オ
ンラインモニタリングに向けた基礎検討

豊嶋 厚史

大阪大学

幹細胞動態により放射線発がんを特徴付ける新たな評価系の構築飯塚 大輔

量子科学技術研究開発機構梅沢 仁
耐放射線性ダイヤモンド半導体撮像素子の開発（～R2.3.31）

大曲 新矢

産業技術総合研究所（R2.4.1～）

課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

Multi-Physics モデリングによる福島 2・3 号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定

山路 哲史

早稲田大学

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発

渡邉 大輔

日立ＧＥ
ニュークリ
ア・エナジー

竹下 健二
アパタイトセラミックスによる ALPS 沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発（～R3.6.30）

塚原 剛彦

東京工業大学（R3.7.1～）

拡張型スーパードラゴン多関節ロボットアームによる圧力容器内燃料デブリ調査への挑戦

-6-

高橋 秀治

東京工業大学JAEA-Review 2023-028

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

高い流動性および陰イオン核種保持性を有するア
ルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化

佐藤 努

北海道大学

静岡大学
再臨界前の中性子線増に即応可能な耐放射線 FPGA
システムの開発渡邊 実（～R3.3.31）

岡山大学（R3.4.1～）

国際協力型廃炉研究プログラム（日露共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化

小原 徹

東京工業大学

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究

金井 昭夫

慶應義塾

課題名

研究代表者

所属機関

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成

淺間 一

東京大学

化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育
成

高貝 慶隆

福島大学

研究人材育成型廃炉研究プログラム

大貫 敏彦（～R2.3.31）

放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明

竹下 健二（～R3.6.30）

東京工業
大学

塚原 剛彦
（R3.7.1～）

燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発

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永井 康介

東北大学

JAEA-Review 2023-028

4.

令和 2 年度 採択課題

令和 2 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 2 年 3 月 17 日～令和 2 年 5 月 14 日（課題解決型）
令和 2 年 5 月 13 日～令和 2 年 7 月 15 日（国際協力型）
課題数：10 課題
課題解決型廃炉研究プログラム

8 課題（若手研究 2 課題、一般研究 6 課題）

国際協力型廃炉研究プログラム

2 課題（日英共同研究）

これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面接審
査、日英共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議での審議を経て、採択課題を決定した。

令和 2 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

楊 会龍
燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査（～R4.7.31）

村上 健太

東京大学

（R4.8.1～）

健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発

-8-

岡本 章玄

物質・材料
研究機構

JAEA-Review 2023-028

課題解決型廃炉研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド
中性子検出器の要素技術開発

田中 真伸

高エネルギー
加速器研究
機構

α／β／γ 線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現：ナノバブルを用いた新規防食技術の開発

渡邉 豊

東北大学

β、γ、X 線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発

篠原 宏文

日本分析
センター

合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄
筋コンクリート長期状態変化の定量評価

丸山 一平

東京大学

溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討

小崎 完

北海道大学

マイクロ波重畳 LIBS によるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦

池田 裕二

アイラボ

課題名

研究代表者

所属機関

革新的水質浄化剤の開発による環境問題低減化技
術の開拓

浅尾 直樹

信州大学

鎌田 創

海上・港湾・
航空技術研究所

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン
技術の研究開発-9-

JAEA-Review 2023-028

5.

令和 3 年度 採択課題

令和 3 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 3 年 3 月 16 日～令和 3 年 5 月 17 日（課題解決型）
令和 3 年 4 月 13 日～令和 3 年 7 月 1 日（国際協力型 日英共同研究）
令和 3 年 7 月 12 日～令和 3 年 8 月 18 日（国際協力型 日露共同研究）
課題数：12 課題
課題解決型廃炉研究プログラム
国際協力型廃炉研究プログラム

8 課題
2 課題（日英）、2 課題（日露）

これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面
接審査、日英・日露共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議及びステアリ
ングコミッティでの審議を経て、採択課題を決定した。
令和 3 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究

前田 匡樹

東北大学

燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性デー
ターベースの高度化

宇埜 正美

福井大学

ジオポリマー等による PCV 下部の止水・補修及び安定化に関する研究

鈴木 俊一

東京大学

世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立

坂本 哲夫

工学院大学

アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分
析法の高度化

豊嶋 厚史

大阪大学

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JAEA-Review 2023-028

課題名

研究代表者

所属機関

連携計測による線源探査ロボットシステムの開発
研究人見 啓太朗

東北大学

安原 亮

自然科学
研究機構

中瀬 正彦

東京工業
大学

研究代表者

所属機関

中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニ
タリング手法の開発
福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハ
イブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構
築・安全評価国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）課題名

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究

Erkan
Nejdet（～R4.1.31）

東京大学

三輪 修一郎（R4.2.1～）

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレー
タのナビゲーションおよび制御

淺間 一

東京大学

課題名

研究代表者

所属機関

福島第一発電所 2、3 号機の事故進展シナリオに基づく FP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状
況・デブリ性状の把握

小林 能直

東京工業
大学

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の
高度化

小原 徹

東京工業
大学

国際協力型廃炉研究プログラム（日露共同研究）- 11 -

JAEA-Review 2023-028

6.

令和 4 年度 採択課題

令和 4 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 4 年 3 月 1 日～令和 4 年 5 月 6 日（課題解決型）
令和 4 年 4 月 7 日～令和 4 年 6 月 16 日（国際協力型 日英共同研究）
課題数：8 課題
課題解決型廃炉研究プログラム 6 課題
国際協力型廃炉研究プログラム 2 課題（日英）これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面
接審査、日英・日露共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議及びステアリ
ングコミッティでの審議を経て、採択課題を決定した。
令和 4 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用

黒澤 俊介

東北大学

3 次元線量拡散予測法の確立と γ 線透過率差を利用した構造体内調査法の開発

谷森 達

京都大学

α汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技
術開発

樋口 幹雄

北海道大学

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

奥野 泰希

京都大学

障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発

新井 宏之

横浜国立
大学

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JAEA-Review 2023-028

課題名

研究代表者

所属機関

無線 UWB とカメラ画像分析を組合せたリアルタイ
ム 3D 位置測位・組込システムの開発・評価

松下 光次郎

岐阜大学

課題名

研究代表者

所属機関

耐放射線プロセッサを用いた組み込みシステムの
開発

渡邊 実

岡山大学

マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ
微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の
探求

塚原 剛彦

東京工業
大学

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）- 13 -

JAEA-Review 2023-028

本報告書は、以下の課題の令和 4 年度分の研究成果について取りまとめたものである。

課題解決型廃炉研究プログラム課題名
3 次元線量拡散予測法の確立と γ 線透過率差を利用した構造体内調査法の開発

研究代表者

所属機関

谷森 達

京都大学

研究成果を取りまとめた成果報告書を付録として添付する。

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JAEA-Review 2023-028

付録
成果報告書

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JAEA-Review 2023-028

令和 4 年度

日本原子力研究開発機構
英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業
3 次元線量拡散予測法の確立とγ線透過率差を利用した
構造体内調査法の開発（契約番号

R04I117）

成果報告書

令和 5 年 3 月
国立大学法人京都大学- 17 -

JAEA-Review 2023-028

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の「英知を結集した原子力科学技術･人材育成推進事業」による委託業務として、国立大学法人京都大学が実施した「3 次元線量拡散予測法の確立とγ線透過率差を利用した
構造体内調査法の開発」の令和 4 年度分の研究成果を取りまとめたものである。

- 18 -

JAEA-Review 2023-028

目次
概略 ............................................................................... ⅷ
1.

はじめに ...................................................................... 1-1

2. 業務計画 ...................................................................... 2-1
2.1 全体計画 ................................................................... 2-1
2.2 実施体制 ................................................................... 2-3
2.3 令和 4 年度の成果の目標および業務の実施方法 ................................. 2-4
2.3.1 3 次元線量拡散予測システムの構築（京都大学、福島 SiC、原子力機構）....... 2-4
2.3.2 1 mSv/h 環境での ETCC 画像取得法の開発（京都大学、福島 SiC） ............. 2-4
2.3.3 構造体内部 3 次元線量分布測定法の開発（原子力機構、京都大学） ........... 2-4
2.3.4 高線量 ETCC の製作（京都大学） .......................................... 2-4
2.3.5 10 mSv/h での遮蔽技術（京都大学、再委託先：福島 SiC） ................... 2-4
2.3.6 ガンマ線によるデブリ探査の調査（京都大学、福島 SiC、原子力機構） ...... 2-4
2.3.7 研究推進 ............................................................... 2-4
3. 実施内容および成果 ............................................................. 3-1
3.1 3 次元線量拡散予測システムの構築（京都大学、福島 SiC、原子力機構） .......... 3-1
3.1.1 実施内容 ............................................................... 3-1
3.1.2 成果 ................................................................... 3-1
3.1.3 まとめ ................................................................. 3-2
3.2 1 mSv/h 環境での ETCC 画像取得法の開発（京都大学、再委託先：福島 SiC）........ 3-5
3.2.1 実施内容 ............................................................... 3-5
3.2.2 成果 ................................................................... 3-5
3.2.3 まとめ ................................................................. 3-7
3.3 構造体内部 3 次元線量分布測定法の開発（原子力機構、京都大学） ............... 3-7
3.3.1 実施内容 ............................................................... 3-7
3.3.2 成果 ................................................................... 3-7
3.3.3 まとめ ................................................................ 3-15
3.4 高線量 ETCC の製作（京都大学） ............................................. 3-16
3.4.1 実施内容 .............................................................. 3-16
3.4.2 成果 .................................................................. 3-16
3.4.3 まとめ ................................................................ 3-17
3.5 10 mSv/h での遮蔽技術（京都大学、再委託先：福島 SiC） ...................... 3-17
3.5.1 実施内容 .............................................................. 3-17
3.5.2 成果 .................................................................. 3-17
3.5.3 まとめ ................................................................ 3-19
3.6 ガンマ線によるデブリ探査の調査（京都大学、原子力機構、福島 SiC） ........... 3-19
3.6.1 実施内容 .............................................................. 3-19
3.6.2 成果 .................................................................. 3-19ⅰ
- 19 -

