はじめに平素より、日本原子力研究開発機構（原子力機構）の研究開発につきまして、多大なご理解とご支援を賜り、誠にありがとうございます。
原子力機構の使命は、我が国唯一の総合的な原子力研究開発機関として、原子力科学技術を通じて、人類社会の福祉と繁栄に貢献することです。当機構では、昨年来、新型コロナウイルス感染症
対策を徹底しつつ、テレワークなどの新しい働き方を取り入れながら、安全を最優先に、機構の使命の実現に向けて業務に取り組んでいます。
当機構の業務のうち、福島第一原子力発電所事故への対応では、燃料デブリの分析に向けた準備などの廃止措置と環境回復に向けた研究開発を行っています。安全研究・防災支援の分野では、原子力安全の評価等の原子力安全規制行政への技術的支援のほか、先進的な原子力安全及び防災に関する研究に取り組んでいます。高速炉・新型炉開発では、2050 年カーボンニュートラルの実現に向け期待される高温ガス炉技術の研究開発とともに、国の戦略ロードマップに則り高速炉開発に関する技術的課題に取り組んでいます。また、核燃料サイクルに関する研究開発や放射性廃棄物の処
理処分技術に関する研究開発を進めており、廃止措置の分野では、バックエンドロードマップ等に基づき、もんじゅ、ふげん、東海再処理施設等の廃止措置を進めています。原子力の基礎基盤研究の分野では、新たな原子力利用の創出や、未踏の研究分野を開拓し、学術の進歩と最先端の科学技術の振興を目指した取組を進めています。本年 5 月には、原子力機構が保有する大型の供用施設と設備を外部の研究者が利用しやすいよう、関連情報と申請窓口をひとつにまとめたオープンファシ
リティプラットフォームの運用を開始し、本年 2 月に運転を再開した研究用原子炉 JRR-3 の外部供用を開始するなど、産学官との一層の連携・協働に向けた体制整備に努めています。
原子力機構は、将来ビジョン「JAEA 2050 +」において、原子力以外の分野とも融合を進めることで、気候変動問題の解決､ エネルギーの安定確保､ 未来社会 Society5.0 の実現に貢献する“新原子力”の実現を目指すことを掲げました。その実現に向けて昨年 11 月に改定した「イノベーション創出戦略」に基づき、今後、幅広い分野との融合によるオープンイノベーションの取組を通じて、社会の変革への貢献をより強力に推進してまいります。
本誌では、原子力機構が日々取り組んでいる研究開発で得られた最新の成果をご紹介いたします。
本誌が、原子力機構の研究開発に対する理解の一助となれば幸いです。
引き続き、ご支援、ご指導を賜りますよう、よろしくお願いいたします。

2021 年 10 月
国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構
理事長

原子力機構の研究開発成果 2021-22

CONTENTS

原子力機構の研究開発体制と本誌の構成について

10

１ 福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発
ハイライト

1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10
1-11
1-12

英知を結集し、1F の廃止措置と福島の環境回復に役立つ研究成果を創出する

13

燃料デブリの正体を明らかにする－制御棒由来の金属系燃料デブリの形成メカニズム解明－

14

墨田 岳大

燃料デブリの非破壊測定に向けた検出器開発－ CeBr3 を用いた高線量率測定用ガンマ線スペクトロメトリシステム－

15

冠城 雅晃

燃料デブリ中の放射性核種の存在状態を解明する－コンクリートとの高温反応生成物の構造と Sr、Ba の存在位置を明らかにする－

16

須藤 彩子

より安全な燃料デブリの臨界管理を実現するために－燃料デブリ環境を模擬する STACY 更新炉の炉心構成の最適化－
郡司 智

17

土壌に固着したセシウムの除去方法を開発－汚染した土壌の処理に備えて－

18

Xiangbiao Yin、駒 義和

圧力容器内部における炉心溶融挙動の解明に向けて－原子炉圧力容器の破損メカニズムの評価－

19

間所 寛

超音波で鉄筋コンクリートの腐食劣化を探る－廃止措置のための非破壊検査技術の開発に向けて－

20

古澤 彰憲

格納容器材料の腐食予測を目指す－放射線環境下での腐食データベースの構築－

21

佐藤 智徳

光ファイバを用いて高放射線環境で放射線強度分布を測る－光の波長成分に着目した放射線位置検出に関する新しいアプローチ－

22

寺阪 祐太

大型台風がもたらした河口域の沈降粒子量への影響－ 2019 年の河口域での放射性セシウムの観測結果から－

23

御園生 敏治AI が放射線マップを賢く作成－福島での放射線測定のビッグデータを活用－24

佐々木 美雪

空間線量率減少の予測精度の向上のために－環境要因による経時変化を新たなモデル式で再現－

25

安藤 真樹

原子力機構の研究開発成果

2021‑223

原子力機構の研究開発成果 2021-22
1-13
1-14
1-15
1-16
1-17
1-18

河川でのセシウムの環境動態は堆積物の性質が握る－河川堆積物と放射性セシウムの吸脱着メカニズムを解明－藤原 健壮

貯水池底質からの放射性セシウムの再移動－流入水と放流水のマスバランス評価から得られた知見－
舟木 泰智

わずかな量の骨の 90Sr をすばやく分析－生体内硬組織試料中 90Sr の ICP-MS 測定に向けた Sr レジンの適用性－
小荒井 一真樹木中でセシウムはどのような状態で存在するのか－放射光を使ってセシウムが樹体内を移動しやすい理由を解明－
田中 万也

森林内の空間線量率を決めるガンマ線はどこからくるのか？

－シミュレーションにより明らかにされた放射性物質の存在位置と空間線量率との関係－
金 敏植

コンクリートへのセシウム吸着挙動解明に向けて－機械学習分子動力学によるセメント水和物の高精度シミュレーション－
小林 恵太

26

27

28

29

30

31

２ 安全研究・防災支援
ハイライト

2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6

4

原子力安全と原子力災害対応の継続的改善に向けて
原子力災害時に甲状腺被ばく線量を正確に把握する－小型で持ち運びが容易な甲状腺ヨウ素モニタの開発－
西野 翔

原子力事故時に汚染したモニタリングポストは正しく測れるのか？を考える－モニタリングポストの建屋汚染による線量率測定値への影響推定－
平岡 大和

飛翔体衝突による構造物の損傷を予測する－より現実的条件を考慮した貫入現象の解析的影響評価－
康 作夷

高レベル濃縮廃液蒸発乾固事故時の放射性物質の揮発挙動を評価する－揮発しやすい放射性ルテニウムについて亜硝酸による抑制効果を確認－
吉田 涼一朗

統計的機械学習で原子炉圧力容器の脆化を予測する－長期運転時の健全性評価のさらなる信頼性向上を目指して－髙見澤 悠

炉内等廃棄物から漏出した核種の地下環境での動きを探る－地下水中のカルシウムの影響を考慮したニオブ吸着モデルの構築－
大平 早希

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

32

33

34

35

36

37

38

CONTENTS
2-7
2-8

1 個のウラン粒子から隠れたウラン精製活動を検知－精製時期を推定するための 230Th/234U 原子個数比分析技術－

39

鈴木 大輔

人に代わって事故現場へ入るロボットを操る－原子力災害対応用ロボット操作員の養成－

40

千葉 悠介

３ 先端原子力科学研究
ハイライト

3-1
3-2
3-3
3-4
3-5
3-6

未来を拓く先端原子力科学研究41

多核子移行反応で明らかになる核分裂－未開拓領域の核分裂研究に道－

42

西尾 勝久

ハイパー核「グザイ核」の質量を決定－中性子星の構造を理解するための新たな知見－

43

谷田 聖

磁石を使った絶対零度近くへの冷却－量子的に揺れる微小磁石が実現する極低温冷却材「イッテルビウム磁性体」－

44

常盤 欣文

放射線に負けない熱電発電の実現に向けて－スピンを利用した熱電発電素子の耐放射線特性－

45

岡安 悟

重水クラスターの低エネルギー振動モードの解明－テラヘルツ・赤外吸収分光法と第一原理計算の活用－46

山川 紘一郎

エキゾチックな P c の正体を探る－コンパクトペンタクォークとハドロン分子が混在したハイブリット模型による解析－

47

山口 康宏

４ 原子力基礎工学研究
ハイライト

4-1

原子力科学の共通基盤技術を維持・強化して原子力利用技術を創出

48

高エネルギー中性子利用の促進に向けて－基礎科学や医療のための核反応データベースを開発－

49

中山 梓介

原子力機構の研究開発成果

2021‑225

原子力機構の研究開発成果 2021-22
4-2
4-3
4-4
4-5
4-6
4-7

機械学習を用いた核反応データ評価手法を提案－高品質な高エネルギー核反応データベースの開発に貢献－
岩元 大樹

燃料デブリの化学状態を明らかにする－顕微ラマン分光法の適用可能性－
日下 良二

最新の計算科学を用いて原爆被爆者の線量を再評価－日米共同研究の成果によりさらに精度の高い疫学調査が可能に－
佐藤 達彦

放射性物質の様々な条件の大気拡散計算を高速化－大気拡散データベースシステム WSPEEDI-DB を開発－
寺田 宏明

高強度アルミニウム合金の自発的破壊現象の解明－水素でアルミニウムがもろくなる原因の解明と、計算科学による高強度合金設計－
都留 智仁

陽子ビーム照射で材料はどの程度損傷するのか？

－高エネルギー陽子ビームを用いる加速器駆動システムの安全に貢献－
明午 伸一郎

50

51

52

53

54

55

５ 中性子及び放射光利用研究等
ハイライト

5-1
5-2
5-3
5-4
5-5
5-6

6

幅広い科学技術・学術分野における革新的成果の創出を目指して大強度陽子ビームの安定運転に向けて－入射用薄膜の状態監視装置の開発－
Saha Pranab Kumar

鋳鉄が強化されるメカニズムを大強度パルス中性子ビームにより解明－その場中性子回折実験により鋳鉄の組織挙動を原子配列の観測で調べる－
Stefanus Harjo

幅広いエネルギー領域で高スピン偏極したパルス中性子ビームを実現する－偏極ヘリウム 3 を用いた高性能中性子スピンフィルターの開発と応用－
奥平 琢也

高温で実現する伝導電子スピンの奇妙な「短距離秩序」−世界で初めて合成した新物質 Mn3RhSi で見つかった謎の金属状態−
山内 宏樹

廃棄豚骨を利用した金属吸着剤の開発－食品廃材を利用した安価で高性能な金属吸着技術を実現－
関根 由莉奈

速い分子は炭素原子の網を通り抜ける－酸素分子がグラフェンをすり抜ける現象を発見－
吉越 章隆

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

56

57

58

59

60

61

62

CONTENTS
5-7

強磁性半導体における磁化過程を原子レベルで解明－実用スピントロ二クス材料開発への一歩、半導体が磁石になるメカニズムに迫る－

63

竹田 幸治

６ 高温ガス炉水素・熱利用研究
ハイライト

6-1
6-2
6-3
6-4
6-5
6-6
6-7

高温ガス炉とこれによる水素製造・熱利用技術の研究開発

64

高温ガス炉事故時の詳細な熱流動挙動を予測する－高温ガス炉の事故時空気侵入挙動評価手法の開発－

65

青木 健

被覆燃料粒子の健全性を維持するための核設計上の方針を提示－燃料核移動速度を低減する理想出力分布条件の導出－

66

沖田 将一朗

プルトニウムを安全に減らす高温ガス炉の実現に向けて－模擬燃料核の微細構造の知見の取得－

67

相原 純

IS 法で用いる金属部材の耐食性向上を目指して－硫酸分解ガス環境でセラミックスと同等の耐食性を有する鋼材を発見－

68

広田 憲亮

IS 法の水素製造効率向上に向けて－シリカ膜反応器を用いてヨウ化水素分解率を改善－

69

Odtsetseg Myagmarjav

IS 法の主反応の省エネルギー化に成功－ブンゼン反応過電圧を低減する膜・電極を開発－

70

田中 伸幸

臨界制御棒位置計算作業の時間短縮化に向けて－臨界制御棒位置を自動で探索するユーティリティツールの開発－

71

Hai Quan Ho

７ 高速炉研究開発
ハイライト

7-1

高速炉サイクルの研究開発基盤の整備

72

中性子で分離塔内部の吸着元素を見てみよう－共鳴中性子イメージングによる分離塔内部元素の非破壊可視化－

73

宮﨑 康典

原子力機構の研究開発成果

2021‑227

原子力機構の研究開発成果 2021-22
7-2
7-3
7-4
7-5

大型高速炉の出力分布の計算精度を改善－制御棒計算手法の高度化研究－
滝野 一夫

高速炉の炉心崩壊事故時の溶融物質の挙動評価を目指して－制御棒溶解材の基礎物性データベース整備－
高井 俊秀

耐照射性に優れる炉心材料の最適な合金を目指して－材料劣化因子である照射点欠陥挙動の定量評価技術の開発－
関尾 佳弘

3 価マイナーアクチノイドを回収するための抽出クロマトグラフィ分離法の改良と実証－効率の高い MA(III)/Ln(III) 分離プロセス－
渡部 創

74

75

76

77

８ バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発
ハイライト

8-1
8-2
8-3
8-4
8-5
8-6
8-7
8-8

8

原子力施設、再処理施設の廃止措置及び廃棄物の処理処分に向けて
研究施設等廃棄物の埋設事業を円滑に進めるために－重要核種選定に必要な「基準線量相当濃度」の整備－
菅谷 敏克

固体吸着材による廃抽出溶媒からの核燃料物質の回収－模擬廃抽出溶媒におけるイミノ二酢酸基の錯形成反応の調査－
荒井 陽一

難処理廃棄物を安定な廃棄体にする－バイヤー法を用いた放射性アルミニウム廃棄物処理技術の検討－
関 美沙紀

プルトニウム取扱施設の安全性向上に向けて－グローブボックス窓板用火災対策シートの開発－
川﨑 浩平

坑道掘削で生じた割れ目を直接見る－樹脂注入による掘削損傷領域の割れ目の可視化技術－
櫻井 彰孝

坑道掘削に伴う不飽和領域形成の影響因子－溶存ガス量と岩盤の透水性に着目した解析的検討－
宮川 和也

ミクロからマクロへ：鉱物の年代測定から山地の形成過程に迫る－低温領域の熱年代学的手法から見えた奥羽脊梁山地の隆起形態－
福田 将眞、末岡 茂

地質試料の放射性炭素年代測定に必要な試料量を低減－従来法の 20 分の 1 となる微少量試料の前処理手法の構築－
渡邊 隆広

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

78

80

81

82

83

84

85

86

87

CONTENTS
8-9
8-10

地形や処分場深度の変化を考慮した安全性の評価－地層処分の安全評価のための地形・処分場深度変遷解析ツールの開発－

88

山口 正秋

電気化学的手法でオーバーパックの腐食挙動を評価する－塩水環境における緩衝材共存下での炭素鋼の不働態化条件の探索－

89

北山 彩水

９ システム計算科学研究
ハイライト

9-1
9-2
9-3
9-4

原子力研究開発を支える計算科学技術

90

環境評価基準を満たす汚染物質拡散シミュレーション－メートルスケールのリアルタイム風況解析のアンサンブル計算を実現－91

小野寺 直幸富岳と Summit を用いたエクサスケール流体解析－メニーコア CPU と GPU で共通に利用可能な混合精度行列解法の開発－

92

井戸村 泰宏従来の量子力学概念を越えた先に見えた特異な現象「フェルミアーク」を理論的に予言－重元素化合物内での強く影響しあう多数の電子の挙動を解明する新手法の開発－

93

永井 佑紀

アルミニウム合金の水素脆化防止－合金内部の金属間化合物の中から水素をよく吸うものを計算で特定－

94

山口 正剛

10 核不拡散・核セキュリティ科学技術開発
ハイライト

10-1

原子力平和利用を支える核不拡散・核セキュリティに関する技術開発・人材育成

95

核兵器と核テロの無い世界の実現に向けて−非核化の事例調査と要因分析−

96

田崎 真樹子

原子力機構の研究開発成果

2021‑229

原子力機構の研究開発体制と本誌の構成について
本誌は、研究開発分野ごとの最新の成果を各章にまとめて紹介しています。各章の成果は、おおむね担当する
各研究開発部門の活動と対応しています。各研究開発部門は、研究開発の性格や利用する施設・装置によって、
1 ヶ所から数ヶ所に跨った研究開発拠点で実際の活動を行っており、研究開発拠点は、日本全国に所在しています。
以下に、各研究開発部門の成果がどの研究開発拠点で生み出されているか、概略を紹介します。
１. 福島研究開発部門は、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原子力事故への対応として、廃止措置及び環境回復に向けた研究開発、並びに廃止措置の推進のために必要不可欠な研究開発基盤の構築を進めています。
２. 安全研究・防災支援部門

安全研究センター及び原子力緊急時支援・研修センターは、原子力科学研究所において原子力発電所をはじめとする原子力施設に関する国の安全規制を支援する研究を、また、ひたちなか
市において緊急時のモニタリングと防護措置に関する研究開発を進めています。
３. 原子力科学研究部門

先端基礎研究センターは、原子力科学研究所において先端原子力科学における未踏分

野の開拓を進め、新原理・新現象の発見、新物質の創製、新技術の創出を目指して、「アクチノイド先端基礎科学」と「原子力先端材料科学」の 2 分野を設定し、７研究テーマを展開しています。
４. 原子力科学研究部門

原子力基礎工学研究センターは、原子力科学研究所において原子力利用を支える様々な基礎・基盤的な研究や技術開発を進めています。
５. 原子力科学研究部門

物質科学研究センター及び J-PARC センターは、原子力科学研究所及び J-PARC において中性子を利用する研究を進めています。また、物質科学研究センターは、播磨放射光 RI ラボラトリー
において放射光を用いた研究も進めています。