JAEA-Review 2023-028

3.6.3 まとめ ................................................................ 3-20
3.7
人材育成の取り組み......................................................... 3-20
3.6.3
まとめ ................................................................
3.8
研究推進 ..................................................................
3.7 人材育成の取り組み......................................................... 3-20
3.8 研究推進 .................................................................. 3-20
4. 結言 .......................................................................... 4-1
4. 結言 .......................................................................... 4-1
参考文献 .......................................................................... 5-1
参考文献 .......................................................................... 5-1

ⅱ
-ⅱ
20 -

JAEA-Review 2023-028

執筆者リスト

事業代表者
国立大学法人京都大学

再委託先
福島 SiC 応用技研株式会社
連携先
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

ⅲ- 21 -

非常勤研究員
助教
助教
特定研究員

谷森達（名誉教授）
高田淳史
谷垣実
園田真也

社員
社員

水本哲矢
古村翔太郎

副センター長
研究主幹
研究主幹

永井晴康
中山浩成
佐藤大樹

JAEA-Review 2023-028

表一覧

表 3.3.2-1
表 3.3.2-2
表 3.8-1

シミュレーション解析に用いたコンクリートの元素組成比および密度
コンクリートに対するガンマ線の質量減衰係数
打ち合わせ・会議の日程とその概要

ⅳ- 22 -...........................
3-8...........................
3-10...........................
3-20

JAEA-Review 2023-028

図一覧
図 1-1
図 1-2
図 2.1-1
図 2.2-1
図 3.1.1-1
図 3.1.2-1
図 3.1.2-2

電子飛跡検出型コンプトンカメラ（ETCC）
前研究で開発した軽量型 ETCC
年次計画
実施体制図
実用化 ETCC の概念図と完成した実用化 ETCC（カバーなし）
小型電源の写真、以前の電源との大きさの比較の写真
前のトリガーシステムの比較
シンチレータ 1cm 厚鉛遮蔽と銅の放熱板に取り付けられたクーラー
MPPC 回路冷却システムの概念図（左）、放熱板（中央）と水冷クーラー（右）ETCC 底面、内部に取り付けられた電源＋トリガー
MPPC の 9 つのユニットの温度変化とクーラーの効果
大型三脚に搭載された実用型 ETCC
Ne-Ar-CF4 ガスと Ar ガスの違いによる TPC の性能の違い
FRS ガンマ線照射場に設置された ETCC
中性子照射下での 10B 溶液ファントムの Ar と Ne-Ar-CF4 ガスを変えたときの画像とスペクトルPHITS の計算体系およびガンマ線フルエンス分布
コンクリート壁透過後のガンマ線のエネルギースペクトルPHITS で解析した 1.5、2.0、3.0 および 5.0 MeV ガンマ線のコンクリートに対する減衰曲線
線源強度比1.0、0.5、1.0 で存在する1.5、3.0 および5.0 MeV
単色エネルギーガンマ線源のコンクリート壁透過後のエネルギ
ースペクトル
図 3.3.2-4 で示した条件における 5.0 MeV ピーク成分の全スペ
クトルに対する比令和元年 1F 全景線量分布および 662 keV ガンマ線分布の前解
析と再解析の比較...........................
1-1...........................
1-1...........................
2-2...........................
2-3...........................
3-2...........................
3-2...........................
3-3

図 3.3.2-7

ガンマ線吹き上げの推定構造...........................
3-14

図 3.3.2-8

1、2 号炉上空のガンマ線のエネルギーによる上昇限界のシミュ
レーション...........................
3-14

図 3.3.2-9

662 keV ライン強度と連続ガンマ線との比を画像化...........................
3-14

図 3.3.2-10

ガンマ線透過性を利用した ETCC による建屋内 3 次元線量分布
測定提案
京大複合研 原子炉建屋内スペクトル
高線量場 ETCC の概念図と令和 4 年度製作した TPC 容器とドリフト電極
シミュレーションで用いた 1F 炉建屋周辺のガンマ線分布モデル

図 3.1.2-3
図 3.1.2-4
図 3.1.2-5
図 3.1.2-6
図 3.1.2-7
図 3.2.2-1
図 3.2.2-2
図 3.2.2-3
図 3.3.2-1
図 3.3.2-2
図 3.3.2-3
図 3.3.2-4

図 3.3.2-5
図 3.3.2-6

図 3.3.3-1
図 3.4.2-1
図 3.5.2-1ⅴ
ⅴ- 23 -...........................
3-3...........................
3-3...........................
3-3...........................
3-4...........................
3-4...........................
3-5...........................
3-6...........................
3-7...........................
3-8...........................
3-9...........................
3-10...........................
3-11...........................
3-12...........................
3-13...........................
3-15...........................
3-16...........................
3-16...........................
3-18

JAEA-Review 2023-028

図 3.5.2-2

20 cm径ETCC、Ne-Ar-CF4（50、0.5、49.5%）1.5 気圧仕様の場合の0.3 mSv/h でのTPC およびシンチレータ（GSO）の予想スペク
トルⅵ- 24 -...........................
3-18

JAEA-Review 2023-028

略語一覧
東電

東京電力ホールディングス株式会社

1F

東京電力ホールディングス株式会社

京大

国立大学法人京都大学

複合研

京都大学複合原子力科学研究所

福島 SiC

福島 SiC 応用技研株式会社

デブリ

Debris

溶融核燃料

BNCT

Boron Neutron Capture Therapy

ホウ素中性子捕捉療法

CLADS

Collaborative Laboratories for
Advanced Decommissioning Science

廃炉環境国際共同研究センター

cps

counts per second

一秒あたりの計数値

ETCC

Electron-Tracking Compton Camera

電子飛跡検出型コンプトンカメラ

FPGA

Field-Programmable Gate Array

フィールドプログラマブルゲートアレ
イ

FRS

Facility of Radiation Standards

放射線標準施設（JAEA）

FWHM

Full Width at Half Maximum

半値全幅

GAGG

Gd3Al2Ga3O12

ガドリウム・アルミニウム・ガリウ
ム・オキサイドGSO

Gd₂SiO₅

ガドリウム・シリコン・オキサイド

JAEA

Japan Atomic Energy Agency

国立研究開発法人日本原子力研究開発
機構

MLEM

Maximum Likelihood Expectation
Maximization

逐次近似画像再構成

MPPC

Multi Pixel Photon Counter

多重ピクセル光子計数器

PHITS

Particle and Heavy Ion Transport
code System

粒子および重粒子輸送コードシステム

PMT

Photomultiplier Tube

光電子増倍管

PSF

Point Spread Function

点像分布関数SPEEDI

System for Prediction ofEnvironmental Emergency Dose
Information

緊急時環境線量情報予測システム

TPC

Time Projection Chamber

タイム プロジェクション チェンバー

WSPEEDI

Worldwide version of SPEEDISPEEDI のワールドワイド版µPIC

Micro Pixel Chamber

マイクロピクセルチェンバーⅶ- 25 -

福島第一原子力発電所

JAEA-Review 2023-028

概略
我々は核ガンマ線の方向を完全に決定、光学カメラと同じ全単射によるガンマ線画像（線形画像）が測定できる電子飛跡検出型コンプトンカメラ（ETCC）を実現、令和 4 年度、世界初の銀河
拡散ガンマ線の直接観測に成功した。この特徴を生かし平成 30 年度英知事業に採択された「ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法」（以下、前研究）では、1F 免振棟から炉を含む 1 km 四方を一度に撮像、約 100 か所のスペクト
ル測定を一度に実現、空からはスカイシャイン、炉からは 662keV ガンマ線が明瞭に測定でき、見晴台 50 µSv/h でも無遮蔽で撮像に成功した。令和 3 年度には京都大学複合原子力科学研究所（以下、京大複合研）の原子炉建屋内の 3 次元線量測定を実施し、動作中の原子炉からのガンマ
線の 3 次元撮像に成功した。さらに炉壁から放出された微量な 41Ar のガンマ線(1290 keV)を動画で捉え、放射性物質拡散のガンマ線画像モニタリングが可能であることを実証した。本研究は、前研究の成果を基にサブ mSv/h 環境での 3 次元汚染物質飛散検知・予測システムの 1F 内で使用可能な実用化を行う。また ETCC の MeV 以上のガンマ線撮像能力を生かし透過性の高い 134Cs ガンマ線を利用した炉建屋内の 3 次元透視 Cs 分布測定法を開発する。さらに、数 mSv/h での動作を実現し炉建屋内で同測定を実施し、1.5 MeV 以上のデブリガンマ線の炉壁透過ガンマ線探査も同時に行い、デブリの全容把握の実現を目指す。