組
理 事 長
副理事長
理事（6名）

織体

制

図

運営管理組織バックエンド統括本部
バ ッ ク エ ン ド 推 進 部
埋 設 事 業 セ ン タ ー
安全・核セキュリティ統括部

監 事
（2名）

経

営

企

画

部

J A E A イノベ ーシ ョン ハブ
総

務

部

人

事

部

財

務

部

契

約

部

広

報

部

国

際

部

監

査

室

統

括

構

造

監
改

査
革

推

の

職

進

室

福 島 研 究 開 発 部 門
安 全 研 究・防 災 支 援 部 門
原 子力科 学 研 究 部 門
高速炉・新型炉研究開発部門

共通事業組織
建

部門組織

設

部

システム計算科学センター

核燃料・バックエンド研究開発部門

原子力人材育成センター
核不拡散・核セキュリティ総合支援センター
新 試 験 研 究 炉 準 備 室
敦

2021年10月現在

10

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

賀

事

業

本

部

敦賀廃止措置実証部門

６. 高速炉・新型炉研究開発部門

炉設計部及び高温ガス炉研究開発センターは、大洗研究所において高温ガス炉の技術開発や高温熱を用いて水から水素を製造する技術、ヘリウムガスタービン技術等の多目的熱利用の研究開発を実施しています。
７. 高速炉・新型炉研究開発部門

プラント技術イノベーション推進室、炉設計部、燃料サイクル設計室、高速炉サイクル研究開発センター及び敦賀総合研究開発センターは、長期的エネルギー安全保障・地球環境問題に対応するため高速炉を中核とする核燃料サイクルの確立に向けた研究開発を行っています。大洗研究所において高速炉システムの安全性強化を目指した研究開発を、敦賀総合研究開発センターにおいて高速増殖原型炉もんじゅに係る成果の取りまとめや高速炉の検査・補修技術開発等を、核燃料サイクル工学研究所において核燃料・バックエンド研究開発部門と協力してプルトニウム燃料の製造、使用済燃料の再処理に係る研究開発などを進めています。
８. 核燃料・バックエンド研究開発部門は、青森研究開発センター、核燃料サイクル工学研究所及び人形峠環境
技術センターにおいて安全かつ合理的な原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分対策について技術開発を進めています。また、高レベル放射性廃棄物の地層処分については、東濃地科学センターにおいて地質環境の長期安定性評価解析技術等の整備を、幌延深地層研究センターと核燃料サイクル工学研究所において処分場の設計や安全評価を行う技術の高度化を、それぞれ進めています。このほか、核燃料サイクル工学研究所において核燃料サイクルに関する技術開発を行っています。
９. システム計算科学センターは、柏地区と原子力科学研究所を中心に先端的シミュレーション技術開発及び計算科学基盤技術開発、並びに計算機及びネットワークの運用・保守を行っています。
10. 核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、本部及び原子力科学研究所において IAEA 保障措置や核鑑識・検知技術開発、政策的な調査・分析、アジア地域を中心とした人材育成支援、CTBT 国際監視施設等の暫定運用及び核物質輸送に係る支援等、国内外の核不拡散・核セキュリティ強化に資する活動を行っています。

研 究 開 発 拠 点
幌延深地層研究センター
高レベル放射性廃棄物処分技術に関する研究開発（堆積岩系対象）を実施

青森研究開発センター
原子炉施設の廃止措置、
核燃料サイクル関連業務

福島地区
東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発を実施
廃炉環境国際共同研究センター

楢葉遠隔技術開発センターへの支援などを実施

大熊分析・研究センター

東海地区
安全研究、原子力基礎工学研究、先端基礎研究、
中性子利用研究の推進、核燃料サイクルに係る再処理、燃料製造及び放射性廃棄物の処理・処分に係る研究開発、廃止措置技術開発、研修事業を実施

原子力緊急時支援・研修センター
緊急時のモニタリングと防護措置に関する研究開発を実施

原子力科学研究所

核燃料サイクル工学研究所

敦賀地区「もんじゅ」及び ｢ふげん｣ における廃止措置を実施
高速増殖原型炉「もんじゅ」

新型転換炉原型炉「ふげん」

J-PARCセンター

東京−柏地区
計算科学研究等を実施
人形峠環境技術センター
ウラン濃縮関連施設及び鉱山
関連施設の廃止措置を実施
播磨放射光RIラボラトリー
放射光科学研究を実施

東濃地科学センター
高レベル放射性廃棄物処分技術に関する研究開発（地質環境の長期安定性に関する研究）を実施

世界最高クラスの大強度陽子加速器と、陽子ビームで発生させた中性子、ミュオン、K- 中間子、ニュートリノ等を利用し、物質科学、生命科学、原子核素粒子等に関する研究を実施

大洗研究所
高速炉の安全性強化を目指した研究開発を実施
高温工学試験研究炉を活用した高温ガス炉技術
基盤の確立と水素製造技術の研究開発を実施「常陽」、照射後試験施設等を用いた照射試験、照射後試験技術の開発及び原子炉等の燃料・材料の研究開発を実施©RIKEN/JASRI

原子力機構の研究開発成果

2021‑2211

１ 福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発
英知を結集し、1F の廃止措置と福島の環境回復に役立つ研究成果を創出する
原子力機構は、我が国で唯一の原子力に関する総合的な研究開発機関として、福島の環境回復・1Fの廃止措置等に向けた研究開発とこれを担う持続的な人材育成の基
盤構築に総力を挙げて取り組んでいきます。

環境回復に係る研究開発○ 福島復興再生基本方針等の国の政策や社会ニーズを踏まえた研究開発
 環境モニタリング・マッピングに関する研究開発（トピックス1‑10, 1‑11, 1‑12）
 環境動態等に係る研究（トピックス1‑13, 1‑14, 1‑15,
1‑16, 1‑17, 1‑18）

図 1-1

研究開発基盤の構築〇 研究開発拠点の運用〇 産学官による研究開発と人材育成の推進
 NARRECの運用
 CLADS 国際共同研究棟の運用
 大熊分析・研究センターの運用
 国内外の大学、研究機関、産業界等の人材が交流できるネットワークの形成

廃止措置等に向けた研究開発〇 中長期ロードマップ、NDF戦略プランを踏まえた
研究開発〇 現場ニーズに沿った基礎基盤研究開発
 燃料デブリの取扱い（トピックス1‑1, 1‑2, 1‑3, 1‑ 4）
 放射性廃棄物の処理処分（トピックス1‑ 5）
 事故進展シナリオ解明（トピックス1‑ 6）
 遠隔操作技術（トピックス1‑ 7）
 原子炉の健全性評価（トピックス1‑ 8）
 現場作業環境の安全性向上（トピックス1‑ 9）

中長期計画に基づく福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発に関する取組み

原子力機構は日本で唯一の原子力に関する総合的な研究開発機関として、東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故直後から、その役割を果たすために福島県内での活動を開始しました。福島研究開発部門を中核に研究開発拠点の整備を進めながら、1F 廃止措置及び周辺
地域の環境回復に係る研究開発に取り組んでいます。現
在は、1F 事故の対処に係る研究開発として主に図 1-1に示す分野での取組みを実施しています。
福島研究開発部門に設置している廃炉環境国際共同
研究センター（CLADS）の国際共同研究棟、楢葉遠隔技術開発センター（NARREC）、大熊分析・研究センターの三つの施設は、福島イノベーション・コースト構想（廃炉分野）の一翼を担い、研究開発を通じて 1F 廃止措置に貢献しています。また、CLADS は、福島県が整備した福島県環境創造センター（三春町及び南相馬市）に研究室を設置し、福島県及び国立研究開発法人国立環境研究所との三者連携を通じて福島の環境回復に関する研究開発等に取り組んでいます。さらに原子力機構全体
で 1F 廃止措置や環境回復に取り組むため、福島研究開
発部門以外の部門との連携にも注力するとともに、産学官連携、諸外国の研究機関等との国際協力を進め、中長期的な研究開発及び関連する活動を行う人材の育成等も行っています。

国による『1F 廃炉の中長期ロードマップ』、原子力
損害賠償・廃炉等支援機構（NDF）が策定する『戦略プラン』において、東京電力や 1F 廃炉関連企業が応用研
究から実用化研究を行う一方で、原子力機構が基礎・基盤研究を担うことが期待されており、これらの研究開発
活動の連携を進める必要があります。福島研究開発部門
では、実施する研究開発が真に現場のニーズに基づくものとなるよう、東京電力、国の関係機関、1F 廃炉関連企業等のステークホルダーと調整の上、『基礎・基盤研
究の全体マップ』を策定し、最新の現場ニーズを踏まえて毎年アップデートしています。また、環境回復に係る研究開発では、『福島復興再生基本方針』等の国の政策や社会のニーズを踏まえつつ研究開発を行い、成果の公表及び自治体への技術提供を通じて住民の帰還や産業の復旧・復興の促進、住民生活の安全・安心の確保に貢献しています。
福島研究開発部門では、今後も国内外の英知を結集し、1F 廃止措置や環境回復のための研究開発を進め、得られた成果を国内外に積極的に発信していきます。また、地域の企業や研究・教育機関などとのネットワークの構築を進めることで、地域産業の活性化や人材育成につなげ、連携のプラットフォームとして活躍することで福島復興に貢献していきます。
原子力機構の研究開発成果

2021︲2213福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 1

燃料デブリの正体を明らかにする－制御棒由来の金属系燃料デブリの形成メカニズム解明－(Cr,Fe)2B相-Fe相(Cr,Fe)2B相 -Fe相

-Fe相(Cr,Fe)23(C,B)6相 (Cr,Fe)2B相

100 µm

100 µm

1%-B4C

100 µm

5%-B4C ʤ࣯ྖ%ʥ

3%-B4C

図 1-2 作製した金属系燃料デブリ要素試料断面の反射電子像
左から右に試料中の炭化ホウ素（B4C）濃度が増加しています。青矢印で示した暗い部分が“(Cr,Fe)2B 相”（クロム、鉄、ホウ素から成る金属間化合物）の晶出物、水色矢印で示した明るい部分が“γ︲Fe 相”（鉄、ニッケル、クロムから成る金属相）、緑矢印で示した灰色の部分が“(Cr,Fe)23(C,B)6 相”（クロム、鉄、炭素、ホウ素から成る金属間化合物）です。

（a）
冷却

冷却

-Fe相

（共晶）

（b）

-Fe相

冷却

冷却

(Cr,Fe)₂B 相(Cr,Fe)₂B相
高温融体（ステンレス鋼 + 炭化ホウ素）

-Fe相

（共晶）

（初晶）

（共晶）

高温融体

（ステンレス鋼 + 炭化ホウ素）(Cr,Fe)₂B 相
（初晶）

（共晶）

(Cr,Fe)₂₃(C,B)₆相

図 1-3 ステンレス鋼と炭化ホウ素を主成分とする金属系燃料デブリの形成メカニズム（a）炭化ホウ素濃度が低い（＜ 3%︲B4C）場合、（b）炭化ホウ素濃度が高い（≧ 3%︲B4C）場合です。材料中の炭化ホウ素濃度の違いにより初めに晶出する相（初晶）及び最終的な組織が異なります。濃度は質量 % です。

私たちは、東京電力福島第一原子力発電所（1F）過酷事故によって生成し、現在も原子炉内に残存する“燃料デブリ”に関する研究を行っています。
“燃料デブリ”とは核燃料や金属材料、コンクリートなどが高温で反応・溶融した後に冷えて固まったものです。
燃料デブリの取出しや処置方法を検討する上で、その物理的・化学的性状は重要な指標となります。いまだその全容は明らかになっていませんが、燃料デブリはその主成分を踏まえて、次のように分類できると考えられています。
◦ステンレス鋼や炭化ホウ素、金属ジルコニウムを主成分とする金属系燃料デブリ◦ウランやジルコニウム、ステンレス鋼等の酸化物を主成分とする酸化物系燃料デブリ◦ケイ酸等を主成分とするコンクリート系燃料デブリ
1F では制御棒材料に炭化ホウ素を使用していたことから、鉄鋼材料との共晶溶融反応（材料の融点よりも低い温度での液化現象）により、炭化ホウ素成分を含んだ
金属系燃料デブリが多く存在すると考えられています。
ところが過去に起きた原子炉過酷事故（米国スリーマイ
ル島原子力発電所や旧ソ連チェルノブイリ原子力発電所）では、制御棒等の材料や炉型が異なるため、炭化ホ
ウ素を含む金属系燃料デブリは生成していません。
そこで私たちは、“金属系燃料デブリはどのようにしてできたのか？”という形成メカニズムを明らかにするために、制御棒の構成材料であるステンレス鋼と炭化●参考文献

ホウ素を原料として金属系燃料デブリの要素試料を作製し分析しました。図 1-2 は作製した試料断面の反射
電子像です。試料中の炭化ホウ素濃度の増加とともに、“(Cr,Fe)2B 相”（クロム、鉄、ホウ素から成る金属間化合物）が大きく、多量に晶出することが分かりました。
詳細に分析したところ、この金属系燃料デブリは
図 1-3 のような過程を経て形成することが分かりました。材料中の炭化ホウ素濃度が低い場合は、高温の溶融金属から“γ-Fe 相”（鉄、ニッケル、クロムから成る金属相）が初めに晶出し、その後“(Cr,Fe)2B 相”が晶出します（図 1-3（a））
。炭化ホウ素濃度が高い場合
は、初めに“(Cr,Fe)2B 相”が晶出し、その後“γ-Fe 相”と“(Cr,Fe)23(C,B)6 相”（クロム、鉄、炭素、ホウ素から成る金属間化合物）が晶出します（図 1-3（b））
。また、この形成メカニズムは、試料中の炭素、ホウ素、クロムの挙動から説明できることを明らかにしました。
このように、私たちは、材料学的観点に基づいた基礎研究から、燃料デブリの正体やその特性を実験に基づいて明らかにしようとしています。
本研究の一部は、日本学術振興会科学研究費補助金
若手研究（No.JP20K15209）「高精度かつ簡便な金属
系燃料デブリ中ホウ素濃度定量法の開発」の助成を受けたものです。
（墨田 岳大）Sumita, T. et al., Solidification and Re-Melting Mechanisms of SUS-B4C Eutectic Mixture, Journal of Nuclear Materials, vol.543,
2021, 152527, 15p.

14

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 2

燃料デブリの非破壊測定に向けた検出器開発－ CeBr3 を用いた高線量率測定用ガンマ線スペクトロメトリシステム－（a）137Cs線源
80 mm

１秒当たりの計数率（a）センサーユニット

35 mm

103

（c）

101
100

高線量率測定用
光電子増倍管

5 mm

CeBr3結晶（5 mm × 5 mm × 5 mm）

図 1-4 開発した高線量率測定用ガンマ線スペクトロメトリシ
ステム（a）小型軽量な測定システムを開発しました。（b）高線量率測定に向け開発した光電子増倍管へ、シンチレーターが組み込める構造になっています。（c）微小な立方体（5 mm × 5 mm
× 5 mm）の CeBr3 を密封したパッケージを構築しました。

東京電力福島第一原子力発電所（1F）では、廃炉工程の最難関に位置づけられている原子炉格納容器内からの燃料デブリの取出しに向けた準備が進められています。
燃料デブリは、核燃料と構造材等が高温で溶けて混ざり冷えて固まったもので、組成が不均一なため、保管や処理処分の方法を決めるためには非破壊測定等を用いて燃料デブリの特性を把握する必要があります。通常の原子力施設では、燃料デブリのような高放射線を有する核燃
料物質を測定する場合、半導体検出器に遮蔽を施した大型な測定装置が利用されます。しかし、1F は、事故による損傷や瓦礫により狭窄部が多く、さらに、高線量率下での作業では遠隔機器を利用する必要があります。そのため、測定装置の小型軽量化が求められています。そこで、私たちは、高線量率下でガンマ線スペクトルを取得できる小型軽量な測定システムを開発しました（図 1-4（a））
。
当該システムでは、半導体検出器よりも高線量率測定に有利なシンチレーター方式を採用しました。CeBr3
は、発光時間が短く（20 ns 以下）、エネルギー分解能が良く（4% 程度）
、高線量率下でのガンマ線スペクトル測定に適したシンチレーターです。私たちは、CeBr3 を
微小な立方体（5 mm × 5 mm × 5 mm）に加工し、潮解を防ぐために密封しました（図 1-4（c））
。これを、高線量率測定のために開発した光電子増倍管と組み合わせて、センサーユニットを製作しました（図 1-4
（b）
）
。さ

１秒当たりの計数率

光電子増倍管光学窓に装着（b）60Co線源

5 mm

26 mSv/h
350 mSv/h
976 mSv/h1407 mSv/h

102

10‑1
0

（b） アルミケース

エネルギー分解能（662 keV）
4.2%（26 mSv/h）⇒ 5.5%（1407 mSv/h）

50

100

150

チャンネル

200

250

エネルギー分解能（1333 keV）
3.1%（22 mSv/h）⇒ 4.2%（2221 mSv/h）

103

22 mSv/h
85 mSv/h
1408 mSv/h
2221 mSv/h

102
101
100
10‑1
0

50

100

150

チャンネル

200

250

図 1-5 ガンマ線スペクトル分布（a）137Cs 照射場と（b）60Co 照射場で、それぞれ 1407 mSv/h
並びに 2221 mSv/h までの線量率までのガンマ線スペクトル測
定をして、エネルギー分解能を評価しました。

らに、当該システムの信号処理では、1F の高線量率かつ多様な測定環境を考慮し、デジタル信号処理を採用することで高速かつ柔軟な信号処理を可能としています。
当該システムの高線量率下での性能を調べるため、137Cs 並びに 60Co の放射線照射場において、線量率ごとのガンマ線スペクトルを取得しました（図 1-5）。
（a）137Cs 照 射 場 で は、 線 量 率 が 26 mSv/h か ら
1407 mSv/h で 照 射 し た と こ ろ、 エ ネ ル ギ ー 分 解能（662 keV） は 26 mSv/h で 4.2%、 高 線 量 率 の1407 mSv/h では 5.5% でした。同様に、（b）60Co 照射
場では、22 mSv/h から 2221 mSv/h まで照射して、エ
ネルギー分解能（1333 keV）は、22 mSv/h で 3.1%、
高線量率の 2221 mSv/h で 4.2% になりました。上記のエネルギー分解能は、使用済核燃料や放射性廃棄物の非破壊測定において測定対象核種となる 134Cs、137Cs、
60
Co、154Eu を識別するために必要なエネルギー分解能を満たしています。
本成果は、東京大学並びに産業技術総合研究所との共同研究で実施し、今後、燃料デブリの迅速な非破壊測定の実現に向けて研究開発を継続し、1F の安全かつ円滑な廃止措置の実現に向けて貢献していきたいと考えています。
（冠城 雅晃）●参考文献

Kaburagi, M. et al., Gamma-ray Spectroscopy with a CeBr3 Scintillator under Intense γ-ray Fields for Nuclear Decommissioning,
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A, vol.988, 2021, 164900, 8p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2215福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 3

燃料デブリ中の放射性核種の存在状態を解明する－コンクリートとの高温反応生成物の構造と Sr、Ba の存在位置を明らかにする－（a）集光加熱
10 mm

炉心成分
混合物

加熱

ZrO2

金相
観察

切断

コンクリート

（b）

25 mm

ステンレス
型枠

（c）

亀裂

上部クラストケイ酸ガラスリッチ層（Sr、Ba含有）(U,Zr)O2 粒子（d）(U,Zr)O2 リッチ層（c）（d）
溶融部／未溶融
コンクリ−ト境界

コンクリート

10 µm

10 µm
ケイ酸ガラス（Sr、Ba 含有）

図 1-6 （a）模擬 MCCI 生成物イメージ及び外観写真（b）試料切断面金相写真（c）溶融部上方電子顕微鏡写真（d）溶融部下方電子顕微鏡写真
コンクリート片上に炉心成分混合物を装荷し、集光加熱により MCCI を模擬しました。冷却後の試料を切断し、断面を観察したところ、試料溶融部上方では暗いケイ酸ガラス相（Sr、Ba 含有）が多く、溶融部下方では明るい (U,Zr)O2 粒子が多い状態であることが確認できました。

東京電力福島第一原子力発電所事故では、核燃料や炉心構造材等から構成される溶融物が格納容器床面に流下し、コンクリートと高温で反応（Molten Core-ConcreteInteraction：MCCI）したと推測されます。MCCI 生成物は事故後これまでに冷却水と接触し続け、表面から水溶性の放射性核種が少しずつ溶け出し、建屋内に徐々に拡散している可能性が考えられます。MCCI 生成物の構
造や、放射性核種の凝集位置を把握することは、建屋内での放射性核種の移行挙動を知るために重要です。そこで本研究では、核分裂生成物（FP）の中でも高い放射能を持つ Sr と Ba に着目し、非放射性の Sr と Ba を含む
模擬 MCCI 生成物を高温で作製することで、MCCI 生
成物の構造と Sr 及び Ba の凝集位置を実験により調べ
ました。
図 1-6
（a）
に模擬 MCCI 生成物のイメージと外観写真を示します。ペレット状に成型した炉心成分の模擬混合物（U0.5Zr0.5O2、ZrH2、ステンレス鋼、B4C、Mo-Ru-Rh-Pd
系合金、BaCO3、SrCO3）をコンクリート片上に置き、集光加熱装置でペレット上面に集光し加熱すること
で、溶融した炉心成分とコンクリートが高温で反応する
MCCI を模擬しました。
冷却後の試料を鉛直方向に切断し、断面を光学顕微鏡で観察した結果を図 1-6（b）に示します。試料上部の灰色の領域では、炉心成分がコンクリート成分とともに溶融・固化しています。その下部のコンクリート部分は溶融していませんが、熱で劣化し脆くなっています。溶
融部の上方及び下方の電子顕微鏡写真を図 1-6
（c）
及び
●参考文献

冷却水

気泡

熱劣化
コンクリート

図 1-7 MCCI 生成物の階層構造のイメージ(U,Zr)O2 粒子は下方に沈みやすく、一方でSr、Ba を含むケイ酸ガラスは上方で凝固しやすいと予測されます。落下した溶融物が急冷され、上部にできるクラストには気泡や亀裂があり、ケイ酸ガラス層に冷却水が接触する可能性が考えられます。

（d）に示します。主要な生成相は、暗く見えるケイ酸ガ
ラスと明るく見える (U,Zr)O2 粒子です。元素分析の結果、ケイ酸ガラス相には Sr、Ba がそれぞれ平均 3at%、
2at% の比率で含まれ、(U,Zr)O2 粒子には Sr と Ba は含まれないことが分かりました。今回の実験系について熱力学的な解析を行ったところ、Sr、Ba は (U,Zr)O2よりケイ酸ガラス中に移行するほうが安定であることが分かりました。
上方では (U,Zr)O2 が 2 ～ 3 µm の微細粒子としてガラス中に析出していますが、下方では 10 ～ 20 µm の比較的大きな粒子として析出し、また領域に占める割合も多くなっています。これは、比重の大きい (U,Zr)O2 粒子が溶融凝固の過程で下方に沈みやすく、その結果 Sr、
Ba を含むケイ酸ガラス相の多くが上部で固化したと考えられます。
今回の結果から予測される MCCI 生成物の模式図を
図 1-7 に示します。現状の事故シナリオの見解として、
1F 格納容器底部に堆積した実際の燃料デブリ表面には、水で急速に固まった、コンクリート成分を含まないクラストが形成されたと予想されています。一般的に急冷されたクラストには亀裂や気泡（空洞）ができやすく、Srと Ba を含む上方のケイ酸ガラス層に冷却水が接触しやすい状態であると考えられます。今後はケイ酸ガラス中に含まれる Sr と Ba の溶出挙動について検討し、建屋内の放射性核種の移行挙動の把握に役立てていきたいと考えています。
（須藤 彩子）Sudo, A. et al., Experimental Evaluation of Sr and Ba Distribution in Ex-Vessel Debris under a Temperature Gradient, Journal of
Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 4, 2021, p.473-481.

16

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 4

より安全な燃料デブリの臨界管理を実現するために－燃料デブリ環境を模擬する STACY 更新炉の炉心構成の最適化－

62 cm

45 cm
最適化

UO2 燃料棒（235U: 5wt%）
コンクリート棒
いずれも直径9.5 mm

P1
D2

P2

D1

＜模擬燃料デブリ最大装荷炉心＞＜最適化後の炉心の例＞

P1: 1.00 cm
模擬燃料デブリ棒: 2600 本

P1: 1.50 cm、 D1: P1×15
P2: 3.00 cm、 D2: P2×15
コンクリート棒: 140 本

Si感度が全炉心当たり0.15倍に低下も、1試料当たり2.74倍に改善

図 1-8 STACY 更新炉の概念図と最適化パラメータ
STACY 更新炉（臨界集合体）の UO2 燃料棒は格子板で支持されます。中央の格子に UO2 燃料棒とコンクリート棒、外側の格子には臨界状態にするための UO2 燃料棒のみを装荷します。中央の格子間隔は燃料デブリの置かれている中性子減速条件を模擬するため任意に調整します。

図 1-9 炉心構成の最適化結果の例
最適化を行った炉心構成では、模擬燃料デブリを大量に装荷した最も理想的な場合に対して、全体の Si 感度は下がるものの、試料あたりの感度は高く、現実的に構築可能な炉心構成が得られました。この他に、P1 ＝ 1.00 cm、1.50 cm の場合についても最適化を実施しています。

東京電力福島第一原子力発電所事故では、核燃料が溶融し、鉄やコンクリートなどの構造材を含んだ燃料デブリが生じていると考えられています。燃料デブリの取り出しとその後の管理に必要な臨界安全の観点から、その臨界特性をコンピュータ解析により評価する研究が進められています。解析評価は臨界実験で確認する必要がありますが、燃料デブリの臨界実験による検証データがありません。そこで私たちは、組成の明らかな模擬燃料
デブリと定常臨界実験装置 STACY 更新炉でその臨界特性を把握することを目指しています。
燃料デブリにコンクリートが含まれる場合、コンク
リートそのものが水分を含んでいることから、周囲の水とともに中性子減速に寄与する一方で、水以外のコンク
リートの成分である Mg、Si、Al、Ca などが臨界特性に与える影響も評価する必要があります。事前の摂動計
算の結果、Si の中性子捕獲反応が臨界特性に与える影響が顕著だったため、これを効率的に観測できるような炉心構成が必要だと分かりました。そのためには模擬燃料デブリを出来るだけ多く用いることも考えられます
が、組成によっては調製が技術的に困難であること、実験後に大量の廃棄物が生じることなどの理由から、UO2
燃料棒とコンクリート棒の組合せによって燃料デブリを模擬することにより、Si の感度が少量のコンクリート
試料から最大限に得られる炉心構成を構築することを目指しました。

図 1-8 に示すように、燃料棒は炉心タンク内に設置された格子板により所定の間隔で配列されます。この格子間隔を変えることで、燃料デブリが置かれている様々な中性子減速条件を模擬することが可能です。最適化においては、燃料棒本数を減らすことができる 2 領域炉
心構成を考案し、中央の領域に UO2 燃料棒とコンクリー
ト棒を、その外側には UO2 燃料のみを入れ、双方の格子間隔（P1、P2）と領域の大きさ（D1、D2）、コンクリー
ト棒の割合（w）をパラメータとしました。このうち燃料デブリの中性子減速条件である P1 を臨界性が大きくなるような任意の値とした場合に、Si の中性子捕獲反応の感度が最大となるように P2、D1、D2、w を最適化しました。図 1-9 に炉心構成最適化の結果の例を示します。最適化後の炉心構成は、大量の模擬燃料デブリを調製して装荷した最も理想的な場合に比べ、全体のSi 感度は下がるものの、試料 1 本当たりで得られる感度は 2.74 倍となり、現実的に構築可能な炉心構成が得られました。本試験データは、Si を含むコンクリート
成分が臨界特性に与える効果の把握に大きく寄与し、廃炉作業時の燃料デブリの取扱いにおける臨界評価手法の整備に役立つことが期待されます。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「東京電力福島第一原子力発電所燃料デブリの臨界評価手法の整備」事業の成果の一部です。
（郡司 智）●参考文献

Gunji, S. et al., Criticality Configuration Design Methodology Applied to the Design of Fuel Debris Experiment in the New STACY,
Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 1, 2021, p.51-61.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2217福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 5

土壌に固着したセシウムの除去方法を開発－汚染した土壌の処理に備えて－
Mg

加圧の範囲

250 ℃処理後

強度
︵相対値︶

恒温槽
反応槽

Cs回収液

反応前

0.6

反応後

除去率

10

60
40

15

K

Cs

T
O
T

10.7 Å

25

150

200

250

温度
（℃）

M

δ-

δ-

Cs

δ-

Cs

T
O
T

2:1 層

Cs

δ-

δ-

δ-

δ-

T
O
T

2:1 層

δ-

δ-

δ-

K

K

K

Cs

2+

Mg ℃
0
15

14.3 Å

0H2O

δ-K+ Cs Cs+
2:1 層
Cs

10.1 Å

20

0.1

25

30

35

40

Cs を吸着したバーミキュライト

（%）

0.2

（cps/g）

20o2θ/（CuKα）

図 1-12 Cs を吸着したバーミキュライトの水熱条件下での Mg
による置換
Cs を吸着したバーミキュライトでは、Cs 吸着層（層間距離 10.7 Å（=10⊖10 m））のピークがカリウム（K）吸着層（10.1 Å）とともに見えていますが、
150 ℃以上での 0.01 M 塩化マグネシウム溶液による水熱処理で Cs 吸着層のピークが消失しています。

100

0.3

0.0

5

80

0.4

25 ℃処理後K Cs吸着バーミキュライト

12.0 Å
バーミキュライト
10.1 Å

の除去率

土壌の放射能0.5

150 ℃処理後

K

10.7 Å Cs

降圧槽

図 1-10 土壌から Cs を除去するための水熱処理試験装置
土壌粒子を入れた反応槽を恒温槽に設置し、Cs を脱離するための水溶液を連続的に流通させる試験を行いました。Cs は、装置から排出される水溶液に回収されます。

Mg-K
K
Cs

25.0 Å

土壌粒子

水溶液

200 ℃処理後Mg

14.3 Å

調圧弁

ポンプ 逆止弁Mg10.1 Å

T
O
T

T
O
T
T
O
T

2:1 層

δ-

M

M

2:1 層
K

K

2:1 層

δ-

K

δ-

δ-

δ-

K

δδ-

δM

M

K

δ-

K
δ-

δM

δ-

K
δ-

δ-

Cs

K

δM
2 5 g 2+
0℃
T
O
T

T
O
T

150 ℃ にて処理した場合

T
O
T

δ-

Cs
δ-

K

δ-

2:1 層

δ-

M

M

2:1 層
M

K

δ-

K

K

Mg2+

2:1 層

δM

δ-

δδ-

M

M

δ-

δM

δ-

δ-

M

δ-

δ-

δ-

M

δM

δ-

14.3 Å
14.3 Å

δ-

250 ℃ にて処理した場合

図 1-11 汚染土壌から放射性 Cs を回収する実験の結果
反応温度が 200 ℃を超えると土壌に残る放射能が大きく低下し、高い Cs の除去率が得られます。

図 1-13 土壌粒子の層状構造に安定化された Cs を Mg により置換して脱離する反応のモデル
層に捉えられた Cs イオン（1 価）を Mg イオン（2 価）により置き換える反応は温度依存性があり、高温で効率的に進行します。

東京電力福島第一原子力発電所とその周辺環境の土
壌は、事故によりセシウム 137（137Cs）などの放射性核種で汚染しました。発電所内外の汚染土壌は保管管理されており、将来の処分の検討に備え、有望な減容技術をあらかじめ用意しておく必要があります。放射性 Cs は、土壌の一部成分に強く吸着することが知られ、ふるい分
けにより粗く分離できますが、さらに高い効果を得るた
めには化学処理が不可欠です。
Cs は土壌粒子の層状構造の中に１価の陽イオンとして安定に保持されています。強く結合した Cs イオンを脱離させるには、水の沸点を超える高い温度で Cs と交換する陽イオンを高濃度に含む溶液と作用させることが必要となります。加圧した条件（水熱条件）において土壌粒子と水溶液を接触した後に、粒子を Cs を含む水溶液から分離しますが、室温まで冷却してから分離する方法では、再び Cs の吸着が起こり除染の効果が損なわれてしまいます。Cs を土壌から除去するためには、加圧下で土壌粒子と水溶液を接触させ、かつ、Cs を含む水溶液から分離する工学処理を実現しなければなりません。
工学的な原理実証のため、高温高圧下で連続的に固体（土壌粒子）と液体（水溶液）を接触させ、Cs を除去する試験を行いました。土壌粒子を入れた反応槽を恒温槽に設置し、これに水溶液を連続的に流通する装置を製作して用いました（図 1-10）。陽イオンとして過去の研究により有効であることを見いだしたマグネシウム（Mg）溶液を用いて、実際の汚染土壌からの Cs 除去を試みたところ、反応温度が 200 ℃を超えると土壌に残る放射能が大きく低下し、高い Cs の除去率が得られました（図 1-11）。Cs を吸着したバーミキュラ
イトから Mg イオンと置換して Cs が除去される様子
を X 線回折により調べたところ、25 ℃では Mg 吸着層（14.3 Å（=10–10 m）のピーク）が認められないのに対し、
150 ℃以上では Cs 吸着層（10.7 Å）が消失し、Mg とK に由来するピークのみが観察されました（図 1-12）。
バーミキュライトの層状構造に捉えられた Cs を Mg と置き換えるとき、200 ℃以上の温度においてより効率的に達成できるものと考えられます（図 1-13）。
本法は化学的な処理技術として効果的かつ実用的であると考えられ、土壌除染のための有望な候補技術になると期待できます。
本研究は、東京工業大学との共同研究「亜臨界水洗
浄と固相抽出を利用した固体廃棄物からの放射性物質の回収」の成果の一部です。
（Xiangbiao Yin、駒 義和）●参考文献

Yin, X., Koma, Y. et al., Selective Removal of Radiocesium from Micaceous Clay for Post-Accident Soil Decontamination by TemperatureControlled Mg-Leaching in a Column, Journal of Hazardous Materials, vol.387, 2020, 121677, 10p.

18

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 6

圧力容器内部における炉心溶融挙動の解明に向けて－原子炉圧力容器の破損メカニズムの評価－
500

500

1

450

450

400

400

350

200

3/14 21:00

3/14 21:00

3/14 22:00

3/14 22:00

溶融プール形成
炉心領域

3/14 23:00

3/14 23:00

温度（℃）
2727

150
100

50

50

1927

500

727
327

底部から溶融開始

0

半径（mm）

400

上方向・水平方向へ発達

300

高
温
さ 250
度
（℃） （mm）

150

150

100

100

50

50

27

下部ヘッドへ移行

壁面への熱的負荷がかかる

350

高
さ 250
（mm）
200

下部ヘッド

4

450
400

300

半径（mm）

500

3

450

350

温
度
（℃）

200

100

0

1527

300

温
250
度
（℃） （mm）

150

2327

1127

ペデスタル

高さ

高
さ 250
（mm）

2

350

300

原子炉圧力容器（RPV）

溶融プール形成

温
度
（℃）

200

0

0

半径（mm）

半径（mm）

図 1-14 解析コードによる 2 号機炉心温度分布
SA 解析コード RELAP/SCDAPSIM を用いて、事故進展解析を実施しました。事故時における RPV 及び PCV 圧力の計測値と、解析により得られた値を比較して、下部プレナムへの炉心物質移行についての感度解析を実施し、移行のタイミングと物量について推定しました。

図 1-15 LIVE-J1 試験における温度分布
RPV 下部ヘッドを模擬した LIVE 試験装置の温度分布を示します。
固体粒子状態で装荷した模擬物質は、下部ヘッド底部から溶融を開始し、溶融プールが形成されました。溶融プールは下部から次第に上部及び水平方向に発達し、最終的には壁側部に最も熱的負荷がかかることが分かりました。

東京電力福島第一原子力発電所（1F）の廃止措置において、原子炉圧力容器（RPV）内部及び格納容器（PCV）内部の燃料デブリや核分裂生成物の状況を推定・把握することが必要です。事故後の原子炉の内部は線量が高く、炉心損傷の全容を把握することは困難ですが、2 号機では PCV 内部調査が少しずつ進んでおり、ペデスタル（RPV を支持する円筒状の構造物）内部の状態
が次第に分かってきています。ペデスタル内部の構造物が比較的健全であることから、RPV からペデスタル内部に流出した燃料デブリは比較的低温であったと予想され、酸化物の核燃料が完全に溶融する温度には至っていなかったと推定されています。
従来の一般的な理解では、
まず、RPV 下部ヘッドにおいて高温の酸化物溶融プールが形成され、RPV は熱的及び機械的な負荷によって破損に至ると考えられていましたが、最近の現場情報や解析結果によると、2 号機では下部ヘッド内部に堆積した燃料デブリのうち、融点の低い金属成分が先に溶融し、酸化物成分が固体のまま固液混合状態となって金属溶融
プールが形成され、RPV が破損したものと考えられています。
そこで、1F 特有の破損メカニズムを解明するため、
まず、過酷事故解析（SA）コードによる 2 号機事故進
展解析を実施し、炉心領域から下部ヘッドに移行した炉
心物質量の推定を行いました。図 1-14 に解析結果による事故時の炉心の温度分布を示します。2011 年 3 月 14
日午後 9 時から炉心温度が上昇し、午後 10 時には炉心領域の中心部温度が 2500 ℃を超え、炉心溶融プールの形成を予測しています。その後、数時間かけて炉心物質の約 6 割が下部ヘッド内部に移行したと推定しています。その後、下部ヘッドの破損によって燃料デブリはペデスタル内部に落下しますが、下部ヘッドの損傷部位や損傷挙動については明らかではありません。
そのため、独・カールスルーエ工科大学（KIT）と共同で、融点の異なる二つの模擬物質（燃料デブリの酸化物成分・金属成分をセラミック・硝酸塩でそれぞれ模擬）を用いて下部ヘッドにおける固液混合プールの熱的挙動を把握する実験を実施しました。実験装置は 1F 実機と1：5.5 のスケールの下部ヘッドを模擬した LIVE 試験装置（KIT 所有）を用い、固体粒子の模擬物質（セラミック 約 245 kg 及び硝酸塩 約 80 kg）を装荷し、容器内部に設置されたヒーターによる加熱により崩壊熱を模擬しました。境界条件については、試験装置上部は断熱、側部は空気による自然対流としました。
図 1-15 に試験結果として温度分布の変化を示します。実験では下部から溶融が始まり、その後、溶融プー
ルは上部及び水平方向に発達しました。固液混合の状態
でも対流による水平方向の熱伝達はある程度生じるため、容器側部への熱負荷が大きくなることが実験で示されました。今後、数値解析と組み合わせることで、2 号機の圧力容器の破損メカニズムの解明に貢献したいと考えています。
本研究の一部は、原子力機構と KIT との共同研究により得られた成果です。
（間所 寛）＊＊

間所寛ほか, 下部ヘッド固液混合溶融プールの熱的挙動に関す
る LIVE 試験, 日本原子力学会 2021 年秋の大会予稿集, online,
2021, 2J08.