【人材育成の取り組み】
本研究には 2 人の 30 代若手研究者が参加し、40 歳代前半の研究者も 3 人参加している。45 歳以
上の研究者は 4 名であり、若手中心のプロジェクトである。6 項目の研究課題を設定しているが東京電力ホールディングス株式会社（以下、東電）との交渉が重要な「ガンマ線によるデブリ探
査の調査」以外はこれら 5 人の若手人材が中心となり本研究を推進している。

ⅷ- 26 -

JAEA-Review 2023-028

1. はじめに
我々は核ガンマ線の方向を完全に決定、光学カメラと同じ全単射によるガンマ線画像（線形画像）が測定できる電子飛跡検出型コンプトンカメラ（ETCC）を実現した（図 1-1）[1、2、3]。
その技術を用いて令和 4 年度、世界初の銀河拡散ガンマ線の直接観測に成功し、技術の有効性を世界に示した[4]。この特徴を生かし、平成 30 年度に採択された前研究では、1F 免振棟から炉を含む 1 km 四方を一度にイメージングスペクトル測定を実現した。また、京大複合研原子炉の3 次元線量測定を実施し、動作中の原子炉からのガンマ線の 3 次元撮像に成功し、放射性物質拡散のガンマ線画像モニタリングが可能であることを実証した[5]。
本研究では、前研究で開発した軽量型 ETCC（図 1-2）を基にサブ mSv/h 環境での 3 次元汚染物
質飛散検知・予測システムの実用化を行う。また、ETCC の MeV 以上のガンマ線撮像能力を生かし、透過性の高い 134Cs ガンマ線を利用した炉建屋内の 3 次元透視 Cs 分布測定法を開発する。さらに、数 mSv/h での動作が可能な高線量 ETCC を開発して建屋内で同測定を実施する。特に炉建
屋内外の測定から 1.5 MeV 以上のデブリガンマ線の炉壁透過ガンマ線を探査し、炉壁外からのガンマ線測定でデブリの全容把握のための研究を実施している。

ガス位置検出器

μPIC

図 1-1 電子飛跡検出型コンプトンカメラ（ETCC）
左：ETCC の構造および原理の模式図
右：実測による従来型のコンプトンカメラと ETCC によるγ線画像の見え方の例
点状のγ線放射源があった場合でも、従来型コンプトンカメラでは円環の重ね合わせで疑似画像を描く事しかできないが、ETCC であれば広範囲の情報を混合してしまう事はない。

~80cm
図 1-2：前研究で開発した軽量型 ETCC
左は 2019 年 1F で使用した装置、右は多重ピクセル光子計数器（MPPC）を導入し軽量化を図った軽量型 ETCC。

１-1
-１-1
27 -

JAEA-Review 2023-028

2. 業務計画
2.1 全体計画
我々が開発した ETCC は 0.1～10 MeV の核ガンマ線に対してガンマ線の方向を完全に決定できる世界で唯一のガンマ線カメラであり、光学カメラと同じ全単射画像（線形画像）が得られる。
線形画像は逆写像が解析的に一意に決まるため、定量的画像解析が実現され、光学カメラのような多様な画像解析が可能になる。それを利用し前研究では、1F 内約 1 km 四方を一度に撮像し 100 か所以上のガンマ線スペクトルを 1 つの画像から取得した。また京大複合研では光学カメラと同様なステレオ投影法により原子炉建屋内の 3 次元線量測定を実施し、動作中の原子炉の 0.1～5 MeV の 3 次元撮像に成功した。特に建屋内の線量（1～3 µSv/h）より 2 桁低い 41Arのガンマ線（1290 keV）から、41Ar が炉壁から拡散していく過程を動画で捉え、空気中での拡散を画像としてモニタリングできることを示した。また 3 次元分布解析にも成功し、1F 解体の際の微弱な汚染物質拡散に対するオンライン検知、拡散予測の実現可能性を実証した。
本研究は、これらの成果を発展させ、以下の 4 つの目標の達成を目指す。
(1) 令和 4 年度に前研究の成果に基づき、1F 炉建屋の周辺、約 100 µSv/h 環境で安定動作する
3 次元 Cs 汚染物質拡散予測システムを実用化する。具体的には前研究で改良した軽量 ETCC お
よび線量拡散予想プログラムを基に実用版に改良して、実際の作業現場で使用可能なシステムを実現する。
(2) 上記の軽量 ETCC を運用型にした実用化 ETCC を用いて、ETCC の 1 MeV 以上での高いガンマ線画像化能力（京大複合研原子炉実験で実証）を用いて透過性が 137Cs の 662 keV より 1 桁以上
高い 134Cs の 1.36 MeV ガンマ線による炉建屋内全域（炉内以外）の 3 次元 Cs 分布測定の可能性を示す。
(3) 数 mSv/h 以上対応可能な高線量 ETCC を開発する。(1)の実用化 ETCC は計算上 100 µSv/h まで無遮蔽で動作可能である。それを基に簡易遮蔽、ガスの選択などを実施し数 mSv/h で使用可
能な可搬型の ETCC を開発する。
(4) この高線量 ETCC を用いて炉壁透過ガンマ線によるデブリ探査の可能性を調査する。具体的には炉建屋近傍と内部で炉壁方向からのデブリ特有で且つ透過性が非常に高い 1.5 MeV 以上のガンマ線放射探査を行う。
この 4 つの目標を達成するため、ETCC を開発した京大複合研と理学研究科、世界版緊急時環境線量情報予測システム（WSPEEDI）を開発した日本原子力研究開発機構（原子力機構）、ホウ
素中性子捕捉治療用小型加速器開発とともに、ETCC の導入による治療時の線量可視化を目指し、高線量場での ETCC 測定に豊富な実績のある福島 SiC が連携する。具体的には以下の 7 項目に研究課題を分け、各組織がそれぞれの項目を分担・担当することで効率よく開発を推進する。
1
2
3
4
5
6
7

3 次元線量拡散予測システムの構築（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
1 mSv/h 環境での ETCC 画像取得法の開発（京都大学、福島 SiC）
構造体内部 3 次元線量分布測定法の開発（原子力機構、京都大学）
高線量 ETCC の製作（京都大学）
10 mSv/h での遮蔽技術（京都大学、連携先：福島 SiC）
ガンマ線によるデブリ探査の調査（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
研究推進

上記 7 項目を図 2.1-1 にある年次計画で推進する。

2-1- 28 -

JAEA-Review 2023-028

図2.1-1 年次計画

2-2
- 29 -

JAEA-Review 2023-028

2.2 2.2
実施体制
実施体制
実施体制を図2.2-1に示す。
実施体制を図2.2-1に示す。
2.2 実施体制
実施体制を図 2.2-1 に示す。

図 2.2-1
実施体制図
図 2.2-1
実施体制図
図 2.2-1 実施体制図

2-3- 30 -

JAEA-Review 2023-028

2.3 令和 4 年度の成果の目標および業務の実施方法
2.1 に述べた 7 項目について成果目標と実施方向を述べる。分担機関の先頭の機関がその項目の責任機関である。
2.3.1 3 次元線量拡散予測システムの構築（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
ETCC を野外環境（数度から 35 度）で動作可能なようにタイムプロジェクションチェンバー（TPC）およびシンチレータ部に温度モニタ・空冷ファン＋ヒートシンク等の温度制御機を搭載する。また、ある程度の防水を考慮したケースを製作し、野外での長時間使用を実現する。
小規模な電源を開発、搭載しさらなる軽量化を実施するとともに、ETCC のデータ解析をその場で行えるように ETCC 制御・解析系の小型化を実施する。
2.3.2 1 mSv/h 環境での ETCC 画像取得法の開発（京都大学、福島 SiC）
TPC 部用 のガスとして、偶発事象が 1 桁低減できる Ne-Ar-CF4 ガス（Ne:CF4、50%、0.5%、
49.5%）を用い、60Co ガンマ線源による ETCC の照射試験を行い、無遮蔽での高線量率特性を評価する。
なお、1 mSv/h で ETCC が対応できるよう TPC 部には 137Cs からの 32 keV X 線対策の 0.5 mm 鉛
シートを巻き、また、高線量場での試験結果を基にシンチレータ部に必要な鉛板遮蔽を設計する。
2.3.3 構造体内部 3 次元線量分布測定法の開発（原子力機構、京都大学）
1.5 MeV～5 MeV の透過性の高いガンマ線データを利用し、炉建屋内の 3 次元分布を吸収係数を取り入れて求める手法を開発する。炉建屋内の構造はわかっているため、解析で求めた放射線源と比較を行うことで合理性を検討、精度の評価方法を検討する。
2.3.4 高線量 ETCC の製作（京都大学）
TPC、シンチレータ部に個別に最適な遮蔽を行えるよう TPC 部、シンチレータ部が分離できる構造を考え、最低な遮蔽を設計し、各部の重量を遮蔽込みで 20 kg 以下として、高線量場でも人力での運搬を可能とする。また、ワンタッチ組上げ、5 分以内の立ち上げを可能とする設計を行う。
2.3.5 10 mSv/h での遮蔽技術（京都大学、再委託先：福島 SiC）
中性子場およびガンマ場における ETCC の動作を整理し、ETCC 高線量場シミュレーションを開発する。 数 mSv/h での ETCC に必要な遮蔽材を検討し、同時に 1F 建屋周辺のサブ mSv/h 環境での ETCC の動作結果も踏まえてシミュレーションにより具体的な遮蔽の設計を行う。TPC 内電極から放出される事象の削減をトリガー以前に削減するためのフィールドプログラマブルゲートア
レイ（FPGA）用ソフトの素案を策定する。
2.3.6 ガンマ線によるデブリ探査の調査（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
東電との今後の測定方針について議論し、1F 内で複数回の測定、特に炉建屋周辺と内部での測定に関する具体的な可能性を調査する。
2.3.7 研究推進
研究代表者の下で各研究項目間ならびに廃炉環境国際共同研究センター（CLADS）等との連携を密にして、研究を進める。また、研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催する。
さらに本研究は 1F 内で複数回の測定、特に炉建屋周辺と内部での測定を 2 年目から予定している。そのため計画開始時から CLADS と東電をともに含んだ協議会を開き、実施計画の検討を行う。
2-4- 31 -

JAEA-Review 2023-028

3. 実施内容および成果
3.1 3 次元線量拡散予測システムの構築（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
3.1.1 実施内容
前研究で制作した軽量 ETCC に野外環境（数℃から 35℃）で動作可能なように TPC およびシンチレータ部（GSO を使用）に温度モニタ・空冷ファン＋ヒートシンク等の温度制御機を搭載する。また、ある程度の防水を考慮したケースを製作し、野外での長時間使用に必要な開発を実現した。さらに、小規模な電源を開発・搭載し、軽量化を実施するとともに、ETCC のデータ解析をその場で行えるように ETCC 制御・解析系の小型化を実施した（図 3.1.1-1）。この改良された軽量 ETCC を本研究では「実用化 ETCC」と今後称する。
3.1.2 成果
① 小型電源回路の開発。前研究では電源系の小型化までは行えず、宇宙観測 ETCC のために開発した大電流電源回路を使用した。そのため重量と電力増加の問題があった。今回、本研究、その後の原子力施設モニタリングの基本となる 20 cm 径 ETCC を十分賄え且つ軽量化が実現できる電源を開発した。図 3.1.2-1 に示すように以前より半分のサイズとなり装置内にコンパクトに収納が可能となった。ETCC 全体で 26 kg と前研究の 35 kg より大幅に軽量化した。12 kg の鉛遮蔽込で 38 kg である。
② トリガー回路システムの開発。前研究では高線量場に対応するため、シンチレータより計
数率が 1 桁低い TPC からの信号を基にしたトリガーシステムに変更、シンチレータ信号を基にした前システムより 1 桁以上の高計数率まで動作できることを確認した。しかしこのシステム
は手配線で作ったモックアップの状態（図 3.1.2-2）であった。今後、ETCC はすべてこの新方式を採用するため回路基板を起こしてモジュール化を実施し、図 3.1.2-3 のようなコンパクトなトリガーシステムが完成した。
③ 温度コントロールのための内部の空気循環に加え水冷クーラーを設置した。ETCC の散乱ガ
ンマ線の位置とエネルギーを計測するピクセル型シンチレータの光検出器として、従来の光電子増倍管（PMT）より高エネルギー分解能が得られる半導体光増幅ピクセル検出器 MPPC を採用した。この採用により GSO に対して PMT の場合 12%@662 keV（FWHM）のエネルギー分解能が 8%と大きく改善、GAGG シンチレータの場合 5%まで改善した。ただ MPPC は温度による利得変化が大きいため動作環境の温度変化を抑える必要がある。さらに本研究では MPPC＋信号処理回路を
3.5 節で述べるように鉛板で囲む高線量場対策を実施するため、MPPC＋回路から出る熱を強制的に外部に放出するシステムが必要となる。冷却システムとして高速パソコンの CPU 冷却に用いられる水冷システム（図 3.1.2-3）を採用、MPPC 回路に銅板を取り付け、MPPC＋回路の熱を
鉛遮蔽外部の放熱板に導く（図 3.1.2-4）。図 3.1.2-5 のように 1 cm 厚鉛遮蔽をシンチレータ
周囲に導入したにも関わらずコンパクトな収納が実現した。図 3.1.2-6 にクーラーを搭載した
ときの MPPC の温度変化を示す。クーラーが動作する前は MPPC の温度は熱が鉛遮蔽内部にたまるため上昇するが、クーラーを動作させると約 26℃で安定な動作となり、有効性を確認した。
④ 図 3.1.2-3 の図のようにケーブル類を整理し内部構造を簡素化することで、水冷クーラーの導入を可能にした。
⑤ 大型三脚の採用と取り付け治具の製作。実用化 ETCC は約 100 µSv で使用可能なようにシンチレータ部に鉛遮蔽を導入した。それにより重量が 38 kg と多少重くなっている。この ETCC を
多様な測定箇所で安定して設置でき、方向転換などが自在に行える必要がある。このため
図 3.1.2-7 にある荷重 100 kg まで自在に回転させられる大型三脚を導入。三脚自体の重量は3-1- 32 -

JAEA-Review 2023-028

20 kg で移動も可能である。原子力機構の放射線標準施設（FRS）において令和 5 年 3 月に実施
した高線量化での ETCC 動作試験でこの三脚を利用し、ETCC の操作性の大幅な改善が確認された。
⑥ 解析用のノート型ワークステーションの導入で現場での解析能力を高めた。
3.1.3 まとめ前研究で作成した軽量 ETCC で、実用化に必要な電源、トリガー部、冷却系の開発を終えることができた。ただ、水冷システムは装置が大きくシンチレータ部の大部分を占めている。銅の放熱板を強制空冷で行える可能性もあり今後の検討課題である。令和 4 年度は世界的な半導体不足のため電源、トリガー部の設計製作に多大な時間を要したが、古い部品の活用等の工夫をすることで年度内に実現できた。また ETCC の野外等での安定動作に不可欠な温度制御も目途が立った。防水は装置が図 3.1.1-1 のようにコンパクトにまとまった。防水のため ETCC を金属またはプラスチックのケースで覆うと熱が内部にこもることがあり、現時点では簡易ケースで上面を覆うこととした。特に 1F 内の使用では放射性物質の付着が予想され、その都度廃棄が必要になるため、この簡易ケースで本申請期間は対応する。今後の測定経験から廃炉時のモニタリングとして長期間の野外設置に耐えられる防水ケースを検討していく。

図 3.1.1-1 実用化 ETCC の概念図と完成した実用化 ETCC（カバーなし）
図 1-2 の軽量型 ETCC にはなかった 12 kg 近い鉛遮蔽が内部に導入されているが、奥行きが10 cm 以上短くなった。重量も遮蔽なし 26 kg で、機動性が高まった。

図 3.1.2-1 小型電源の写真、以前の電源との大きさの比較の写真

3-2
-3-2
33 -

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図 3.1.2-2 前のトリガーシステム
の比較

冷却板

GSO
MPPC一式

鉛板10mm厚2mm厚

図 3.1.2-3 シンチレータ 1 cm 厚鉛遮蔽と銅の放熱板に取り付けられたクーラー

Trigger ＋DAQ

電源

図 3.1.2-4 MPPC 回路冷却システムの概念図（左）、放熱板（中央）と水冷クーラー（右）図 3.1.2-5 ETCC 底面、内部に取り付けられた電源＋トリガー

3-3
3-3- 34 -

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CPUクーラー2

温度（度)CPUクーラー1

CPUクーラースタート時間（h)図 3.1.2-6 MPPC の 9 つのユニットの温度変化とクーラーの効果

図 3.1.2-7 大型三脚に搭載された実用型 ETCC

3-4
- 35 -

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3.2 1 mSv/h 環境での ETCC 画像取得法の開発（京都大学、再委託先：福島 SiC）
3.2.1 実施内容
TPC 部用のガスとして、偶発事象が 1 桁低減できる Ne-Ar-CF4 ガスを用い、60Co ガンマ線源による ETCC の照射試験を行い、無遮蔽での高線量率特性を評価した。なお、1 mSv/h で ETCC が対応できるよう、TPC 部には 137Cs からの 32 keV X 線対策の 0.5 mm 鉛シートを巻き、高線量場での試験結果を基にシンチレータ部に必要な鉛板遮蔽設計を実施した。
3.2.2 成果
① Ne-Ar-CF4 ガス（約 50、0.5、49.5%）を使用した、本研究の 20 cm 径 ETCC と同じ構造の TPCを持つ福島 SiC 保有の ETCC を用いて、基礎特性を評価した。図 3.2.2-1 に示すようにイメージング装置で最も重要な到来方向決定精度（PSF:Point Spread Function）を決める 2 つの角度分解能（図 1-1 参照）散乱角の決定精度（ARM）、散乱平面の決定精度（SPD）ともに改善が見られる。特に ETCC の特徴である到来方向の方位角精度に関係する SPD が 30%改善された。PSF で 4割程度の改善になり、画像のコントラストが 2 倍となる非常に大きな改善があった。また TPCのエネルギースペクトルに Ar では 137Cs からの 32 keV の X 線が顕著に検出されている。これは
1F 環境では ETCC のみならずコンプトンカメラ一般の偶発事象の主な原因となる。しかし原子番号が小さく光電効果が起きない Ne-Ar-CF4 ではほとんど影響がなく、1F の高線量場での使用が期待できる。
ただ Ne-Ar-CF4 ガスではガス増幅利得が低くなるため TPC の µPIC に Ar ガスより高電圧印可が必要となる。そのため現在使用できる気圧は 1.5 気圧に抑えられ、検出効率は 3 割減少している。現在のポリイミド基板 µPIC からガラス基板 µPIC への改善することで利得が上がりより
Ne-Ar-CF4 の高圧力使用が可能になる。しかし、まだガラス基板が 20 ㎝径まで大型化できない問題がある。しかし 1F 環境は高線量場であり検出効率を上げる必要性は低いので、1F 利用では問題がない。