●参考文献

Madokoro, H. et al., Estimation of the Core Degradation and Relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2
Based on RELAP/SCDAPSIM Analysis, Nuclear Engineering and Design, vol.376, 2021, 111123, 15p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2219

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 7

超音波で鉄筋コンクリートの腐食劣化を探る－廃止措置のための非破壊検査技術の開発に向けて－

鉄筋

骨材

（a）
0 h（健全）

発錆・溶出

強固に密着

超音波のリーク有ひび・錆による空隙
超音波のリーク無0

コンクリート

ナノ秒パルスレーザー源

ミラー

パルスレーザー照射
超音波測定

健全な鉄筋
コンクリート試験体
反対の鉄筋の端面で超音波を測定電解腐食させた
鉄筋コンクリート試験体

図 1-18 鉄筋コンクリートの鉄筋を伝播する超音波を測定す
る実験装置と使用した試験体

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置は、長期のプロジェクトです。安全で円滑な廃止措置を完遂するためには、地震や水素爆発で損傷した建屋構造物等の健全性を維持することが不可欠です。また、今後の地震等によるさらなる損傷を防ぐためにも建屋構造物等の劣化状況を簡便に測定・評価できる技術を確立することが重要です。炉内への海水注入が実施されたことや建屋が雨ざらしであることから、私たちは特に鉄筋コンクリート構造物の腐食劣化に焦点をあて、非破壊的に評価可能かを調査しました。
鉄筋コンクリートの腐食劣化の過程は図 1-16 のように進展します。健全な鉄筋コンクリートは、鉄筋と周囲のコンクリートが強固に密着しており、腐食劣化が進展すると密着の程度が低下します。鉄筋を伝播する超音波は、鉄筋とコンクリートとの密着の程度によりその波形が異なります。したがって、その波形の変化を捉えることで鉄筋コンクリートの腐食劣化を検出可能であると考え（図 1-17）、私たちは図 1-18 に示す実験装置を用いて、鉄筋コンクリート試験体の劣化の程度と超音波の波形の変化の相関を調べる試験を行いました。また、鉄筋コン
クリートの劣化は、試験体を電解腐食（通電することで腐食を生じさせる）することで模擬しました。
実験では、遠方に非接触で超音波を励起可能なナノ秒パルスレーザー源を用い、鉄筋コンクリート試験体の鉄筋の片方の端面に対してレーザーを照射することで
●参考文献

0. 4

（b）

0

パルスレーザーで超音波を発生させる
超音波探触子

0. 2
0. 3
時間（ms）

0.5

0 h（健全）
40 h
48 h
56 h

電解腐食時間

図 1-17 鉄筋とコンクリート間の密着の程度による鉄筋を伝播する超音波の伝播形態の違い

0. 1

規格化したスペクトル強度

超音波の伝播方向

56 h
60 h

鉄筋
コンクリート48 h

電解腐食時間

水の浸入

ひび割れ

鉄筋コンクリートの腐食劣化過程

超音波信号の強度

健全

図 1-16

40 h

60 h
100

200

300

400

周波数（kHz）

図 1-19 電解腐食時間ごとの超音波信号（a）時間領域、（b）周波数領域です。（a）の点線囲いの信号は、（b）の点線囲いのピークに対応します。（b）中の白矢印は、（a）の信号における低周波数成分が腐食の進展によって減少していることを示し、黒矢印は鉄筋径に依存するピークが白矢印で示した低周波成分の減少により顕在化していくことを示します。
（b）のΔf は、腐食の進展によってピークの位置が高周波側に遷移したことを示します。

超音波を発生させ、その鉄筋の反対側の端面に超音波探触子を設置して波形を測定しました。超音波波形の取得後に試験体を電解腐食させ、一定時間ごとに同様の実験で得られた超音波の波形が図 1-19（a）であり、その周波数スペクトルが図 1-19（b）です。図 1-19
（a）
、
（b）
の超音波信号から、電解腐食時間が一定時間（本実験では 48 時間）以降に測定した超音波信号には、特徴的な共振信号が現れることが分かります（図中の点線囲い）。
これは鉄筋－コンクリート間の密着の程度が低下する
ことで波の伝播形態が変化したことに起因するもので、
図 1-19（b）では低周波成分の減少として表れます。この共振信号は鉄筋端面における超音波の共振によって発生しており、図 1-19（b）中のΔｆは、電解腐食によって鉄筋の径が減少することによって、このピークが高周波側へ遷移したことを示したものです。
鉄筋コンクリートの腐食が進展し、鉄筋－コンクリー
ト間の密着の程度が低下すると、低周波領域の信号強度が低下し相対的に鉄筋径に相関する信号が顕在化すること、径の減少によってこの周波数が高周波側へ遷移する
ことは、鉄筋を伝播する超音波が、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検出及び腐食の程度の評価に応用できる可能性があることを示しています。
（古澤 彰憲）

Furusawa, A. et al., Proposal of Laser-Induced Ultrasonic Guided Wave for Corrosion Detection of Reinforced Concrete Structuresin Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Decommissioning Site, Applied Sciences, vol.9, issue 17, 2019, 3544, 12p.

20

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 8

格納容器材料の腐食予測を目指す－放射線環境下での腐食データベースの構築－

10‑1
10‑2

10

10‑2

10‑4

10‑9

10‑5

（H2O2）

10‑6（M） 10‑7 （M）
10‑7：8 ppm
初期DO
初期DO：8 ppm
10‑8

10‑4

10

10‑3
10‑4
10‑5

（H2O2）

10‑6

濃度

10‑6

濃度

濃度

10‑5

（H2O2）

10‑3

10‑1

温度：25 ℃
温度：25 ℃
照射時間：1000
照射時間
h：1000 h
‑2

過酸化水素

10‑3

濃度

10‑5

（H2O2）

10‑1

過酸化水素

10‑4

過酸化水素

過酸化水素

10‑3

10‑1

温度：25 ℃
温度：25 ℃
照射時間：1000
照射時間
h：1000 h‑2

10‑6（M） 10‑7 （M）
10‑7：8 ppm
初期DO
初期DO：8 ppm

10 Gy/h
10 10000
Gy/h Gy/h 10000 Gy/h
10‑8：0.1 ppm
初期DO
初期DO：0.1 ppm
10 Gy/h
10 10000
Gy/h Gy/h 10000 Gy/h

10‑9
‑10‑7
‑9‑6
‑8‑5
‑7‑4
‑6‑3
10‑10 10‑9 10‑8
1010
10
10
10
10
10
10
10
10
10‑5 10‑4 10‑3

臭化物イオン
（B
臭化物イ
ｒ‑‑）
濃度
オ
（M）
ン
（B
ｒ‑‑）
濃度
（M）
臭化物イオン
臭化物イオン
（Br
）
濃度
（M）
（Br
）
濃度
（M）

10‑8
10‑9

10 Gy/h
10 10000
Gy/h Gy/h 10000 Gy/h
10‑8：0.1 ppm
初期DO
初期DO：0.1 ppm
10 Gy/h
10 10000
Gy/h Gy/h 10000 Gy/h

10‑9
‑6 ‑4
‑5 ‑3
‑4 ‑2
10‑6 10‑5 1010
1010
1010
10‑3

10‑2

2‑
炭酸イオン
（CO
炭酸イ
濃度
オン
（CO
（M）32‑）
濃度（M）3 ）

図 1-20 ラジオリシスデータベースを用いた放射線環境下にある水質の解析例（1）
臭化物イオンは海水に含まれますが、臭化物イオン濃度が高くか
つ線量率が高い場合に、鋼材の腐食を加速させる過酸化水素の発生量が多くなると予想されます（1 M = 103 mol/m3）。

図 1-21 ラジオリシスデータベースを用いた放射線環境下にある水質の解析例（2）炭酸イオンは空気中や地下水中などに含まれますが、炭酸イオン濃度が高くかつ線量率が高い場合に、鋼材の腐食を加速させる過酸
化水素の発生量が多くなると予想されます（1 M = 103 mol/m3）。

東京電力福島第一原子力発電所の格納容器（PCV）
内部の滞留水や冷却水は、燃料デブリや飛散したセシウ
ム等からの放射線にさらされ、かつ、海水注入等により外部から流入したイオン種、鋼材から溶出した金属イオ
ン種等の多くの不純物を含んでいると考えられます。また、現在 PCV 内は窒素ガスで置換されていますが、今後の廃炉作業に伴い開放されて酸素が入り込み様々な溶
存酸素（DO）濃度（0 ～ 8 ppm）となると推測されます。放射線照射下では、水の放射線分解（ラジオリシス）が起こり、鋼材の腐食を加速させる過酸化水素（H2O2）等が発生します。これは、PCV などの構造物の腐食発
生につながり、廃炉作業の阻害要因となることが懸念されます。そのため本研究では、今後の廃炉工程の進展に伴う PCV 内の環境変化を考慮し、多様な不純物、比較的強いガンマ線照射環境、幅広い DO 濃度の条件で発生するラジオリシスや腐食現象を予測するために必要な知
見をデータベースとして取りまとめることを目的としま
した。
本研究は、
原子力機構が量子科学技術研究開発機構、
大阪府立大学、東京工業大学、東北大学、東京大学と連携して実施しました。本データベースは、ラジオリシス
に関するラジオリシスデータベース、放射線照射下での腐食に関する放射線下での腐食データベース、廃炉工程
における潜在的腐食影響についてまとめた腐食調査票の整理の 3 部構成となっています。このうち原子力機構では主にラジオリシスデータベース整備を担当しました。
ラジオリシスでは、酸素や水素などの安定な化学種だ
けではなく、不安定なラジカル種も生成し、またこれらの生成した化学種間でも化学反応が発生します。このような反応を、数値解析を用いて予測することとしました。
文献等により、基本となる水の分解生成物のほか、塩化物イオン、臭化物イオン、硫酸イオン、炭酸イオン及び炭酸水素イオン、鉄イオンに関する合計 215 の反応式及び反応速度定数を収集し、上記の 6 種の不純物イオンが共存する水のラジオリシスデータベースを作成しました。
データベースを用いた解析例として、不純物成分の中で臭化物イオンと炭酸イオンに関する H2O2 濃度の解析結果をそれぞれ図 1-20 及び図 1-21 に紹介します。
PCV の材料である炭素鋼の腐食速度は H2O2 濃度に比例して速くなります。解析結果から、高線量率の環境では、H2O2 の発生量を低減するには DO 濃度を低減することが必要で、臭化物イオンや炭酸イオン濃度を低減す
ることも効果的であると分かりました。また、低線量率
ではあまり臭化物イオンの影響は現れないが、炭酸イオンの場合は濃度増加とともにいずれの線量率でも H2O2が増加することが分かりました。また、海水由来の陰イ
オン等や鋼材から溶出する鉄イオンの存在により、ラジオリシスによる生成物の生成量が大きく変化することも明らかとなりました。本データベースは、放射性物質を含む汚染水の保管容器の腐食環境や、水の放射線分解により発生する水素量の評価などにも応用が期待されます。今後は、本データベースをより幅広い条件に拡充するとともに、腐食抑制法の研究に活用していく予定です。
本研究は、文部科学省「英知を結集した原子力科学
技術・人材育成推進事業」の「放射線環境下での腐食デー
タベースの構築」で実施したものです。
（佐藤 智徳）●参考文献
佐藤智徳ほか, 放射線環境下での腐食データベース（受託研究）, JAEA-Review 2021-001, 2021, 123p.

原子力機構の研究開発成果

2021︲2221

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 9

光ファイバを用いて高放射線環境で放射線強度分布を測る－光の波長成分に着目した放射線位置検出に関する新しいアプローチ－
逆推定
光強度︵相対値︶

応答スペクトル
光強度

PC

放射線
強度分布

光伝播距離

波長
（nm）

光ファイバ
（センサ部）

光ファイバ（光伝送部）

分光器

観測波長スペクトル

波長（nm）

図 1-22 波長分解分析法の概念図
光ファイバの発光をファイバの片側で分光し、光ファイバ内での光減衰量が波長（光の色）によって異なることを利用して放射線強度分布を逆推定します。

位置推定結果

放射線入射位置 (m)

放射線強度
︵相対値︶

放射線強度
︵相対値︶

実際のベータ線
照射位置

図 1-23 波長スペクトルの光ファイバ内での減衰
光の波長ごとに光ファイバ内での減衰量が異なることで、光伝播距離の違いによりスペクトル形状が変化することが分かります。
実際のガンマ線
照射位置

位置推定結果

放射線入射位置（m）

図 1-24 90Sr/90Y 線源を用いたベータ線入射位置測定結果
線源強度 1 MBq の 90Sr/90Y 由来のベータ線入射位置が推定できています。

図 1-25 60Co 線源を用いたガンマ線入射位置測定結果
3 Gy/h の高線量率でガンマ線入射位置が推定できています。

東京電力福島第一原子力発電所（1F）廃炉作業現場では、作業者の被ばく線量管理や効率的な除染を行うため、放射性物質の分布を詳細に測る必要があります。放射性物質の面的分布を測る手法の一つに、放射線に有感な
光ファイバ（以下、ファイバ）を用いる手法があります。
その中でもファイバ両端に到達する光の時間差からファイバへの放射線入射位置を決定する飛行時間法が 1F 敷
地内で使われた実績があります。一方で、飛行時間法は
1F 原子炉建屋内のような高線量率の環境では信号の分離が厳しくなるため適用が難しく、またファイバの両端に光センサを配置する必要があるため、高線量率の環境への適用が難しいという課題がありました。そこで、私たちは高線量率の環境へ適用可能であり、さらにファイ
バの片側のみからの光読出しにより放射性物質の分布が測定可能な手法である「波長分解分析法」を、名古屋大学と共同で開発しました。
図 1-22 に開発した手法の概要を示します。この手法
ではまず、ファイバと放射線が反応することに由来する
発光を、ファイバの片側に設置した分光器で分光し、波長スペクトル（光の色ごとの相対強度）を取得します。
一方、光はファイバ内を伝わる際に吸収・散乱を起こす
ため徐々に減衰していきます。ここで、その減衰の大きさは光の色ごとに異なり、光伝播距離の違いによりスペクトル形状が変化します（図 1-23）。したがって、ファ
イバ発光位置ごとに分光器で測定される波長スペクトルをあらかじめ測定しておくことで、波長スペクトルから放射線強度分布を逆推定することが可能です。この新しい手法によりファイバの片側からの光読出しによりファイバに沿って放射線強度分布が推定可能となったことに加え、光量の積分値を測定することから信号の数え落としが発生しないため高線量率での測定が可能となりました。本手法による放射線強度分布測定試
験結果を図 1-24、図 1-25 に示します。ここでは、線源強度 1 MBq の 90Sr/90Y 由来のベータ線入射位置測定（図 1-24）と、3 Gy/h という飛行時間法が適用困難な高線量率での 60Co ガンマ線入射位置測定（図 1-25）について示しています。いずれの結果も実際の放射線入射
位置を正しく推定できており、本手法が 1F 廃炉作業環
境におけるベータ線源位置検知及び高線量率環境でのガンマ線分布検知に応用可能であることが確認されました。
本研究は、原子力機構「英知を結集した原子力科学
技術・人材育成推進事業」（JPJA19B19206529）の「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」の成果の一部です。
（寺阪 祐太）●参考文献

Terasaka, Y. et al., Feasibility Study of the One-Dimensional Radiation Distribution Sensing Method Using an Optical Fiber Sensor
Based on Wavelength Spectrum Unfolding, Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, vol.7, issue 4, 2021, 042002, 7p.
廃炉環境国際共同研究センターほか, 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（委託研究）－令和元
年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業－, JAEA-Review 2020-063, 2021, 44p.

22

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 1 0 大型台風がもたらした河口域の沈降粒子量への影響－ 2019 年の河口域での放射性セシウムの観測結果から－
（a）

10 m

（c）

50 m

St.2
(!