図 3.2.2-1 Ne-Ar-CF4 ガスと Ar ガスの違いによる TPC の性能の違い

3-5- 36 -

JAEA-Review 2023-028② 令和 5 年度には 1F 内の炉建屋外での測定を提案している。最も高線量な建屋周辺で約 100µSv/h である。このような高線量環境での実用化 ETCC の動作試験を FRS で実施した。実用化
ETCC ではシンチレータ部に MPPC および冷却システムの導入、さらに周囲を 1 cm 厚の鉛遮蔽（図 3.1.2-3）で覆うなど多数の改善を行った。特に鉛遮蔽の効果を令和元年の 1F 実験（20～50 µSv/h）のデータと比較して評価する必要がある。そのため TPC のガスは以前と同じ Ar を使用した。測定は令和 5 年 3 月 16、17 日に行った。FRS 内の照射場にセットされた実用型 ETCCを図 3.2.2-2 に示す。ガンマ線源として 1F の主核種である 137Cs、さらにデブリ等の 1 MeV 以
上のガンマ線を模擬するため 60Co の 2 つを用いて、1F 環境に近い 10 µSv/h から 500 µSv/h まで線量率を変化させながら、高線量率下の特性試験を実施した。現在、データ解析中であり、終了次第報告する。
③ 今回原子力機構で実施した高線量環境試験では Ne-Ar-CF4 ガスの効果を調査できなかった。
しかし福島 SiC と京大で実施した福島 SiC が所有する本研究の ETCC と同型の BNCT 用 20 cm 径
ETCC を用いて、Ar ガスと Ne-Ar-CF4 ガスの高線量場での性能の比較を、京大複合研原子炉施設
内の元 BNCT 治療照射室で実施した。中性子とガンマ線の混合した 1F より複雑な線量場であるが線量は数百 µSv/h と強い。図 3.2.2-3 は 2.8 m 離れた 10 cm 立方の 10B 溶液ファントム画像
およびスペクトルである。Ar ガスは 2 気圧、Ne-Ar-CF4 ガス 1.5 気圧のため Ar ガスのほうが高統計な画像である。しかし角度分解能が劣るため画像最適化ソフト MLEM（Maximum Likelihood
Expectation Maximization）を作用された場合の画像改善度が低い。またスペクトルから偶発事象と 478 keV 信号ガンマ線の S/N が Ar ガスより Ne-Ar-CF4 ガスでは約 2 倍と大きな改善がみられる。このように偶発事象の削減、上記で述べた PSF の改善による空間分解能の改善がともに高線量場で測定できた。

図 3.2.2-2 FRS ガンマ線照射場に設置された ETCC

3-6
- 37 -

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Ar gas 2atm

Ne-CF4 gas 1.5atm

Total events
Accidental

Signaliteration num.=5,10,15

図 3.2.2-3 中性子照射下での 10B 溶液ファントムの Ar と
Ne-Ar-CF4 ガスを変えたときの画像とスペクトル3.2.3 まとめ本研究が開始されてから半年であるが、福島 SiC のほうで独自に同型 ETCC を BNCT という高線量放射線環境での画像測定研究が進められていたこともあり、想定外の Ne-Ar-CF4 の空間分解能まで改善が確認できた点は大きい。
3.3 構造体内部 3 次元線量分布測定法の開発（原子力機構、京都大学）
3.3.1 実施内容
1.5 MeV～5 MeV の透過性の高いガンマ線データを利用し、炉建屋内の 3 次元分布を、吸収係数を取り入れて求める手法の開発を実施した。炉建屋内の構造は把握しているため、解析で求めた放射線源と比較を行うことで合理性を検討、精度の評価方法を検討した。
3.3.2 成果
① コンクリート壁に対するガンマ線透過のシミュレーション
コンクリート壁で構築された建屋内に透過性の高いガンマ線を放出する核種が存在する場合、コンクリート壁外側からの ETCC によるガンマ線エネルギースペクトルの多地点測定により、ガンマ線の透過してきたコンクリート壁の構造を推定し、放射性核種の建屋内分布を解析することができる。この解析では、様々な厚みのコンクリート壁に対するエネルギーに依存したガンマ線の透過に関する精度のいいデータが不可欠になる。そこで、放射線挙動解析コード
PHITS[6]を用いて、単色エネルギーガンマ線を様々な厚みのコンクリート壁に入射し、透過後のフルエンスをシミュレーション解析した。
シミュレーション解析には、PHITS バージョン 3.27 を用いた。光子・電子・陽電子の輸送はEGS5 モードを利用して実行した。図 3.3.2-1 に、計算体系とガンマ線フルエンス分布の 2 次元図を示す。コンクリート壁を挟んで、単色エネルギーガンマ線の発生源とガンマ線フルエンスのスコアリング領域を配置した。ガンマ線は、1.5、2.0、3.0、4.0 および 5.0 MeV で発生させ3-7- 38 -

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コンクリート壁に向かって平行に入射させた。シミュレーションに用いたコンクリートの元素組成および密度は表 3.3.2-1 に与える。それぞれの単色エネルギーガンマ線に対して、コンク
リート壁の厚みを 10、20、30、40、50、60、70、80、90、100、110、120、130、140、150、
160、170、180、190、200 および 250 cm と変化させ、スコアリング領域に到達したガンマ線のフルエンスを計算した。

図 3.3.2-1 PHITS の計算体系およびガンマ線フルエンス分布
図は 3 MeV の単色エネルギーガンマ線を 100 cm のコンクリート壁に入射した例
表 3.3.2-1 シミュレーション解析に用いたコンクリートの元素組成比および密度
元素組成比（重量%）

密度

H

C

O

Al

Si

Ca

Fe

（g/cm3）

1.02E-02

1.00E-02

5.30E-01

3.66E-02

3.42E-01

5.73E-02

1.41E-022.2

図 3.3.2-2 に、厚さ 10、50、100、150 および 200 cm のコンクリート壁に 1.5、2.0、3.0 お
よび 5.0 MeV の単色エネルギーガンマ線を入射した際のコンクリート壁透過後のガンマ線エネルギースペクトルを示す。入射エネルギーと同じエネルギーで観測されるピークは、相互作用なしにコンクリート壁を透過した直達成分である。また、直達成分ピークより低エネルギー側に分布しているガンマ線は、コンクリート壁中で相互作用を起こしエネルギーを落とした散乱成分である。透過するコンクリート壁が厚くなるにつれ、ガンマ線フルエンスの絶対値は小さ
くなり、直達成分ピークも減少している。この減少の程度は、入射ガンマ線エネルギーが低いほど甚だしい。エネルギースペクトルの中ほど、0.511 MeV に観測されるピークは対消滅ガンマ線に起因するピークである。対消滅ガンマ線ピークは、入射ガンマ線エネルギーが高くなる
につれて顕著となる。これは、コンクリート壁に入射するガンマ線のエネルギーが 1.022 MeVを超えると、電子と陽電子の対生成反応が起こり、生成した陽電子が媒質中の電子と対消滅することで 2 本の 0.511 MeV ガンマ線を生成する物理過程による。

3-8
-3-8
39 -

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図 3.3.2-2 コンクリート壁透過後のガンマ線のエネルギースペクトル② コンクリートに対するガンマ線の減衰係数の解析
PHITS によるコンクリート壁に対するガンマ線透過シミュレーションの妥当性を検証するため、得られたシミュレーション結果からガンマ線の質量減衰係数を導出し、文献値と比較した。
図 3.3.2-3 に、1.5、2.0、3.0 および 5.0 MeV 単色エネルギーガンマ線によるコンクリート厚さに対する減衰曲線を示す。コンクリート壁が厚くなるほど、透過ガンマ線フルエンスは小さ
くなり、その内訳も散乱成分が主となる。100 cm 透過後のガンマ線フルエンスは、1.5 および
5.0 MeV で、それぞれ約 5 桁および 3 桁減衰している。
一度も相互作用なしにコンクリート壁を透過する直達成分は指数関数減衰することが知られており、下式にて記述される。
𝐼𝐼 � 𝐼𝐼� exp ��𝜇𝜇𝑥𝑥�

・・・・・・・・・・・・ (1)

ここで、𝐼𝐼および𝐼𝐼� はそれぞれコンクリート壁透過後および透過前のガンマ線フルエンス、𝑥𝑥はコンクリート壁の厚さ、µは線減衰係数である。図中の紫線は、直達成分のシミュレーション
結果に対して式(1)をフィッティングしたものである。1.5 および 2.0 MeV で壁厚 150 cm を超える領域では PHITS シミュレーションの統計精度の悪さから一致度が悪くなるものの、それ以外の領域では指数関数により直達成分の減衰曲線が適切に表されていることが分かる。
さらに、使用したコンクリートの密度に依存せず減衰係数を比較するため、下式により質量減衰係数𝜇𝜇M を導出した。
𝜇𝜇M �

�
�

・・・・・・・・・・・・・・・・・(2)

3-9
-3-9
40 -

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ここで、𝜌𝜌はコンクリートの密度である。表 3.3.2-2 に PHITS で求めた質量減衰係数と文献値との比較を示す。両者は偏差 1%以内で一致しており、PHITS による 1.5～5 MeV ガンマ線のコン
クリート壁に対する減衰シミュレーションの妥当性が確認された。

図 3.3.2-3 PHITS で解析した 1.5、2.0、3.0 および 5.0 MeV ガンマ線のコンクリートに対する減衰曲線
フィッティングには式（1）を使用
表 3.3.2-2 コンクリートに対するガンマ線の質量減衰係数
線源エネルギー