台風
（Bualoi）接近
沈降粒子

●St.1
●St.2
●St.3
●St.4

1.E+04
104

137

St.1

(!

St.4

東京電力福島第一
原子力発電所1.E+03103

310
1.E+03

1.E+02102

10
1.E+02

1.E+01
101 請戸川1
1.E+01
10（Bq m‑2 day ‑1）

（MBq

!(

熊川
!(

5 km

4
10
1.E+04h‑1）

1.E+00
100

20

St.3
水深は「一般財団法人日本水路協会
海底地形デジタルデータM7000シリーズ 」より

Cs

137

2

21

22

23 24 25 26 27
日付（2019年10月）

28

29

フラックス

請戸川

!(

流出量の経時変化

Cs

5
10
1.E+05

沈降粒子のN

1.E+05
105

請戸川の

太田川

30 m

0
10
1.E+00
30

（b）
ライトブイ

ブイ
セジメントトラップアンカー

図 1-26 対象地域、方法及び主要な結果（a）福島県沿岸域の河川の沖合に 4 ヶ所の調査地点を設定しました。
図中には水深線を記しています。（b）調査地点にはセジメントトラップ（St.1 ～ St.4）を係留し、沈降粒子を捕集しました。（c）請戸川の137
Cs 流出量の経時変化（図中の青線）と 4 地点のセジメントトラップで取得した沈降粒子（図中のポイント）の 137Cs フラックスを比較しま
した。

シンカー

東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故後、海産物への放射性物質の移行が懸念されることから、海域では放射性セシウム（Cs）の動態研究が行われています。事
故から 10 年経過した現在、1F からの放射性 Cs の海洋放出は限定的となり、海洋への供給源としては、陸域から河川を介した輸送が主になると考えられます。そこで、
私たちは河川から海洋に供給される放射性 Cs の実態解明のため、河口域での調査を行ってきました。河川から海洋への放射性 Cs の移行は、台風などで河川水位が上昇し、流れが速くなる「洪水時」に、特に顕著です。これは、放射性 Cs が細かな粒子に吸着されやすく、洪水時に粒子とともに河川水に洗い流され、海洋に供給されるためです。本研究では、洪水時における海洋への放射性 Cs の移行メカニズムを評価するため、2019 年の台風
（Bualoi）時に、河口沿岸域の 4 ヶ所にセジメントトラッ
プ（ST）を設置して、海面付近から海底方向に沈降してくる粒子（沈降粒子）を連続的に捕集し、その放射性 Cs
濃度（137Cs）、沈降粒子量の測定を行いました。
ST による沈降粒子のサンプリングは、台風の接近した 2019 年 10 月 25 ～ 26 日を含む 1 週間実施しました。
図 1-26（a）に示すように、調査地点は、1F 周辺の浜通りの河川の中で流域面積の大きい請戸川河口域と沖合に2 地点（St.1：水深 10 m と St.4：水深 60 m）、請戸川
より北側で 1 地点（St.2：水深 27 m）、請戸川より南側
で 1 地点（St.3：水深 30 m）の合計 4 地点としました。
各地点に、図 1-26（b）のように ST を係留し、沈降粒

子を日ごとに捕集しました。
沈降粒子量は、台風接近時に、最も多くなることが分かりました。また、地点ごとに比較すると、河口域に近い St.1 で最も多く、岸から 14 km 離れた St.4 の約100 倍でした。また、St.2 及び St.3 では St.1 に比べて少ない沈降粒子量となりました。
137
Cs フラックス（137Cs の移動量を表す指標で沈降粒
子量に 137Cs 濃度を掛けたもの）は、台風接近時に大きく上昇しました。特に St.1 では、台風前後より 2 桁ほど高い数値を示しました。これは、請戸川の観測点（河口から約 3.5 km 上流）で、原子力機構が連続観測している水位（流量の指標）と濁度（河川水中 137Cs 濃度の指標）から推定された請戸川の 137Cs 流出量（流量×河川水中の 137Cs 濃度）の経時変化と同様の傾向を示しました（図 1-26（c））
。また、沈降粒子の 137Cs フラックスの上昇期間は、台風接近前後の 2 日程度と短く、その後は台風前と同様のレベルに戻りました。
本研究により、台風時における河川から海洋への流出
量は請戸川河口域では顕著だったものの、おおむね沿岸
14 km 以内に影響は留まり、期間も台風接近の一時期に過ぎないことが分かりました。
本研究は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「平成 31 年度放射性物質測定調査委託費（福島
県近沿岸海域等における放射性物質等の状況調査）事業」の成果の一部です。
（御園生 敏治）●参考文献

御園生敏治ほか, 平成 31 年度福島県近沿岸海域等における放射性物質等の状況調査（受託研究）, JAEA-Research 2020-008, 2020,
166p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2223

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 1 1 AI が放射線マップを賢く作成－福島での放射線測定のビッグデータを活用－（b）機械学習（a）従来法

空間線量率（µSv h‑1）
8.0 - 11.0
7.0 - 8.0
6.0 - 7.0
5.0 - 6.0
4.5 - 5.0
4.0 - 4.5
3.5 - 4.0
3.0 - 3.5
2.5 - 3.0
2.0 - 2.5
1.5 - 2.0
1.0 - 1.5
0.5 - 1.0
- 0.5

除染エリアが
くっきりと
0

250

500

m
1000

（c）400RD=0

福島での放射線測定のビッグデータを活用

機械学習
従来法

300

精度向上

従来法
RMSE=1.00

エリア数

機械学習

※ RMSE=0.66※上空で測定した値の換算値と地上測定値の誤差0 に近づくほど地上値との整合性が高い

200

100

0

‑1

‑0.5

0

0.5

1

1.5

2

相対変化率（RD）

図 1-27 機械学習を用いて作成した空間線量率マップ（a）は従来の換算手法を用いて上空で得られた放射線測定値を地上 1 m 空間線量率に換算したマップ、（b）は機械学習（構築した ANN）を用いて換算したマップです。（c）は各換算値と地上測定値の相対変化率（RD）を比較したヒストグラムです。機械学習を利用することで従来法に比べて、より精度の高い換算を行うことができるようになりました。

私たちは東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故
後、環境中の放射線モニタリングや原子力防災のためのツールとして、無人機を用いた上空からの放射線測定技術の研究開発を進めています。本技術は、人が立ち入れない場所も含め、迅速に広範囲を測定できるというメ
リットがある一方、上空での測定値から地上の線量率に換算する際の不可避的な不確かさが存在するというデメ
リットがあります。従来の換算手法では、測定対象となる地表面は平らで線量率分布が一定と仮定した簡易的なパラメータで換算していましたが、仮定条件から逸脱する地形や線量率の変化が複雑なエリアでは不確かさが大
きくなります。換算の精度を向上させるために私たちは逆問題解析手法を用いた解析手法の研究開発を行いまし
たが、解析時間がかかる課題がありました。本研究では換算の精度に加えて、逆問題解析手法より計算速度を大幅に向上させるため、AI の一種である人工ニューラル
ネットワーク（ANN）を用いた機械学習による解析手法の開発を行いました。
まず、ANN 構築のための訓練データとして、1F 事
故後に福島で行われた放射線測定のビッグデータの中から、無人ヘリコプターによる上空からの放射線測定デー
タ及び歩行式サーベイメータによる地上測定データを、
10 m 四方メッシュで作成し、合計 37936 個のデータセッ
トを準備しました。ANN の構築には、汎用のソフトウェ
ア で あ る NeuralWorks Predict（NeuralWare 社 製 ）を用いました。構築した ANN と訓練データ以外のデー●参考文献

タセットを用いて地上線量率への換算を行い、地上測定
値との誤差の全平均（RMSE）及び測定位置ごとの残差の割合（RD）を指標として、従来法からの改善度を評価しました。
従来法（図 1-27（a））と機械学習（図 1-27（b））で換算した線量率の分布マップを比較すると、機械学習による換算では、除染などにより線量の勾配が大きくなるエ
リアの鮮明度が向上しています。誤差の全平均 RMSE
は、従来法が 1.00、機械学習は 0.66 となりました。また、図 1-27（c）に示す RD のヒストグラムから、測定位置ごとの残差も全体的に小さく（0 に近く）なっていることが分かります。従来法では簡易的なパラメータで換算していましたが、機械学習では多くのデータの経験値から得られた、最適なパラメータを取得することができ、換算精度が向上したと考えられます。
また、図 1-27 のエリアにおいて逆問題解析手法では数時間必要だった解析時間は、機械学習による換算では、ANNの構築が完了していれば数分で行うことができました。
このように、機械学習を用いることで、従来の換算手法に比べ、より簡便かつ高い精度で、地上測定結果に近い線量率分布を再現できることが分かりました。
今後、現状の放射線測定情報と測定高度情報に加えて、写真の色情報を付加し、土地利用をファクターとして考慮する
ことにより、さらなる精度向上が見込まれます。
本研究は、名古屋大学との共同研究の成果の一部です。
（佐々木 美雪）

Sasaki, M. et al., New Method for Visualizing the Dose Rate Distribution around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Using
Artificial Neural Networks, Scientific Reports, vol.11, 2021, 1857, 11p.

24

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 12 空間線量率減少の予測精度の向上のために－環境要因による経時変化を新たなモデル式で再現－（b）
２０１１年６月を基準とした空間線量率︵相対値︶

２０１１年６月を基準とした空間線量率︵相対値︶

（a）

1.0

1.0

環境半減期
による減少

0.1

0.1

放射性セシウムの物理的減衰
80 km圏内全域
２成分環境半減期モデル（80 km圏内全域）
建物用地での
森林減少が最も速い
建物用地
2011/6

2012/6

2013/6

2014/6

2015/6

2016/62017/62018/6年/月

放射性セシウムの物理的減衰
避難指示区域外
避難指示解除準備区域

除染による減少速度の加速

居住制限区域
帰還困難区域
2011/6

2012/6

2013/6

2014/6

2015/6

年/月

2016/62017/62018/6

図 1-28 1F から 80 km 圏内の空間線量率の経時変化傾向（a）80 km 圏内全域及び各土地利用区分、（b）各避難指示区域（土地利用区分は建物用地）について、空間線量率の比率（2011 年
6 月に対する各走行サーベイの比率）を示しています。
２０１１年６月を基準とした空間線量率
︵相対値︶

1.0

環境半減期の速い成分（2〜3年）+遅い成分（5〜9年）
環境半減期の速い成分（0.5〜1年）+遅い成分（5〜9年）

図 1-29 空間線量率の経時変化とモデル式から求めた結果の比較
避難指示解除準備区域における森林及び建物用地に分類される測定データについて、Two-group モデルにより求めた環境半減期を用いることで、空間線量率の経時変化をよく再現することができました。

0.1〇△

2011/6

2012/6

森林
Two-group モデル
建物用地
Two-group モデル

2013/6

2014/6

2015/6
年／月

2016/62017/62018/6

東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故の後、放射線量分布マップを作成するため、また避難指示区域の解除判断等に資する基礎データを取得するため、京都大学原子炉実験所の開発による走行サーベイ装置
KURAMA システム（以下、「KURAMA」）を用いた空間線量率測定を2011年6月以降継続的に実施してきました。
KURAMA は一般の乗用車に搭載可能な放射線測定器で、道路上を移動しながら空間線量率を連続測定します。
本研究では、空間線量率の経時変化の傾向を正しく把握するため、これまで蓄積した膨大な測定データを分析しました。空間線量率は、放射性セシウムの放射性崩壊による減衰のほかに降雨や除染等の環境影響によっても減少していきます。環境影響による減少速度を定量的に評価する指標として環境半減期があり、現在広く用いられている 2 成分環境半減期モデルでは、減少が速い（環
境半減期が短い）成分と減少が遅い（環境半減期が長い）
成分の組合せで表されます。
事故の影響を大きく受けた 1F から 80 km 圏内全域
において、2011 年 6 月から 2018 年 11 月までの走行
サーベイ測定により得られた空間線量率は、放射性セシウムの放射性崩壊によれば、2011 年 6 月を 1 とす
ると 2018 年 11 月には 0.29 まで減少すると予測された（図 1-28（a）実線）のに対し、実際には 0.08 程度まで減少していました（図 1-28（a）データ点〇）。この違いが環境半減期による減少で、2 成分環境半減期モデルによれば、80 km 圏内全域での減少傾向は同図破線で表されます。また、土地利用区分の影響を調べた結果、建物用地で減少が最も速く、森林では最も遅い結果となり、人間活動が活発な場所では空間線量率の減少が速いことが分かりました。
空間線量率の変化の傾向は、避難指示区域の種別によっても異なり（図 1-28（b））
、避難指示解除準備区域
や居住制限区域では除染作業が積極的に進められた結果、2013 年から空間線量率の減少が加速し（同図矢印）、
帰還困難区域と差が生じてきていることが分かりました。この空間線量率の変化は、従来の単純な 2 成分環
境半減期モデルではうまく表現できません。そこで、除染の効果を考慮し、速い成分の環境半減期が変化する
Two-group モデルを導入しました。本モデルを用いて、避難指示解除準備区域での速い成分の環境半減期を評価した結果、2013 年以降では 0.5 〜 1 年と評価され、それ以前の 2 〜 3 年に比べて非常に短くなっていることが明らかになりました。図 1-29 に示すように、本モデルにより評価した環境半減期を用いることで、空間線量率の経時変化を良好に再現できるようになりました。これらの成果は除染の効果を可視化するもので、今後の除染や避難指示解除に係る検討において活用が期待されます。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「平成 30 年度放射性物質測定調査委託費（東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物
質の分布データの集約）事業」の成果の一部を含みます。
（安藤 真樹）●参考文献

Andoh, M. et al., Evaluation of Decreasing Trend in Air Dose Rate and Ecological Half-Life within an 80 km Range from Fukushima
Dai-ichi Nuclear Power Plant, Using Car-Borne Survey Data Measured by KURAMA Systems Up to 2018, Journal of Nuclear Scienceand Technology, vol.57, issue 12, 2020, p.1319-1330.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2225

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 13 河川でのセシウムの環境動態は堆積物の性質が握る－河川堆積物と放射性セシウムの吸脱着メカニズムを解明－

3

10

2

10

1

10

0

10

‒1

Kd
（m3/kg）

請戸川−河川敷100

小高川−河川敷90

小高川−河川敷

70
60
50
40

（％）

30

10

請戸川−河川敷

80

脱離割合

分配係数

10

20
10
0

‒2

残渣
残渣
ドデシル
ドデシル
アミン塩酸塩
アミン塩酸塩
1MHCl
HCl
1M
1MKCl
KCl
1M
1MNaClNaCl
1M

0.01MNaCl
NaCl
0.01M

10‑3

10‑6

10‑9

0

10‑3

10‑6

10‑9

0

吸着試験時の添加Cs濃度（mol dm‑3）
10

‒3

‒12

10

‒11

10

‒10

10

‒9

10

‒8

10

‒7

10

‒6

10

‒5

10

‒4

10

‒3

‒2

10 10

吸着試験後の溶液中Cs濃度（mol dm‒3）

図 1-30 Cs の堆積物への吸着分配係数
溶液中の Cs の濃度が低くなると、溶液中 Cs 濃度に対する堆積Kd）が大きくなりました。
物に吸着された Cs の濃度比（分配係数、
これは、堆積物に吸着されやすいことを示しています。

東京電力福島第一原子力発電所（1F）の事故により拡散された放射性セシウム（Cs）は、いまだに森林の土
壌に残っており、少しずつ河川水系に流出しています。
将来の河川水中での Cs（特に、生物に取り込まれやす
い溶けている形態）の濃度を推測するためには、河川水中の濃度を決める堆積物への Cs の吸着メカニズムの解明が必要です。そこで、1F から北側に位置する小高川と請戸川の下流域において、河川敷の堆積物を採取し、Cs の吸着・脱離特性を評価しました。
試験溶液中の添加 Cs の濃度を変えて堆積物への吸着試験を行いました。試験は直径 2 mm のふるいにかけた堆積物に 0.01 mol dm-3（M）の塩化ナトリウム（NaCl）
溶液を容器に入れて、Cs 溶液を添加し、振とうさせま
した。平衡到達を確認した 68 日後の試験結果は、いずれの河川堆積物でも Cs の濃度が低くなると堆積物に吸着する割合（分配係数、Kd）が増加しました（図 1-30）。
これは、堆積物に含まれる鉱物に Cs を吸着しやすい部
分があるが、その量が少ないために濃度が低い場合には相対的に吸着した量が多くなるためと考えられます。
次に、吸着試験を行った堆積物を、脱離力の弱い溶液から強い溶液に段階的に入れて、吸着した Cs の脱離試験を行い、Cs の吸着力の強さを評価しました。吸着試●参考文献

図 1-31 多段抽出法による Cs の脱離割合
事故由来の Cs だけを吸着した堆積物試料（添加 Cs 濃度 0）と、さらに 10︲3 から 10︲9 mol dm︲3 の Cs を添加して吸着試験を行った後の堆積物試料について、様々な溶液で Cs を脱離し、その吸着力の強さを調べました。試料の表面を溶かす試薬でも脱離しないことが確認され、脱離しづらい吸着形態が試料内部にあることが分かりました。

験時の添加 Cs の濃度が低くなるほど、塩化ナトリウム（NaCl）や塩化カリウム（KCl）で脱離されるイオン交換
的な吸着成分の割合が減少し、鉱物表面を溶解する効果がある塩酸（HCl）や、粘土鉱物の層間の間隔を広げる効果があるドデシルアミン塩酸塩で脱離できる Cs の割合が増加しました（図 1-31）。このことから、堆積物に含まれる鉱物の表面には、比較的容易に脱離する吸着形
態と、脱離しづらい吸着形態が混在し、前者の吸着サイ
トから優先的に脱離されていることが分かりました。また、請戸川に比べて小高川の方が、1F 由来の Cs だけを吸着した堆積物試料（RI 非添加）のイオン交換的な吸着成分の割合が多くなっています。これは、両河川の表
層地質環境が異なり、小高川の方が、雲母鉱物よりも風化が進んだスメクタイト（イオン交換的な吸着成分が多い）等の粘土鉱物の割合が多いためと考えられます。
現在の河川水中の放射性 Cs 濃度は非常に低く（請戸川：0.1 Bq/L 程度）なっていますが、これはこのように Cs が堆積物中の鉱物の中でも脱離しづらい部分と強く結合しているためと考えられます。今回得られた吸脱着特性は、将来の河川水中の放射性 Cs 濃度の推測に役立てていきます。
（藤原 健壮）

Tachi, Y., Fujiwara, K. et al., Key Factors Controlling Radiocesium Sorption and Fixation in River Sediments around the Fukushima
Daiichi Nuclear Power Plant. Part 1: Insights from Sediment Properties and Radiocesium Distributions, Science of The Total
Environment, vol.724, 2020, 138098, 11p.
Tachi, Y., Fujiwara, K. et al., Key Factors Controlling Radiocesium Sorption and Fixation in River Sediments around the Fukushima
Daiichi Nuclear Power Plant. Part 2: Sorption and Fixation Behaviors and Their Relationship to Sediment Properties, Science of The
Total Environment, vol.724, 2020, 138097, 10p.

26

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 14 貯水池底質からの放射性セシウムの再移動－流入水と放流水のマスバランス評価から得られた知見－（a） 1000

1000

1

年
間
溶 2.0E+10
存態
137Cs
総 1.0E+10
量
（Bq）

100

10
0.01

10

3

5

7

93

事故からの経過年

（b）

0.2

0.4

0.0E+00
5

7

9

2018年

流入量

放流量

流入量

放流量

事故からの経過年

溶存態 137Cs濃度（Bq/L）
0

貯水池底質からの溶出
2017年

溶存態

溶
存
態
137Cs 1000.1
濃度
（Bq/L）

0（c） 3.0E+10

放流水

Cs (Bq)

流入水

0.6 0
0

10

採取日 102017/7/26

水
深 20
（m）

20

30

30

40

40

水温
（℃）
・DO
（mg/L）
10

20

30
水温躍層

水温
DO

図 1-32 貯水池の溶存態 137Cs（a）流入水と放流水の溶存態 137Cs 濃度を比較した結
果、放流水の濃度の方が高く、減少速度が遅いことが分かりました。（b）貯水池の湖底付近では、溶存酸
素濃度（DO）が低下し、還元的な環境が形成されて、溶存態 137Cs 濃度が高くなる傾向が認められました。
（c）貯水池の下流へ放出される溶存態 137Cs の年間総放出量の約 32％～ 40％が貯水池の内部負荷（底質からの溶出）によるものと考えられます。

湖底

水から水生生物や農作物への放射性核種の移動を評価する上では、河川や貯水池などの水中に溶解した放射性核種の起源と動態を解明することが重要です。本研
究では、生物学的に利用性が高く、かつ大きな移動性を有する水に溶解した状態（溶存態）の放射性セシウム（137Cs）に着目し、貯水池底質（貯水池底の堆積物）から河川水への再移動量を流入水と放流水の時間変化及びマスバランス評価から考察しました。
調査は、2014 年から 2019 年までの 6 年間、福島県浪江町の大柿ダムで行いました。毎月定期的に採取した流入水と放流水を、メンブレンフィルターを用いてろ過し、ろ液中の 137Cs 濃度を測定し、溶存態の濃度としました。
調査の結果、溶存態 137Cs 濃度は流入水よりも放流水のほうが有意に高く、また、流入水と放流水のいずれも時間とともに減少する傾向を示しました（図 1-32
（a）
）
。
137
溶存態 Cs 濃度の環境半減期は、流入水では約 2.9 年、放流水では約 3.6 年と推定され、放流水の溶存態 137Cs
は、流入水よりも濃度の減少速度が遅いことが明らかになりました。これらの結果は、溶存態 137Cs 濃度が貯水池の内部負荷（底質から湖水への溶出）によって高められていることを示唆しています。

貯水池内では、水温が急激に変わる水温躍層の発生に伴い、表層水と底層水の循環が停滞します。そのため、湖底付近では、溶存酸素濃度（DO）が低下し、還元的な環境が形成されるとともに、溶存態 137Cs 濃度が高くなる傾向が認められました（図 1-32（b））
。還元的な環境下では、有機物が微生物によって分解され、アンモニ
ウムイオンが生成します。底層水中の溶存態 137Cs 濃度の上昇は、この水中のアンモニウムイオンと底質中のセシウムイオンとのイオン交換が要因と考えられます。
あわせて、流入水と放流水の流量と溶存態 137Cs 濃度の時間変化から、2017年と2018年の 2 年間について、貯水池の溶存態 137Cs のマスバランスを評価しました。
その結果、貯水池の下流へ放出される溶存態 137Cs の年
間総放出量の約32％～40％が貯水池内部で生成された、
すなわち底質から溶出した溶存態 137Cs が占める可能性が示唆されました（図 1-32（c））
。
以上の結果から、貯水池の底質は中長期的に溶存態
137
Cs の主要な供給源となる可能性が高く、今後もモニタリングを継続することが重要です。
（舟木 泰智）●参考文献

Funaki, H. et al., Reservoir Sediments as a Long-Term Source of Dissolved Radiocaesium in Water System; a Mass Balance Case
Study of an Artificial Reservoir in Fukushima, Japan, Science of The Total Environment, vol.743, 2020, 140668, 9p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2227

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 15 わずかな量の骨の 90Sr をすばやく分析－生体内硬組織試料中 90Sr の ICP-MS 測定に向けた Sr レジンの適用性－
放射能測定法（従来の分析法）
90

90

化学分離

0.1 g
骨、歯

Sr

90

Sr

Y

90

Sr

放射平衡まで静置（14日間）

Y

90

放射能測定（6 日間）

分析時間
20日間

ICP-MS 法（新規開発した分析法）

新規
開発

Sr Sr

90

多量の CaSr レジン

など

Sr Sr

90

Sr Sr

90

Sr Sr

90

除去

Zr

骨用の樹脂カラムでの化学分離
多量の Ca を 99.999％除去
80% 以上の Sr を回収

ZrO

ICP-MS 測定
Zr の酸化除去 & 90Sr 測定

分析時間
11時間

図 1-33 骨や歯の 90Sr 測定における新規 ICP-MS 法と従来の放射能測定法の分析手法の比較
私たちは樹脂カラムでの化学分離を繰り返すことで、骨中の多量の Ca をほぼ全て除去する化学分離法を開発しました。この手法を既に開発された ICP-MS 法と組み合わせることで測定妨害元素を除去し、従来の放射能測定法より迅速に骨や歯の 90Sr を分析できました。
表 1-1 ICP-MS 法と放射能測定法による 0.1 g のウシの骨や歯の 90Sr の分析結果
新規 ICP-MS 法と放射能測定法の測定結果を比較することで、ICP-MS 法が骨や歯の 90Sr を正確に分析でき、小さな骨や歯の 90Sr を低い検出下限値で分析できることが分かりました。
試料

ウシ骨

ウシ歯

手法

ICP‑MS法

放射能測定法ICP‑MS法

放射能測定法90Sr濃度±SD （Bq/kg）

700±250750±65210±94240±24

検出下限値 （Bq/kg）

36

91

36

87

SD: 90Sr濃度の標準偏差

ストロンチウム 90（90Sr）は、半減期 28.8 年の原子炉内で生成しやすい核分裂生成核種であり、生体内で骨や歯に取込まれやすいことが知られています。90Sr は組織の形成時期に骨や歯に取り込まれるため、骨や歯の中の 90Sr はその形成時期における動物への放射性核種の取込み量や生息環境の 90Sr 分布の指標になると考えられます。しかし、採取できる骨や歯の中には魚の耳石
やヒトの乳歯のように、試料量が 1 g に満たないものもあり、1 ～ 10 g の骨や歯の 90Sr 分析に最適な従来の放射能測定法は、適用が難しいと考えられました。
少量試料の分析に有利な誘導結合プラズマ質量分析（ICP-MS）法は、これまでに土壌や植物試料に含まれる 90Sr の分析に適用され、放射能測定法と同程度の検出感度で分析できることが報告されています。しかし既存の ICP-MS 法は土壌や植物などカルシウム（Ca）の少ない試料を対象としているため、骨や歯に含まれる多量の Ca により測定が妨害される可能性がありました。
本研究では、Sr のみを選択的に抽出する樹脂カラムを用いて、ICP-MS 法による 90Sr 測定時の骨に含まれる妨害元素の除去手法を検討しました。
0.1 g の骨と歯を酸に溶かした後、Sr を選択的に吸着する物質（クラウンエーテル）を含む樹脂カラムを通過させ妨害元素を除去しました。この樹脂カラムを通した溶液を、90Sr 分析用に高感度な測定条件に設定した
ICP-MS 法で測定しました。0.1 g の骨や歯にもともと含まれる約 11 µg の 88Sr（安定同位体）が化学分離前●参考文献

後でどれだけ減少したかを ICP-MS 法により測定し、Sr の回収率としました。
私たちは樹脂カラムでの分離操作を 2 回繰り返す手法を開発し、骨に含まれる多量の Ca のほぼ全て（99.999%）を除去しながら、80% 以上の Sr を回収できるようにしました。既に開発された ICP-MS 法は、90Sr とほぼ同
じ原子質量を持ち極微量でも測定に干渉するジルコニウ
ム（Zr）を、酸素ガスと反応させて、ICP-MS 測定に干渉しない質量数（90Zr と 16O の和である 106）に変化させることにより、除去します。私たちの開発した化学分
離技術とこの ICP-MS 法を組み合わせることで、従来の放射能測定法（20 日間）に比べ短い 11 時間で骨や歯に含まれる 90Sr を測定することができました（図 1-33）。
90
本法と従来の放射能測定法で Sr が高濃度に含まれるウシの骨や歯を分析したところ両手法の測定値が一致し、ICP-MS 法で骨や歯の中の 90Sr を測定できたことが分かりました（表 1-1）
。また、ICP-MS 法の検出下限値
は放射能測定法よりも低く（表 1-1）
、小さな骨や歯の 90Sr 分析に適していることを示すことができました。
今回開発した分析法を用いて、動物の生息環境の追跡調
査を今後展開していく予定です。
本研究は東北大学との共同研究「環境中移行に関わる被災動物の歯に記録されたストロンチウムの取り込み履歴の解明について」の成果の一部です。
（小荒井 一真）

Koarai, K. et al., Rapid Analysis of 90Sr in Cattle Bone and Tooth Samples by Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry,
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, vol.36, issue 8, 2021, p.1678-1682.

28

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 1 6 樹木中でセシウムはどのような状態で存在するのか－放射光を使ってセシウムが樹体内を移動しやすい理由を解明－
樹冠沈着
→葉面吸収
Cs+

Cs‒O

Cs+
樹皮

転流

フーリエ変換強度

辺材

Cs+

心材
（外側）
心材
（内側）
樹葉
（2013年伸長）樹葉（2015年伸長）

転流

樹幹沈着
→樹皮吸収

Cs+
林床への沈着+Cs

50 mM CsCl水溶液

Cs+

セルロース

Cs+
原子間距離（Å）

経根吸収

Cs+

Cs+
土壌層への浸透

図 1-34 Cs を吸着したスギ試料の EXAFS スペクトル解析結果
EXAFS スペクトル振動を抽出し、フーリエ変換した結果です。
実線が測定データで、点線はモデルによるフィッティング結
果です。これにより原子間距離や配位数の情報が得られます。
1 Å は 0.1 nm（10︲10 m）に相当します。

図 1-35 樹木への Cs 吸収と転流の概念図
樹冠や樹幹に沈着した放射性 Cs が葉面や樹皮を経由して樹木
中に吸収されます。その後、動きやすい化学形態（Cs+ イオン）を保ちながら樹体内を転流していくと考えられます。より長い
時間スケールでは、根も重要な吸収経路となります。

東京電力福島第一原子力発電所事故により環境中に放出された放射性セシウム（Cs）は、福島県を含む広範囲の陸域に沈着しました。特に、森林は福島県の面積の約 70% を占めていることから、放射性 Cs の環境動態の理解のために多くの調査・研究が行われてきました。
それらを通じて分かったことは、樹木中に取り込まれた
放射性 Cs が時間とともに転流（樹木中を移動）しているということです。これは、放射性 Cs が樹木中で動きやすい化学形態であることを示唆しています。しかし、樹木中での Cs の化学状態について調べた研究はほとん
どありませんでした。
そこで本研究では、
広域 X 線吸収微細構造（EXAFS）
法を用いてこの課題に取り組みました。まず、福島県の森林でスギ、アカマツ、コナラ、コシアブラを採取しました。ここで、スギ、アカマツは福島県の代表的な常緑樹、コナラ、コシアブラは落葉広葉樹としてそれぞれ研究対象としました。採取した試料は、それぞれ樹葉、樹皮、心材、辺材の各部位に切り分けた後、粉砕しました。
この粉砕試料を安定 Cs を含む水溶液中に浸して Cs を
吸着させました。そして、樹木の各部位に Cs がどのように吸着しているのかを調べるために放射光施設において EXAFS スペクトル測定を行いました。
スギ試料の測定から、どの部位も水和 Cs+ イオン（CsCl 水溶液）と同様の EXAFS スペクトルが得られました（図 1-34）。また、EXAFS スペクトルの解析結果
からは、Cs とその周りにいる水分子の酸素原子に由来するピークのみが見られました。これは、Cs+ イオンが水分子を周りに伴った（水和）状態であることを示しており、樹木組織表面のサイト（水素イオンが解離し、負に帯電したカルボキシル基やヒドロキシ基等）に静電的に吸着した状態であると考えられます。これを外圏型表面錯体（以下、外圏錯体）といいます。しかし、こうし
た外圏錯体は比較的弱い吸着形態ですので、樹幹流や樹液中の他の陽イオン（K+ や Ca2+ など）との競合により、実際の樹木組織には Cs はほとんど吸着しないと考えられます。このことから、樹木中に取り込まれた放射性
Cs は動きやすい化学形態（Cs+ イオン）を保ちながら、樹体内を転流していくものと解釈できます（図 1-35）。
こうした外圏錯体による Cs 吸着はスギだけでなく、
アカマツ、コナラ、コシアブラに対しても同様の結果が得られました。樹木中の放射性 Cs の分布を支配する要因としては 1）Cs の化学状態、及び 2）植物生理学的性質の二つに大きく分けることができます。本研究の成果は、1）を明らかにしたことであり、今後 2）について個々の樹種の研究が進むことで、森林における放射性Cs の動態の全容が明らかになると考えています。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金挑戦的萌芽研究（No.JP15K12206）「森林に沈着した強放射能粒子の探索及び樹葉による葉面吸収機構の解明」の助成を受けたものです。
（田中 万也）●参考文献

Tanaka, K. et al., Speciation of Cesium in Tree Tissues and Its Implication for Uptake and Translocation of Radiocesium in Tree Bodies,
Science of The Total Environment, vol.755, part 2, 2021, 142598, 8p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2229

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 17 森林内の空間線量率を決めるガンマ線はどこからくるのか？
－シミュレーションにより明らかにされた放射性物質の存在位置と空間線量率との関係－

（a）

（b）

空間線量率
︵シミュレー シ ョ ン ︶

樹冠

樹幹

1m

空間線量率

リター層
土壌層 0〜5 cm
土壌層 5〜20 cm

放射性セシウム
ガンマ線

4

川内村ｰ混交林

32

1（µSv/h）
0
2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017
年

樹冠
樹幹
リター層
土壌 0〜5 cm
土壌 5〜20 cm
バックグラウンド

図 1-36 森林内の放射性物質から発するガンマ線と空間線量率の関係を示す模式図（a）放射性セシウム（134Cs 及び 137Cs）が、森林内（樹木、リター層、土壌層）に分布しガンマ線を発する概略図を示します。森林
内の異なる場所にある放射性セシウムから放出されるガンマ線は、空間線量率（地上 1 m）に各々、寄与します。（b）福島県川内村の混交林における空間線量率への寄与の内訳を示すシミュレーション結果とその経時変化（2011 年～ 2017 年）を示します。

福島県の面積のおおよそ 70％は森林であるため、林業従事者を始めとして住民の多くが森林内の空間線量率の経時変化に深い関心を寄せています。森林内の空間
線量率の変化を予測するには、放射性物質（134Cs 及び137
Cs）の物理崩壊の半減期を考慮するほか、森林内での移動や森林外への流出を把握する必要があります。
しかし、それらの移動先及び移動量だけでは空間線量率の変化を知ることはできません。森林を表すモデルを構築し、放射性物質から放出されるガンマ線が、どのように森林内の土壌や樹幹及び枝葉に散乱され減衰するのかを調べるシミュレーションが必要となります（図 1-36（a））
。
その際、樹木の物質密度や寸法の他、放射性物質の樹
木の部位ごとの存在量や土壌への浸透量等の情報が必要となるため、森林総合研究所及び筑波大学と連携し、それらの詳細な情報を入手しました。その結果、森林内でのガンマ線のシミュレーションが可能となったほか、得られた空間線量率に対し森林内のどの位置にある放射性物質が、どれほどの寄与を及ぼすかを詳細に分析できるようになりました。
その分析結果から、2015 年以降、森林内の空間線●参考文献

量率のほとんどが森林土壌の上部 5 cm 内にある放射性物質から来るガンマ線に由来することが分かりました（図 1-36（b））
。
しかし、事故当初は、放射性物質の一部は樹冠部にもあったほか、土壌表層のリター層と呼ばれる落葉・落枝等が堆積した層にも存在していたため、空間線量率への寄与は異なり、時間とともに現在に至ったことが分かりました。
以上のように、人々が深い関心を寄せる空間線量率の経時変化を正確に分析するには、適切な環境モデルの構築とガンマ線のシミュレーションが必要です。さらにシミュレーションを活用すれば、森林内の空間線量率を低減するための効果的かつ実行可能な方法の事前テスト等も可能になります。例えば、木材チップを土壌表層に敷いた場合、どれほどの低減効果が期待できるか等の推定が容易に実施可能となります。
今後は、このシミュレーションの特徴を活かし、コストも加味し低減効果が期待される最適な方法の提案等を目指します。
本研究は、森林研究・整備機構森林総合研究所及び筑波大学との共同研究で得られた成果の一部です。
（金 敏植）

Malins, A., Kim, M. et al., Calculations for Ambient Dose Equivalent Rates in Nine Forests in Eastern Japan from 134Cs and 137Cs
Radioactivity Measurements, Journal of Environmental Radioactivity, vol.226, 2021, 106456, 12p.