質量減衰係数（cm2/g）

偏差

(MeV)

PHITS

文献値[7]（%）

1.5

5.169E-02

5.218E-02

0.9

2.0

4.495E-02

4.497E-02

0.1

3.0

3.632E-02

3.658E-02

0.7

4.0

3.186E-02

3.186E-02

0.0

5.0

2.868E-02

2.885E-02

0.6③

ガンマ線エネルギースペクトルから透過コンクリート壁厚さの解析
上述の PHITS によるシミュレーション結果に基づき、コンクリート壁を透過したガンマ線のエネルギースペクトルから即座にコンクリート壁の厚さを推定するプログラムを開発した。
ETCC で取得されるガンマ線のエネルギースペクトルは、複数の放射性核種から異なる放射能強度で放出される複数エネルギーのガンマ線により構築されることが想定される。今回は、単色
エネルギーガンマ線源を用いるが、実際の放射性核種における放出ガンマ線エネルギーおよび

3-10
3-10
- 41 -

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放射能強度比は、各炉の燃焼度解析から導出可能であり、同様の手法が成立する。よって、開発したプログラムでは、複数線源に対して線源エネルギーと線源強度を指定してコンクリート
壁透過後のエネルギースペクトルを解析できるように設計した。
図 3.3.2-4 に、1.5、3.0 および 5.0 MeV の単色エネルギーガンマ線源が、それぞれ線源強度
比 1.0、0.5 および 1.0 で存在する場合の 10、50、100 および 150 cm コンクリート壁透過後のエネルギースペクトルを示す。コンクリート壁の厚さが薄い場合は、1.5、3.0 および 5.0 MeVの直達成分ピークと対消滅ガンマ線ピークが観られるが、厚みが増すとエネルギーの低い 1.5
MeV 直達成分ピークは観測されなくなった。ここで、5.0 MeV のピークに着目し、そのピーク成分とスペクトル全体との比をコンクリート壁厚さに対して導出した。図 3.3.2-5 にその結果を示す。丸印は、PHITS シミュレーションの結果を基に導出した値であり、曲線は PHITS の結果
を区分的 3 次エルミート内挿多項式でフィッティングしたものである。仮に上記条件のガンマ線源から放出されるガンマ線が、未知の厚さのコンクリート壁を透過して、ETCC によりエネル
ギースペクトルを取得されたとする。また、その際に 5.0 MeV のガンマ線ピークに着目すると、全体に対するその比率が 0.4 であったと仮定する。この場合、当該プログラムによりガンマ線が透過したコンクリート壁の厚さは 138.5 cm と直ちに推定される。このような測定と解析を複数地点で実施することにより、ガンマ線の減衰に基づきコンクリート壁の構造が類推でき、ガンマ線源の 3 次元分布を知ることができる。

図 3.3.2-4 線源強度比 1.0、0.5、1.0 で存在する 1.5、3.0 および 5.0 MeV 単色エネルギー
ガンマ線源のコンクリート壁透過後のエネルギースペクトル3-11- 42 3-11

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図 3.3.2-5 図 3.3.2-4 で示した条件における 5.0 MeV ピーク成分の全スペクトルに対する比④ 炉建屋周辺で測定されたスカイシャイン構造が可能な放射線源のエネルギー、その建屋内分布の検討を実施した。また炉内から再臨界時に予想される 2～6 MeV の高エネルギーガンマ線
が炉外部に示す特徴の検討を実施した。
令和元年度の 1F 測定で免振棟から 1、2、3 号炉建屋全域を含む画像データの再解析を行った。
ETCC による撮像では原子炉建屋から漏れ出るガンマ線が外部に作るスカイシャインの分布とエネルギースペクトルが測定できる。今まではそのような広域の且つ空間のガンマ線エネルギー
スペクトルと分布を所得することは不可能であった。図 3.3.2-6 は、前解析および再解析での1600 keV までの Cs 由来と考えられているガンマ線によるスカイシャインの分布を示している。
再解析では中間強度当たりの変化が見やすいカラースケールを用いたことにより、スカイシャインの詳細な構造が見えてきた。画像の中央線が地平線であり、上半分が空全域になる。1－3
号炉建屋は水平線上に分布し、スカイシャインも炉を中心に半球状に 200 m 半径（視野角度 30
度は 200 m に対応）に広がっている。ただ 1 号炉、2 号炉上空は 400 m（視野角度 45 度以上）
以上に吹き上がっているのが見られた。エネルギースペクトルは 400 keV 以下の低エネルギーガンマ線であることを示していた。図 3.3.2-7 にある概略図のように 1、2 号炉の上空 400 m 付
近で散乱して免振棟横まで到達し ETCC に検出される。そのため炉から出るガンマ線エネルギー
が大気で散乱し 1 km 程度空気中を透過して ETCC に到来できる必要がある。どのくらいのエネ
ルギーのガンマ線が炉建屋内から放射される必要があるかをシミュレーションで分析した。建屋内は原子炉の外壁および炉の側面の遮蔽を取り入れてある。ただ炉の上部が無いという極端な状態で炉内から放射されるガンマ線のエネルギーを変えながら、炉建屋周辺のガンマ線分布を調べた。図 3.3.2-8 にシミュレーション結果を示す。このようなガンマ線が炉建屋外に出やすい条件においても、2 MeV の高エネルギーガンマ線ですら建屋上部の 50 cm 厚コンクリート
を透過して 400 m 上空で散乱し ETCC に来ることは非常に稀である。6 MeV まで上がると 400 m
まで吹き上がり散乱され ETCC に到達できることがわかる。この吹き上がる線量分布の存在確認
はまだ行ったわけではないので、この結果のみで確定的なことは言えないが、スカイシャインの構造が炉建屋内、原子炉内の情報を強く反映していることがわかった。今までは炉壁の穴か
ら炉内の一部の線量測定程度の情報しか得る手段がなかったが、スカイシャインの全体像は炉建屋内、特に原子炉内全体を包括した今までは得られなかった新しい情報が得られることを示
した。

3-12
- 43 3-12

JAEA-Review 2023-028⑤ ④と同じ 1F 全域の線量分布画像に 137Cs の 662 keV ラインガンマ線付近のみの分布図を図
3.3.2-6 下図に示す。以前、データ構造が一部壊れ使用できなかったものを修復し加えること
で統計が改善した。④の全エネルギー領域の線量分布では 3 号炉は 1、2 号炉より距離が 200 m
以上遠方のため強度が弱く、さらに空気散乱も加わり見えにくいと考えられたが、図のように明確に 2 号炉の場所から強い 662 keV ラインガンマ線が捉えられた。さらに令和元年度の成果報告書で提案した 662 keV ラインガンマ線の下に連続成分をエネルギースペクトルから推定し、662 keV ライン強度との比を画像化することで 137Cs の存在を強調できる分布図も改善、図3.3.2-9 に示すように 3 号炉での Cs 分布が顕著なことを明確に示した。このような結果から本研究で提案した図 3.3.2-10 にあるような炉建屋外部で炉建屋方向から来る建屋の壁等で吸収を受けない 662 keV ラインガンマ線画像を測定、建屋を複数方向から撮像することで建屋内の Cs
分布の CT 画像が作成できる１つの根拠として示すことができた。透過性が 662 keV より 1 桁以
上高い 134Cs の 1.36 MeV ラインガンマ線と 662 keV ラインガンマ線の比を用いることより詳細な建屋内部の Cs 分布の全体像が外部測定で得られる可能性を示すデータとなった。

図 3.3.2-6 令和元年 1F 全景線量分布および 662 keV ガンマ線分布の前解析と再解析の比較

3-13- 44 3-13

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図 3.3.2-7 ガンマ線吹き上げの推定構造

図 3.3.2-8 1、2 号炉上空のガンマ線のエネルギーによる上昇限界のシミュレーション

図 3.3.2-9 662 keV ライン強度と連続ガンマ線との比を画像化

3-14

3-14
- 45 -

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図 3.3.2-10 ガンマ線透過性を利用した ETCC による建屋内 3 次元線量分布測定提案