30

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 1 8 コンクリートへのセシウム吸着挙動解明に向けて－機械学習分子動力学によるセメント水和物の高精度シミュレーション－
第一原理計算データ

水

機械学習

機械学習分子動力学

固体

表面

図 1-37 機械学習分子動力学の模式図
小規模な様々な構造（固体、水、表面等）に対し、大量の第一原
理計算を実行することにより、第一原理データセット（約 70000
構造）を作成し、機械学習により与えられた構造のエネルギーと力を予測するモデルを作成します。この予測モデルに基づいた分子動力学を実行することにより大規模高精度計算が可能となります。

大規模化

小規模計算
数十〜数百原子データ：構造、エネルギー、力

データの学習
予測モデル

ニューラルネット

予測モデルを用いた大規模高精度計算（a）（b） 3.0

密度（g/cm 3 ）

1.6
1.4

拡散定数
（水）

2.0
1.5

1.8

水
計算 カルシウム

1.2
1.0

（水）
実験 拡散定数0.8

0.6（10

1.0

z=0
（境界）
セメント表面

0.2
‑2

0

2

4

6

8

10

0
12

（10‑1 nm）: 表面（ z = 0 ）からの距離z

水溶液
カルシウムイオン‑4‑5 cm 2/s）

0.4

0.5
0

拡散定数

2.5

2.0

水分子

図 1-38 セメント水和物表面・水界面における水・イオンの分布と輸送特性（a）機械学習分子動力学により得られたセメント水和物表面・水界面の構造を示しています。ここで、セメント表面と水溶液界面の境界をz=0 としています。（b）計算により得られた界面付近での水・カルシウムイオンの分布 、水の拡散係数です。表面付近で水の拡散係数が著しく低くなり、同時にイオンが表面付近に局在していることが分かります。

東京電力福島第一原子力発電所では、原子炉容器の破損等の結果、大量の放射性セシウムが原子炉格納容器のコンクリートに吸着し、非常に高い線量となっている
ことが分かっています。廃炉において生じる大量の汚染
コンクリートの処理、減容化等において、コンクリート
中のセシウムの吸着挙動を明らかにしていくことが重要となります。
セシウムはコンクリート中のセメント水和物に強く吸着されることが知られています。セメント水和物は非常に多孔質な物質であり、セシウムは水とともにセメ
ント細孔中を移動し、セメント水和物表面に吸着されると考えられています。セシウムがどのような吸着サイトにどのような強度で吸着するか等の情報を得るためにはシミュレーションが重要となります。このような系のシ
ミュレーションでは、細孔中の水・イオンの輸送、化学反応を考慮した大規模シミュレーションが必要となります。従来の高精度シミュレーション手法である第一原理
計算では、このような大規模計算は不可能なものでした。
そこで、本研究では機械学習分子動力学法と呼ばれる手法を用い、この問題の解決に取り組みました。この手法では、原子数が数十から数百程度の様々な構造に対する第一原理計算データを大量に作成し、機械学習により第一原理計算の結果を再現する予測モデル（機械学習力場）を作成します（図 1-37）。この機械学習力場を用いた分子動力学計算が機械学習分子動力学法と呼ばれますが、この手法では、第一原理計算並みの精度を持ちながら、第一原理計算より遥かに低い計算コストでのシミュ
レーションが可能となります。
本研究においては、まず、セメント水和物の基本構
成元素であるシリコン、カルシウム、水素、酸素に対する機械学習力場の構築に取り組みました。構築した機械
学習力場を用い、セメント水和物 - 水界面での数千原子規模の大規模分子動力学計算を実施し、水・カルシウム
イオンの輸送・吸着特性を計算したところ、セメント水
和物表面付近での水の拡散定数の実験値をよく再現することに成功しました（図 1-38）。
セメント水和物のような、複雑な系に対する高精度シミュレーションは、従来の計算手法では困難なものでしたが、機械学習分子動力学法により、セメント水和物の高精度シミュレーションが可能となりました。今後はセシウムイオンを含んだセメント水和物の機械学習力場の構築を行い、コンクリートへのセシウムイオン吸着挙動の解明に取り組んでいく予定です。
（小林 恵太）●参考文献

Kobayashi, K. et al., Machine Learning Potentials for Tobermorite Minerals, Computational Materials Science, vol.188, 2021, 110173, 14p.

原子力機構の研究開発成果

2021︲2231

２ 安全研究・防災支援
原子力安全と原子力災害対応の継続的改善に向けて
模擬燃料バンドルヒータ内蔵

東京電力
福島第一
原子力
発電所
（1F）
事故

教訓
課題

シビアアクシデント
防止研究
安全研究
設計基準事象への対応「合理的に達成できる
安全の最高水準を目指した
継続的改善の追求」に貢献

設計基準を超える条件での炉心溶融の防止シビアアクシデントト
評価研究

環境影響評価・被ばく評価研究

炉心溶融
容器破損
放射性物質の放出

公衆の被ばく外的事象に関する研究
大規模な自然現象（地震・竜巻等）、航空機衝突等

1F事故
廃止措置、環境回復

発熱部 3.7 m（実機同スケール）
発熱長や熱出力など実機と同等の性能を有する電気ヒータを16本内蔵

原子力防災

高圧熱流動実験ループ（HIDRA） 4×4バンドル試験部

重点化

設計基準事象への対応を中心とした研究構成から、シビアアクシデント諸現象や外的事象の影響評価
手法の高度化に向けた研究等へ重点化
 原子力利用に伴うリスクの評価と不確かさの低減

整備したリスク情報の活用

Fの廃止措置と環境回復
 1Fの廃止措置と環境回復・廃棄物管理に向けた活動への協力・貢献• 新規制基準に対応した規則基準類の策定や事業者による対策の有効性評価に貢献• 原子力災害対応体制の強化に貢献

図 2-1 リスク評価とその活用を軸とする安全研究・防災支援の取組み
1F 事故の教訓等を踏まえ、原子力利用に伴うリスク評価のため、シビアアクシデントの防止や評価、外的事象の影響、環境影響、緊急時モニタリング技術等に関する研究を重点化しています。

安全研究・防災支援部門では、原子力安全の評価等に係る原子力安全規制行政への技術的支援、並びに、解析や試験、計測技術等に係る長期的視点からの先導的・先進的な原子力安全及び防災に関する研究に取り組み、規制・基準類の整備等、「合理的に達成できる安全の最高水準を目指した継続的改善の追求」に貢献しています。
安全研究分野では、東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故以降、その教訓や課題を踏まえ、設計基準事象（原子炉施設の安全性を評価するために想定する事象）への対応が中心であった研究構成の見直しを進めてきました。現在は、原子力利用に伴うリスクの評価と不確かさの低減のため、図 2-1 に示すように、シビアアクシ
デント（SA）の発生防止と評価に関する研究、外的事象の影響評価手法に関する研究、緊急事態への準備と対応に関する研究、1F 事故に係わる放射線影響や放射性廃棄物管理に関する研究を重点的に進めています。
原子力機構の安全研究の特色として、事故等で想定される条件を適切に模擬することのできる、大型実験施設の活用があります。図 2-2 に示す高圧熱流動実験ループ（HIDRA）はその一つで、新規制基準で要求される設計基準を超える過酷な熱水力条件の炉心熱伝達実験を実施し、炉心冷却性能の評価手法を高度化することを目指しています。また、図 2-3 に示す原子炉安全性研究炉（NSRR）を用いて、反応度事故（設計基準事象の一つ）
時の燃料の破損限界や燃料破損が原子炉施設に及ぼす影響等に着目した研究を実施しています。この他、安全上重要な機器の材料劣化・構造健全性に関する研究、保障措置のための極微量核物質分析技術に関する研究なども実施しています。さらに、OECD/NEA 国際共同プロ
32

図 2-2 高圧熱流動実験ループ（HIDRA）
設計基準を超える過酷な熱水力条件での炉心冷却性能の評
価に関する実験データを取得します。

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

図 2-3 原子炉安全性研究炉（NSRR）
反応度事故時に生じる原子炉の急激な出力上昇や、設計基準を超える高温条件を模擬した実験を安全に行うことができます。

ジェクトとして、原子力機構が運営機関を務める 1F 事
故情報の分析・事故解析（ARC-F）等を進めています。
原子力防災分野では、原子力災害発生時の屋内退避の被ばく低減効果等、対策の実効性向上に役立つ研究を進めています。また、1F 事故後の周辺環境における放射性物質の分布について異なる手法で取得した空間線量率データを統合化する手法の開発や、1F 沿岸海域における海底土の放射性物質分布調査を進めています。さらに、緊急時の迅速な線量率評価に役立つバックグラウン
ドモニタリングを、全国の原子力発電所周辺で実施しています。
本章では、安全研究・防災支援部門の最近の研究成果
から、原子力災害時に速く正確な内部被ばく線量の把握に役立つ測定器開発（トピックス 2-1）やモニタリングポ
ストが汚染された場合の影響推定（トピックス 2-2）
、原
子炉建屋への飛翔体衝突影響の評価（トピックス 2-3）、
再処理施設の重大事故時にガス状ルテニウム化合物の放出抑制が生じる条件の解明（トピックス 2-4）
、最新の統計的機械学習による照射脆化予測（トピックス 2-5）
、放射性核種の地下環境での移行評価（トピックス 2-6）
、ウ
ラン精製年代分析技術の開発（トピックス 2-7）について、また福島研究開発部門の成果から、原子力災害対応用
ロボット操作員の養成に向けた取組み（トピックス 2-8）を紹介します。
なお、安全研究・防災支援部門が取り組んできた 1F 事
故対応については、1F 燃料デブリのより安全な取扱いに向けた臨界性評価実験の最適化（トピックス 1-4）
、事故後の空間放射線量率の減少傾向の分析（トピックス 1-12）
に関する成果を第 1 章に記載しています。

安全研究・防災支援

2-1

原子力災害時に甲状腺被ばく線量を正確に把握する－小型で持ち運びが容易な甲状腺ヨウ素モニタの開発－
測定用治具

図 2-4 開発した甲状腺ヨウ素モニタ
箱型の遮蔽体の中に、エネルギー分解能の良いγ線検出器を 2 個配置します。周囲の環境からのバックグラウンド放射線を遮蔽し、甲状腺に集まった放射性ヨウ素からのγ線を選択的に検出することができます。卓上型であり、避難所等でも簡単に設置できます。

遮蔽体

γ線検出器

10

成人

8

小児（５歳児）6放射性ヨウ素の摂取5日後にLa Br（Ce）検出器を用いて、
３

4

ノートPC

2
（mSv）0甲状腺ヨウ素モニタ

図 2-5 測定の様子
甲状腺ヨウ素モニタの上に首をのせた姿勢で測定します。

原子力災害時など、環境中に放射性ヨウ素を含む大量の放射性物質が放出されるようなケースにおいては、
多くの住民や緊急作業者を対象として、甲状腺モニタリ
ングを行う必要があります。甲状腺モニタリングでは、甲状腺に集まった放射性ヨウ素からの γ 線を体外測定することにより、放射性ヨウ素の摂取量を定量し、内部被ばく線量を評価します。放射性ヨウ素の半減期は短い、摂取後できるだけ早く測定を行ため（131I は、約 8 日）
う必要があります。ところが、病院などに設置されている既存の核医学用甲状腺モニタは、大型・固定式である
場合がほとんどで、緊急時に現地に持ち込んで使用することはできません。このため、多数の住民の甲状腺測定を、短期間に実施することは容易ではありません。東京
電力福島第一原子力発電所事故の際は、空間線量測定用のサーベイメータを用いて、簡易的な甲状腺測定が行われた例もありますが、
高バックグラウンド線量率下では、甲状腺摂取量を正確に評価することが困難なケースも報告されています。
そこで、私たちは、緊急時に避難所等へ持ち込んで使用することができ、かつ高バックグラウンド線量率下においても精度の良い測定が可能な甲状腺ヨウ素モニタを開発しました。開発したモニタは、図 2-4 に示すように、箱型の遮蔽体（鉛・タングステン合金）の内部に、エネ
ルギー分解能の優れた γ 線検出器を 2 個配置した構造をとります。周囲の環境からのバックグラウンド放射線を遮蔽し、甲状腺に集まった放射性ヨウ素からの信号を選択的に検出することができます。使用する γ 線検出器は、想定される測定条件に応じて、LaBr3(Ce) シンチレーショ

150秒間の測定を実施した場合

0

5

10

15

20

25

30

バックグラウンド線量率（µSv/h）

図 2-6 本モニタで測定可能な甲状腺等価線量の下限値
高バックグラウンド線量率下でも十分な測定性能が得られます。
甲状腺に同量の放射性ヨウ素が存在する場合でも、線量換算係数の大きい小児の方が、測定下限値が大きくなります。

ン検出器（高検出効率モデル）、または、CdZnTe 半導体検出器（高エネルギー分解能モデル）から選択可能です。甲状腺ヨウ素モニタの上部に被検者の首をのせた姿勢で測定する卓上型を採用しており（図 2-5）
、机と椅子さえ準備できれば、避難所等でも容易に設営することができます。
原子力機構 原子力科学研究所 放射線標準施設の γ 線照射場を用いて高バックグラウンド線量率下を模擬した環境において、開発した甲状腺ヨウ素モニタの性能試
験を実施しました。測定可能な甲状腺等価線量の下限値を評価したものが図 2-6 になります。高バックグラ
ウンド線量率下において、成人と子供（5 歳児）のいずれについても、健康影響調査が必要と考えられるレベル（約 100 mSv）よりも十分低い甲状腺等価線量が測定可能であることを確認できました。その他、精度の良い測定を行うために必要な、モニタの校正法や、バックグラ
ウンド補正法などの周辺技術もあわせて整備済みです。
今後は、本甲状腺ヨウ素モニタを製品化し、原子力防災用として、発災場所となり得る原子力施設や、それらが立地する道府県のオフサイトセンター等へ配備することを目指します。また、ヨウ素内用療法などの核医学分野への展開も検討しています。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「平成 29 ～ 31 年度放射線対策委託費（放射線安
全規制研究戦略的推進事業費（No.JPJ007057））」において得られたものです。
（西野 翔）●参考文献

Nishino, S. et al., Prototype Test of a Portable Thyroid Dose Monitoring System Using Gamma-Ray Spectrometers, Radiation Measurements,
vol.134, 2020, 106292, 5p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2233

安全研究・防災支援

2-2

原子力事故時に汚染したモニタリングポストは正しく測れるのか？を考える－モニタリングポストの建屋汚染による線量率測定値への影響推定－

NaI(Tl)結晶
測
定
器

12
51
16

単位：cm

5

5

MP

MP建屋

44% 56%

4m

周辺環境

測定器

3m

建屋
25

4m

周辺環境

100 m

MP

建屋

沈着した放射性物質
図 2-7 PHITS による計算の体系
半径 100 m の地表上にコンクリート建屋と測定器からなる実寸の MP を置いた体系を構築しました。測定器内では検出部となる NaI(Tl) 結晶を模擬しています。構造物が無い空間は空気で満たしました。

図 2-8 MP 建屋汚染の測定値への影響
PHITS による計算から、図 2︲7 の体系のような環境下で MP 屋根と地表が同じ表面密度で均一に汚染されているとき、MP 建屋汚染由来の線量率は測定値の 44% 程度を占めることを示しました。

放射性物質が放出される原子力災害が発生した場合、周辺に住む住民に対しては周辺環境の空間放射線量率（線量率）を根拠に避難等の防護措置が講じられます。
周辺環境の線量率は、放射線測定器が屋根に設置されたモニタリングポスト（MP）等で測定されます。しかし、周辺環境と同様に MP の建屋が汚染された場合、測定器との距離が近いために線量率の測定値が周辺環境の線量率よりも高くなってしまいます。実際に、MP 屋根の汚染により線量率の測定値が高くなった事例がありました＊。これでは不要な避難等により避難人数が過度に増え、対応が追いつかなくなるといった過大な防護措置の実施につながる可能性があります。そこで本研究では、
MP 建屋の汚染が線量率の測定値にどの程度影響を与えるのかを評価しました。
影響評価には、放射線の輸送計算コード Particle andHeavy Ion Transport code System（PHITS）を用いました。まず、MP 建屋及び地表面が汚染されたものと仮定し、図 2-7 に示すシンプルな計算体系を作成しました。なお、測定器表面は汚染しにくい素材かつ面積が小さく、影響の程度が小さいと見込んだため、今回は対象外としました。MP は実物を参考にコンクリート建屋と測定器の模擬を実寸で再現しています。測定器は NaI（Tl）
シンチレーション式で、検出部である円柱形の NaI（Tl）
結晶にて、放射線を捕らえます。地表は土壌とし、その半径は汚染からの γ 線の空気中平均自由行程を考慮し100 m としました。PHITS による計算では、MP 建屋の表面と地表面が同じ表面密度で均一に汚染されているものとし、測定器の NaI（Tl）結晶に到達した放射線のエネルギーとその数から、測定される線量率を推定しました。発生させた放射線は、セシウム 134、セシウム137 及びヨウ素 131 が出す γ 線です。放射能の核種割合
は東京電力福島第一原子力発電所事故を参考に設定しました。地表からの放射線影響を周辺環境、測定器に近い
MP 屋根からの放射線影響を MP 建屋からの影響であると分類しました。
以上の条件で PHITS による計算を行い、測定される線量率の内訳を評価したところ、MP 建屋汚染由来が約半分の 44% を占め、残りの 56% 分が周辺環境由来となることが推定できました（図 2-8）
。したがって、本計算条件では、MP で測定される線量率の過大評価につながる可能性が示唆されました。ただし、今回はシンプルな体系を用いたため、MP 建屋汚染の影響が過大となったと考えられます。
今後はより現実に近い体系で計算を行う等、実際の原子力災害対応への適用に向けた検討を進めていきます。
本成果は、
原子力機構のスーパーコンピュータ「ICE X」
を利用して得られたものです。
（平岡 大和）●参考文献＊

水谷朋子ほか, 東海再処理施設周辺の空間線量率監視における福島第一原子力発電所事故の影響について, 日本保健物理学会第44 回研究発表会, 水戸, 日本, 2011, B-42, p.110.