3.3.3 まとめETCC により多地点で測定するガンマ線のエネルギースペクトルから、ガンマ線が透過してきたコンクリート壁の構造を解析し、線源分布を推定する手法を開発した。まず、放射線挙動解
析コード PHITS を用いて 1.5～5 MeV のガンマ線の様々な厚さのコンクリート壁透過後のスペクトルを解析した。その計算精度を検証するため、シミュレーション結果からガンマ線のコンク
リートに対する質量減衰係数を導出し、文献値と 1%以内で一致することを確認した。次に、
PHITS シミュレーション結果に基づき、特定の線源エネルギーと線源強度を持つ複数のガンマ線源によるコンクリート壁透過後のエネルギースペクトルを合成できるプログラムを開発した。
このプログラムは、着目するピーク成分と全体の比率を指定することで、ガンマ線が透過した
コンクリート壁厚さを解析できる。この解析を複数地点で実施すれば、建屋内コンクリートの構造が明らかになり、ガンマ線源の位置を知ることができる。
本年度は、単色エネルギーガンマ線源に対して手法を確立したが、同様の解析は 1F 建屋内に存在が予想される放射線源に対しても有効である。プログラムの入力データとして必要なガンマ線源から放出されるガンマ線エネルギーは核種により決まっており、核種の放射能濃度は炉のインベントリ解析から推定される。また、未知の壁厚のコンクリートを透過したガンマ線のエネルギースペクトルは ETCC により取得可能であり、その測定データからプログラムにおいて壁厚推定に利用するピーク/全体比を求めることもできる。
このように RI 特有のラインガンマ線は発生源から測定点の間にある多数の物質の散乱の影響を受けずに測定できた完璧な証拠となり、物体の奥深くの RI 分布情報を確実に外部に伝えてくれる。ETCC の厳密な PSF で定義されたガンマ線到来方向決定能力により、建屋周辺に残る Csのラインガンマ線と建屋壁を透過するガンマ線が分離でき、建屋透過ラインガンマ線のみを画像化できることが、前研究の令和元年度の結果の再解析から実際に明らかになった。また図3.3.2-2 の結果から、再臨界のときのみ発生する 5 MeV 以上の高エネルギーガンマ線はコンク
リート壁内で顕著な対消滅 511 keVγ線を発生する。これは京大複合研の原子炉動作時に存在を確認している（図 3.3.3-1）。5 MeV 以上のガンマ線の透過性は非常に高く、厚い炉の外壁を透過し途中で 511 keVγ線を大量に発生する特徴を使い、炉壁の何か所かに深さ 50 cm、直径50 cm 程度の穴をあけ CZT 等の半導体検出器を設置し 511 keV の計測を行うことで、炉内のデブリのどこで再臨界が発生しても検知できる可能性が見えてきた。

3-1５- 46 -

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複合研 原子炉から10m 離れた地点も511keVが 明瞭に観測に見えている。
2m厚のコンクリート
壁あり、それを透過す
る５MeV以上のガンマ線存在の証拠となる。

図 3.3.3-1 京大複合研 原子炉建屋内スペクトル3.4 高線量 ETCC の製作（京都大学）
3.4.1 実施内容
TPC、シンチレータ部に個別に最適な遮蔽を行えるよう TPC 部、シンチレータ部が分離できる構造を考え、各部の重量を遮蔽込みで 20 kg 程度とし、高線量場でも人力での運搬が可能な
ETCC の設計を行った。
3.4.2 成果
炉建屋内の高線量場内でも人間のみの力で移動、短時間に設置できる構造を検討した。実用化 ETCC に 1 cm 厚鉛遮蔽を実施し、重量が 38 kg と 1 人での移動は困難である。図 3.4.2-1 のように TPC 部とシンチレータ部が分離し個別に移動し、測定箇所で組み合わせる構成とした。
この場合、TPC、シンチレータ部は各々約 20 kg となり移動が容易になる。それに対応するため
TPC 部にシンチレータを固定するための治具を固定するねじ穴を設けるという簡単な変更のみで対応可能な設計にして製作を行った。製作した TPC ガス容器、TPC 内ドリフトゲージ等を図示する。

図 3.4.2-1 高線量場 ETCC の概念図と令和 4 年度製作した TPC 容器とドリフト電極

3-16
3-16
- 47 -

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3.4.3 まとめ実用化 ETCC の改善および原子力機構の高線量場試験と並行して高線量場 ETCC 製作を行うことで、実現可能な高線量場を想定しながら開発が行える。次の 3.5 節で述べるように 662 keV
以上の高エネルギーガンマ線に対しては、ガンマ線の透過性が高いため鉛遮蔽の効果は薄く、可搬できるくらいの遮蔽、厚さ 15 ㎜程度、重量 20 kg（遮蔽のみ）以下の範囲で設計を検討している。
3.5 10 mSv/h での遮蔽技術（京都大学、再委託先：福島 SiC）
3.5.1 実施内容
福島 SiC にある中性子場およびガンマ場における ETCC のデータを整理し、ETCC 高線量場シミュレーションを開発した。数 mSv/h に必要な遮蔽材を検討するため、まず 1F 建屋周辺のサブ
mSv/h 環境での ETCC の動作結果も踏まえてシミュレーションにより具体的な遮蔽の設計を行った。TPC 内の不要な事象を TPC と PSA の同時ヒットで発生するトリガー以前に削減するため、
TPC のトリガーを生成する FPGA ソフトに制限を設け、TPC 内の必要な飛跡のみにトリガーが発生できるように、以下のような検討を行った。
3.5.2 成果
1F で実際に報告されたガンマ線スペクトルを基に 1F の建屋付近のガンマ線スペクトルモデ
ルを作成した（図 3.5.2-1）。それを用いて約 0.3 mSv/h での ETCC に必要な遮蔽を TPC 部およびシンチレータ部で図 3.5.2-2 に示すように各々算出し、両者の同時計数を計算し、ETCC での予想ガンマ線スペクトルと TPC ヒットと PSA ヒットの同時計数による単純なトリガー発生率（cps）を算出した。シミュレーションはシンチレータ側面と底面を同じ厚みの 8 mm 厚鉛、重量で 6 kg 程度の軽い遮蔽で計算した。TPC は Ne-Ar-CF4 ガスを用いてあり、主に 137Cs からの X
線のみの遮蔽を考慮し 1 mm 厚鉛シートとした。TPC では 10 keV 以下に雑音が集中するため閾
値を 20 keV 以上とする。図 3.5.2-2 の TPC のエネルギースペクトルにある fully contained は
TPC ガス内に飛跡の始点と終点があり、TPC ガス外部に飛跡が伸びていない場合である。FDGAを用いて TPC 内の µPIC の周辺部の信号線にヒットがある事象を自動的に排除するロジックを採用した場合、この fully contained な事象が回路で弁別できる。その場合の事象数は 1/5 程度低減する。
このシミュレーションを基に 0.3 mSv/h 環境で簡単な試算を行う。TPC は fully contained
事象および TPC 内の信号ヒット数を用いた 20 keV 以上のエネルギー要求をトリガーで実施、さらに TPC を 1 mm 鉛で遮蔽することで TPC は 30 kcps のヒット率まで低減できる。シンチレータ部は上面 2 ㎜厚、側低面 8 ㎜厚の鉛遮蔽を行い、さらにエネルギー閾値を 500 keV として 662
keV の検出を可能にする。この場合、シンチレータ部のヒット数は 105cps と想定される。偶発率は約 5 kcps、実際の信号ガンマ線も数 kcps と想定され、S/N～1 程度となる。さらに令和元
年度の 1F の測定では偶発事象がオフラインの解析で 1 桁近く削減できた。また TPC のドリフト
時間を使い、ドリフト領域以外の時間帯にある事象は偶発事象であることがわかる。その偶発事象を用いて偶発事象が作る画像分布を再現し、偶発事象の影響を測定画像から除去する手法が開発され、実際に福島 SiC の BNCT 用撮像に用いられている。この計算結果から、サブ mSv/hの線量場では 3.1 節で述べた実用化 ETCC に用いた 1 cm 厚鉛遮蔽で対応可能と考えている。

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実効線量が約0.3mSv/hになるように絶対値を調整。

2023年１月

図 3.5.2-1 シミュレーションで用いた 1F 炉建屋周辺のガンマ線分布モデル

遮蔽によるTPC及びシンチレータのスペクトル変化（Simulation）
tは鉛遮蔽の厚さ

図 3.5.2-2 20 cm 径 ETCC、Ne-Ar-CF4（50、0.5、49.5%）1.5 気圧仕様の場合の 0.3 mSv/h での TPC およびシンチレータ（GSO）の予想スペクトル鉛の遮蔽厚を変えて調査した。

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3.5.3 まとめ
高線量場の利用で最も障害になるのが偶発事象の増加である。偶発事象は、2 つの検出器の同時計数が必要なコンプトンタイプの検出器では線量の 2 乗で増加するため、高線量場で一気に性能劣化が起こる。ETCC の場合、トリガーの段階で偶発事象が信号ガンマ線の 2～3 倍多い状態でも、データ解析で偶発事象を低減し、画像から差し引くことができる。また遮蔽を 2㎝厚まで使うことができれば 1 mSv/h まで 662 keV 以上のガンマ線測定は実現できそうである。
それ以上の高線量場になると、134Cs の 1.36 MeV を用いて行うことで数 mSh/v に対応できると想定する。MPPC の利得を下げ、閾値を 1 MeV まで上げることで計数率を 400 keV 閾値より
1 桁以上低減できる。高線量場なので 134Cs に装置の閾値を合わせれば十分な統計が得られる。
重要なのは炉建屋内の Cs の分布と量を計測することで 662 keV を測定する必要はない。しかし現在使用されているコリメータ式カメラでは透過力が 662 keV より 1 桁高い 134Cs の 1.36
MeVγ線に対するコリメータを作った場合、非現実的な重さになってしまう。さらに 662 keVのコリメータには 134Cs からの高エネルギーガンマ線が透過し雑音となるため感度が大きく落ちる。ETCC は装置の感度そのものを下げ 662 keV が見えないようにして 134Cs のみ測定できる
ように切り替えることで 10 mSv/h の高線量場での測定が可能になる可能性が高い。令和 5 年
度に試験を実施する予定でいる。
3.6 ガンマ線によるデブリ探査の調査（京都大学、福島 SiC、原子力機構）
3.6.1 実施内容
東電との今後の測定方針について令和 5 年 2 月 21 日に打ち合わせを ZOOM により実施した。
本研究で提案した 1F 内で複数回の測定、特に炉建屋周辺と内部での測定に関する具体的な可能性について東電に説明を行った。特に、令和元年度に前研究で実施した 1F 内の 1、2、3 号機原子炉建屋全体を含む線量分布測定のデータの再解析を実施し、1F 全体の線量分布から新しい知見を得、それを東電に報告した。
3.6.2 成果
令和元年 1F 測定では 10 月、11 月に 2 回の測定を実施した。10 月の測定では、シンチレー
タ単体のエネルギースペクトルに 1F 内で想定される Cs 汚染では放射されない 1.5-2.5 MeVの領域で、予想された環境ガンマ線のフラックスの数倍高いガンマ線放射を検出した。11 月の測定では、シンチレータ部の飽和現象、偶発事象の可能性を大きく低減するためシンチレータの光電子増倍管の利得を半分に低減、エネルギー閾値も 100 keV から 600 keV と大きく引き上げた。しかしエネルギースペクトルは 3MeV 以上までさらに伸びる結果となった。また
ETCC で測定された炉建屋方向からのエネルギースペクトルには 1.5MeV 以上の高エネルギー側に伸びるスペクトルを観測した。同じ測定点で ETCC の視野を、炉建屋を含まない方向の結果
は 1.5MeV へのスペクトルの延伸は環境ガンマ線同等であり、差が見られた。しかし現観測では事象数の少ない 1.5MeV 以上のガンマ線分布の偶発事象の影響を見積もることが困難であり、確定はできない。
東電にはデータを持ち帰り再検討を行うこと、また令和 5 年度に 1、2、3 号炉を含む全景
を 2 か所の方向から撮像して 1F 内の 2 方向以上からの撮像を実施し、1、2、3 号炉建屋周辺
全域の 3 次元線量マップを作ることに同意を得た。

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3.6.3 まとめ令和 5 年 3 月下旬に東電から 1 号炉原子炉土台のコンクリートの半分程度の融解の報告があった。厚さ 1m 程度のコンクリート壁の土台の半分程度が鉄筋のみになりガンマ線遮蔽能力が2 桁以上低下していたことになる。デブリで鉄の圧力容器を溶かし、炉の底にたまりさらに炉の土台のコンクリートも 1m 程度溶かしているため 1.5MeV 以上のガンマ線が炉の残りの遮蔽を透過し、ETCC で検出された可能性は出てきた。令和 5 年度に予定される 1F での測定で再度確認されれば、この高エネルギーガンマ線はデブリの場所、広がりの情報を与えてくれる可能性が高い。また 2、3 号炉の炉壁の状態を知ることも可能となる。
3.7 人材育成の取り組み
本研究では福島 SiC から参加した水本氏、古村氏がともに若手研究者に当たる。また原子力機構の佐藤氏、京大の高田氏、園田氏も 45 歳以下である。今年度、福島 SiC では遮蔽計算、Ne-ArCF4 の性能評価と独立した研究を実施し、重要な知見を得ることができた。また実用化 ETCC の設計、製作はすべて園田氏、高田氏で行われた。原子力機構で実施した高線量場試験も園田氏、佐藤氏により立案、実施された。このように本研究では若手の自主性を生かし、実質若手が主導するように進めている。
3.8 研究推進研究代表者の下で各研究項目間ならびに CLADS 等との連携を密にして、研究を進めた。また、研究実施計画を推進するため、表 3.8-1 に記載した日程と内容で打合せや会議等を開催した。さらに、本研究では 1F 内での測定試験を今後予定しているため、令和 5 年 2 月 21 日に、CLADS お
よび東電と協議会を開き、前研究での測定結果、本研究での再解析の結果、それらの結果に基づ
く 1F の新しい測定提案の説明を行った。また今年度予定している 1F 内での測定試験の円滑な実施に向けて検討を行った。
表 3.8-1 打ち合わせ・会議の日程とその概要

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4.

結言
我々は MeV ガンマ線天文学を開拓するため世界初のガンマ線完全可視化技術を開発した。この技術により放射線科学が扱う MeV 領域のコンプトン散乱を主反応とするガンマ線（以下「ガンマ線」はこのエネルギー領域のガンマ線を指す）を光学原理に基づき、光や電波と同じように線形画像の撮像が実現する。そのため照度（放射線の放射能に対応）の測定が担保され、画像を用いた定量解析が可能となる。今までは光学原理を満たせない不完全な画像法しかガンマ線にはなく、そのため社会で広く用いられる光学に基づく定量的画像解析が、ガンマ線では使用できず、放射線計測への利用は非常に限定的だった。我々は完全可視化技術を実現し、ガンマ線イメージングにも光学と同様な定量性を実現、福島の除染地区でその有用性を示した。それに基づき前研究では 1F 全域の線量分布撮像、特にスカイシャインの画像化と精密な解析の実
現、高エネルギーガンマ線の検出、さらには京大複合研の原子炉建屋内での 3 次元線量分布測定に成功した。またこの完全可視化技術は原子力機構が開発した WSPEEDI に放射性物質拡散の正確な初期値を提供でき、正確な拡散予想が可能になることが想定された。前研究では、ETCCのガンマ線撮像能力を用いて、WSPEEDI の拡散予想能力が廃炉作業等で有益であることをシミュレーションで示すことができた。

本研究は前研究を発展させ、実際に 1F の現場で使用可能な ETCC＋WSPEEDI システムの実現、
さらには前研究で得られたイメージング技術の新しい可能性、特に透過ガンマ線の定量的画像化を生かした炉建屋内、原子炉遮蔽を透過した内部調査の可能性を探り、廃炉の炉外部からの炉内調査の実現、さらには新しい原子炉監視技術の開発にも繋がる。
特に前研究とともに、京大では平成 30 年に行った宇宙観測データの解析、また福島 SiC と共同で行っている BNCT 用ガンマ線画像開発から多くの新しい知見が画像解析、ハードウエアともに得られ、本研究に活用されている。
その例として前研究で実施した令和元年の 1F 全域測定のデータの再解析を実施、1、2 号炉の上空 400 m 以上に伸びるスカイシャインの発見、662 keV に特化した画像解析から透過ガンマ線の利活用法の確認、さらには 1.5 MeV 以上の高エネルギーガンマ線のより詳細な画像とスペクトルが得られた。これは炉内部の情報取得の可能性の向上など、本研究に有益な情報が得られると考えられる。さらにそれらの結果と原子力機構が行ったシミュレーションからスカイ
シャインの全体構造とスペクトルが炉建屋、炉内部の情報を包括的に把握できる画期的な手法となることがわかってきた。
ETCC のハードウエア面、特にガンマ線画像装置の一般的な弱点である高線量場への対応であるが、福島 SiC は BNCT 環境下での ETCC の使用を目指し、試験とシミュレーションを多数実施してきた。本研究ではその経験を活かし、精度の高いシミュレーションを迅速に実施、遮蔽ではかなり厚い鉛を用いても 600 keV 以上の高エネルギーガンマ線の遮蔽は困難である。逆に高線量場では主な線源である 662 keV 以下を遮蔽し、134Cs の 1.36 MeV ガンマ線の画像化を行い
Cs 分布の測定を実現できる可能性が高くなった。134Cs はすでに 2 年の半減期から当初より 2 桁
近く減衰し、さらに 1.36 MeV の崩壊比は 1%しかない。しかし高線量場では十分な量があり、雑音となる高エネルギーガンマ線もない。ETCC は高エネルギーガンマ線ほど空間分解能も上がる。シンチレータの利得を下げ低エネルギーガンマ線に応答しないようにすることで比較的薄い遮蔽で高線量場に対応できる。さらに 1.36 MeV ガンマ線の高い透過性を利用し 3 次元 CT 撮像も可能になり、新しい可能性が出てきた。
また令和 4 年秋には 1 号炉壁がデブリで一部融解し、令和 5 年 3 月には炉の土台の半分程度に融解があることが判明した。このような大規模なコンクリートの欠損はガンマ線遮蔽能力を

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大きく低下し透過性の高い 1.5MeV 以上のガンマ線では建屋外で検知される可能性も充分出てきた。高エネルギーガンマ線測定は再調査が必要である。令和 5 年度は再度本研究で 1F 内の測定を行い、検出が困難な炉内部の情報を高精度に且つ包括的に得られる手法をして確立していきたい。
このようにガンマ線は唯一遠方まで放射性物質の状況を伝えてくれる信号である。しかしガンマ線は光や X 線と同じ電磁波であるにも関わらず確実な画像手法がなかった。しかし今、ETCC による完全可視化により広範囲の情報、遮蔽の奥の深部の情報が画像として正確に得られ、多くの知見をもたらすことがわかってきた。人間の判断の多くは目からの情報であり、その信頼性も高い。まさしく「百聞は一見にしかず」である。本研究により確実に 1F 廃炉事業に画像
情報活用を実現し、安全性の向上、作業の効率化を同時に寄与していきたい。またこの活用が今後、期待される原子力の社会への貢献をより安全に推進できるために貢献していきたい。

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Deep Universe by MeV Gamma-rays”, The Astrophys. J., 810, (2015) , 28,12p.
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DOI:10.1038/srep41972[4]Takada, A., et al., “First Observation of the MeV Gamma-Ray Universe with
Bijective Imaging Spectroscopy Using the Electron-tracking Compton Telescope on Board
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DOI:10.11484/jaea-review-2022-027[6] Sato, T., Iwamoto, Y., Hashimoto, S., et al., Features of Particle and Heavy Ion
Transport Code System(PHITS) Version 3.02, J. Nucl. Sci. Technol., 55, (2018), pp.684690. DOI:10.1080/00223131.2017.1419890[7] 社団法人日本アイソトープ協会, アイソトープ手帳 10 版,2001.

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