Hiraoka, H. et al., Influence of Artificial Radionuclide Deposited on a Monitoring Post on Measured Value of Ambient Dose Rate,
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering（ICONE-27）, Tsukuba, Japan, 2019, 5p.

34

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

安全研究・防災支援2-3

飛翔体衝突による構造物の損傷を予測する－より現実的条件を考慮した貫入現象の解析的影響評価－（b）裏面剝離

（a）貫入

（c）貫通

裏面

図 2-9 局部損傷モードのイメージ図
鉄筋コンクリート壁（RC 板）の局部損傷には、壁への「貫入」、
壁の「裏面剥離」及び「貫通」があります。
（a）ケース１
飛翔体 R
C
衝突角度 板（b）ケース2

H

表面
平坦型・垂直衝突（c）ケース4
H

H

W

表面

W

（b）斜め衝突（衝突角度45度）
45
40
35
30
25
20
15
10
5
（kN・m）
0
0
0.5
1
1.5
2
時間（ms）
ＲＣ 板の内部エ ネ ル ギ ー

飛翔体

衝突方向
表面

（a）垂直衝突（衝突角度0度）
45
40
35
30
25
20
15
10
5
（kN・m）
0
0
0.5
1
1.5
2
ＲＣ 板の内部エ ネ ル ギ ー

壁
（RC板）

平坦型
半球型
2.5

3

時間（ms）

平坦型
半球型
2.5

3

図 2-11 RC 板の損傷に寄与する内部エネルギー履歴
飛翔体の先端形状が RC 板の損傷へ及ぼす影響には、（a）垂直衝突か（b）斜め衝突かによって違いが表れました。衝突時の RC 板の内部エネルギーで比較すると、垂直衝突の場合には、半球型飛翔体が平坦型飛翔体を大きく下回っているのに対し、斜め衝突の場合には、飛翔体の先端形状による違いは小さくなっています。

W

半球型・垂直衝突

鉄筋

表面
半球型・斜め衝突

図 2-10 飛翔体衝突による RC 板の局部損傷の解析結果
垂直衝突では、（a）の平坦型飛翔体と（b）の半球型飛翔体の損傷
範囲は（b）がわずかに小さいもののほぼ同じであることが確認できます。
（b）の垂直衝突と（c）の斜め衝突を比較すると、斜め衝突
では貫入深さが深い箇所があるものの全体的には貫入深さは垂直衝突よりも浅くなり、損傷範囲は垂直衝突よりも広くなる傾向がある
こと等を確認しました。

原子力規制委員会の新規制基準では、竜巻飛来物や航空機等の飛翔体が原子力施設に衝突する事象（飛翔体衝突）に対し、施設の安全性の確保が要求されています。
この安全性の評価では、飛翔体衝突による原子力施設の建屋等の局部損傷（図 2-9）と全体損傷に対する構造健全性の評価、並びに建屋の壁や床を伝播した衝撃波が建屋内包機器に及ぼす影響評価等が求められています。このうち私たちは、建屋外壁を対象とした飛翔体衝突による局部損傷評価に係る手法の整備及び異なる衝突条件による影響評価に取り組んでいます。
建屋外壁のような鉄筋コンクリート（RC）板状構造
物（以下、RC 板）の局部損傷は貫入、裏面剝離、貫通の損傷モードに区分され、その損傷モードに応じて実験
データに基づく局部損傷評価式が提案されています。しかし、それらは衝突時に変形・損傷しない剛な飛翔体（剛飛翔体）による垂直衝突を対象としたものがほとんどでした。そこで、航空機のように衝突時に飛翔体自身も損傷する飛翔体（柔飛翔体）を対象に、より現実的な衝突条件である斜め衝突や複数の飛翔体先端形状等に対する局部損傷評価式を提案することを最終目標としました。
まずは、異なる衝突角度、2 種類の飛翔体先端形状（平坦型：先端部が円盤状、半球型：先端部が球殻状）による建屋の局部損傷に係る解析的影響評価を行うため、航空機のエンジンを模擬した飛翔体が建屋の外壁を模擬した RC 板に衝突する場合の有限要素数値解析手法を整備し、その妥当性を既存の平坦型飛翔体による垂直衝突の実験結果を用いて検証しました。
次に、この解析手法を用いて、局部損傷のうち貫入に着目してその現象を解析しました。その結果、RC 板の表面損傷に着目すると、垂直衝突と斜め衝突では表面

表 2-1

＊

表面損傷範囲の解析結果

解析ケース

衝突条件

ケース１
ケース２
ケース３
ケース４

平坦型、垂直衝突
半球型、垂直衝突
平坦型、斜め衝突
半球型、斜め衝突: クラックの範囲を含む。

表面損傷範囲＊（H × W × D）
140 × 129 × 50
130 × 120 × 50
240 × 140 × 50
240 × 130 × 70

D : 最大貫入深さ（単位： mm）

損傷範囲が大きく異なり、斜め衝突の場合には縦に長くなり垂直衝突よりも損傷面積が広くなる傾向がある
ことを確認しました。また、表面損傷においては、飛翔体の先端形状による違いはほとんど確認されません
でした（表 2-1、図 2-10）。
さらに、飛翔体衝突では表面だけでなく RC 板の内部でも損傷が発生していることから、RC 板の損傷に寄与する内部エネルギーに着目した分析も行いました。その結果、垂直衝突の場合、半球型飛翔体では平坦型飛翔体
より RC 板の内部エネルギーが約 4 割小さくなりました。
これは半球型飛翔体の先端部の座屈によりエネルギーが消費され、RC 板の損傷が小さくなったためと予想されます。一方、斜め衝突の場合、飛翔体の先端形状による違いは小さく、垂直衝突とは異なる傾向が得られています。また、平坦型飛翔体では、衝突角度が垂直 0 度から
斜め 45 度になったことにより RC 板の内部エネルギーが約 3 割低減したのに対し、半球型飛翔体では、垂直
衝突と斜め衝突による RC 板の内部エネルギーはあまり変わらない結果となりました（図 2-11）。
垂直衝突に比べて斜め衝突では RC 板の局部損傷が低減することを示す今回の解析結果は、より現実的な衝突条件として衝突角度等を考慮することにより、局部損傷
評価の合理化が期待できることを示します。一方で、先端形状が RC 板の損傷に与える影響が異なることから、
RC 板の損傷と飛翔体の先端形状等の関係に係る、さらなるデータ取得が必要であることも分かりました。
今後は、建屋外壁の局部損傷評価に加え、飛翔体衝突による建屋全体損傷評価や建屋内包機器に及ぼす影響
評価に係る手法の整備にも取り組んでいきます。
（康 作夷）●参考文献

Kang, Z. et al., Impact Simulations on Local Damage of Reinforced Concrete Panel Influenced by Projectile Nose Shape, MechanicalEngineering Journal, vol.7, issue 3, 2020, 19-00566, 20p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2235

安全研究・防災支援

2-4

高レベル濃縮廃液蒸発乾固事故時の放射性物質の揮発挙動を評価する－揮発しやすい放射性ルテニウムについて亜硝酸による抑制効果を確認－

図 2-12 蒸発乾固事故時における廃液タンク内のイメージ図
廃液タンクで発生したガスや飛沫等の配管系への流出を模式的に表した図です。蒸発乾固事故時には、廃液からは水蒸気、硝酸蒸気、NOx に加えて廃液の飛沫、ガス状 Ru（RuO4）が主と考えられる揮発性物質の放出が想定されます。

1.2×10 ‒9

Ru 放出フラックス
模擬廃液の上部表面の単位面積、単位時間
当たりのRu放出量ポンプ

排気NaNO2 水溶液
添加ライン
仕切り

フィルタ
ホルダ

排気
冷却水

オイルバス
スターラー

放出フラックスRu
サンプリングライン
サンプリングホール
乾燥空気
配管加熱部

8.0×10 ‒10

4.0×10 ‒10（mol/m s）
2

模擬廃液
回収液

撹拌子

0

0

0.02

0.04

0.06

0.08

図 2-13 試験装置図
模擬廃液を一定の条件（模擬廃液：約 103 ℃で、一定の蒸気発生速度）で加熱しました。乾燥空気を導入しポンプで排気することにより、加熱により発生したガスを回収液まで移行させます。この際、配管の途中でフィルタにより飛沫が捕集され、ガスのみが回収液で捕集されます。仕切りは亜硝酸ナトリウム（NaNO2）水溶液の添加時に発生する NOx の影響を小さくするためのものです。

図 2-14 亜硝酸濃度と Ru 放出フラックスとの関係
沸騰中の模擬廃液における亜硝酸濃度と Ru 放出フラックスの関係を表した図です。模擬廃液中の亜硝酸濃度が高くなること
により、Ru 放出フラックスが指数的に小さくなる関係が確認できます。

再処理施設では、使用済核燃料からウラン、プルト
ニウムを回収した後の放射性元素を含む高レベル濃縮廃液（以下、廃液）を一時貯蔵しています。放射性元素の崩壊熱を取り除くため、廃液は常に冷却されています。
電源喪失等によってこの冷却機能が失われ、事故収束の対策が十分機能しない場合、廃液温度が上昇し沸騰、乾固に進展する恐れがあります。この事故は、「高レベル
濃縮廃液の蒸発乾固」として、再処理施設における重大事故（設計上の条件より厳しい条件によって発生する事故）の一つとして、十分な安全対策が求められています。
放射性元素のうちルテニウム（Ru）は、廃液中で揮発性の化合物（以下、ガス状 Ru）を形成することから他の金属元素と比べて多量に放出されることが報告されています。
廃液から Ru がガス状の化合物として放出されると、飛沫のようにフィルタで捕集ができないことから、施設外へ放出されるリスクが高くなります。そのため、Ru の放出挙動の把握は、安全評価上重要な検討課題となります。
ガス状 Ru は、廃液中の Ru 硝酸塩が硝酸により酸化されることで形成すると推測される一方、放射線分解により生成する亜硝酸で還元されるため、放出が抑制される可能性が考えられます（図 2-12）。
本研究では、沸騰状態下における亜硝酸濃度とガス状
Ru の放出の関係を実験的に明らかにするために、模擬廃液（廃液成分を非放射性核種で模擬した溶液）に亜硝酸
ナトリウム水溶液を添加することで亜硝酸濃度を一定に維持した条件において、放出されるガス状 Ru を捕集してその量を測定しました（図 2-13）。
試験の結果を図 2-14 に示します。模擬廃液中の亜硝酸濃度が高いほど模擬廃液からのガス状 Ru の放出が抑制されることが分かります。さらに、亜硝酸濃度の増加に対して Ru 放出フラックスが指数関数的に減少することも初めて明らかになりました。放射性物質の放出を定量的に評価する上で重要な知見であり、活用が見込まれます。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「平成 30 年度原子力施設等防災対策等委託費（再処理施設内での放射性物質の移行挙動に係る試験等）事業」の成果を用いて取りまとめたものです。
（吉田 涼一朗）

●参考文献

亜硝酸濃度
[mol/L]
亜硝酸濃度（mol/L）

Yoshida, R. et al., Restraint Effect of Coexisting Nitrite Ion in Simulated High Level Liquid Waste on Releasing Volatile Ruthenium
under Boiling Condition, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 2, 2021, p.145-150.

36

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

安全研究・防災支援

2-5

統計的機械学習で原子炉圧力容器の脆化を予測する－長期運転時の健全性評価のさらなる信頼性向上を目指して－抵抗力︵破壊靭性値︶
︑破壊力︵応力拡大係数︶

図 2-15 原子炉圧力容器の構造健全性
評価の概要
中性子照射によって原子炉圧力容器鋼の破壊に対する抵抗力が低下し、脆性破壊する温度が高温側に移行（脆化）します。
これを予測した上で抵抗力が、緊急炉心冷却時等による温度低下によって生じる
破壊力を上回ることを確認します。

供用開始時 供用期間中
破壊に対する
脆性破壊する温度の
抵抗力
移行量
（脆化量）
を予測
(破壊靭性値)

従来
微細組織変化分析を踏まえた予測
本研究
ノンパラメトリックベイズ法
緊急炉心冷却時等に （機械学習、ベイズ推定）
作用する破壊力（応力拡大係数）

中性子照射によって抵抗力が低下 温度

（a）

確
率

確
率
中性

子照

射量

22

180

21.99

20

130

18
16
14

12.39

12

10
（℃）

量

化

脆

95%確信区間（c）

脆化量

脆化量の計算値

計算値の中央値（b）
残差の標準偏差

BNP法
データの確率分布をデータの複雑さに応じた多変量の分布の重ね合わせで表現8考慮する因子

照射量

10.79

（℃）30
-20
-20

照射量

照射量

+Cu

+Cu+Ni+Cu+Ni+Si

95%値
中央値
5%値

80

9.69

照射量

BNP法による計算値

現行の国内予測法における
マージンの範囲
30

80

130

180

脆化量の実測値 （℃）

図 2-16 ノンパラメトリックベイズ（BNP）法による解析（a）得られる確率分布の模式図：ここでは可視化のため、中性子照射量を変数として脆化量の確率分布を示していますが、それ以外にも多くの因子を変数として取り扱うことができます。そして、照射量等の因子について任意の値を指定すると、それに対応した脆化量の確率分布が得られます。
（b）脆化予測の精度向上：計算値と実測値の差（残差）の標準偏差を示しており、値が小さいほど予測性が優れることに対応します。
（c）脆化量の評価結果：我が国の現行脆化予測法のマージンが概ね保守的に設定されていることを示しています。

安全上重要な機器である原子炉圧力容器（RPV）
は、運転期間中に破壊しないことが求められています。
RPV の構造健全性評価では、図 2-15 に示すように、
RPV の構造材料（RPV 鋼）の抵抗力（破壊靭性値）が、原子炉配管が破断した際に注入される緊急炉心冷却水により RPV 内表面が急冷される際等で生じる破壊力（応力拡大係数）を上回ることを確認します。RPV 鋼は炉
心からの中性子照射を受けると抵抗力が低下し、脆性破壊する温度が高温側へ移行する（照射脆化する）ことが知られています。このため、長期運転時の脆化の程度（脆化量）を把握することが安全上重要になっています。
脆化量は照射条件や化学成分に依存することが知られており、我が国では中性子照射による微細組織変化の分析結果等を踏まえた脆化予測法が整備されています。
長期運転時の RPV の健全性評価のさらなる信頼性向上のためには、脆化量をより精度良く予測する手法の整備が不可欠です。また、現行の構造健全性評価では、脆化量の予測値に予測誤差等を考慮して一定のマージンを加えていますが、そのマージンが適切に設定されていることも重要です。
私たちは、脆化への影響因子を分析し、照射条件や化学成分に応じた脆化予測の不確かさを評価するため、既往知見に捉われない機械学習とベイズ統計に基づくノ
ンパラメトリックベイズ（BNP）法を世界で初めて脆化予測に適用しました。BNP 法は、多数の因子が複雑に影響し合うデータを統計的類似性に基づき自動的に分類し、図 2-16（a）に示すようにデータ全体の確率分布を

多変量の確率分布の重合せで求めることができる手法
で、データの数やばらつきに応じた計算値の不確かさを定量的に評価することができます。
この手法を用いて、加圧水型原子炉の監視試験デー
タ（監視試験は、脆化量の把握のため、RPV に装荷された RPV と同じ鋼材の試験片を定期的に取り出して実施されるものです）を対象に解析を行いました。その結果、図 2-16（b）に示すように、従来、脆化への影響が大きいとされている銅（Cu）やニッケル（Ni）含有量に加え、ケイ素（Si）含有量を考慮することで脆化予測の精度が向上することを明らかにしました。さらに、中性子照射量と Cu、Ni、Si 含有量を考慮した BNP 法による脆化量の計算結果と実測値、我が国の現行脆化予測法
で考慮されるマージンの範囲（破線）を比較し、BNP 法
による計算結果は、不確かさ（エラーバー）を含めて概ね破線の範囲内に分布することから、同マージンは適切に設定されていることを確認しました（図 2-16（c））
。
今後は、BNP 法に基づく不確かさ評価を、現行の構造健全性評価における安全裕度の定量評価や、我が国で実用化に向けた研究開発が進められている確率論的手法に基づく構造健全性評価に活用していきます。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「平成 28 ～ 30 年度原子力施設等防災対策等委
託費（軽水炉照射材料健全性評価研究）事業」の成果の一部です。
（髙見澤 悠）●参考文献

Takamizawa, H. et al., Bayesian Analysis of Japanese Pressurized Water Reactor Surveillance Data for Irradiation Embrittlement
Prediction, Journal of Pressure Vessel Technology, vol.143, issue 5, 2021, 051502, 8p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2237

安全研究・防災支援

2-6

炉内等廃棄物から漏出した核種の地下環境での動きを探る－地下水中のカルシウムの影響を考慮したニオブ吸着モデルの構築－
10 4

鉱物表面水酸基（surf̲OH）に溶存種が吸着
既存モデルでは Nb 水酸化物錯体のみを考慮
Caを含むNb 吸着種及び溶存種を追加

10 3

Nb吸着モデルの吸着種と溶存種
surf̲ONb(OH)5−
surf̲ONb(OH)6 2−

吸着surf̲OCaNb(OH) 6
鉱物表面でのNb吸着種

Nb(OH) 5
Nb(OH) 6 −CaNb(OH)6+

溶液中の
Nb溶存種

既存モデル＊

原子力発電所などの廃炉等から、放射能濃度が高い
炉内構造物等の廃棄物（炉内等廃棄物）が発生します。
この炉内等廃棄物は長半減期核種を含み、長期的に生活環境から遠ざけることが必要なため、地下への埋設処分が検討されています。処分の安全評価では、長期の間に廃棄物から放射性核種が漏出し、処分場周りの岩盤中を移行して生活環境に到達し、人間に被ばくを与える可能性を考慮します。漏出した放射性核種の移行は、岩盤を構成する鉱物への吸着により遅延することが期待されます。放射性核種の吸着性は地下水中の共存イオンの影響を受けると考えられ、また地下水組成は長期的な処分環
境変化により変動すると考えられます。そのため、この変動に応じた信頼性のある核種の吸着性能を評価するた
めの吸着モデルを構築する必要があります。
ニオブ 94（94Nb）は炉内等廃棄物に含まれる長半減期（2.03 万年）の核種で、処分の安全評価において被ばく線量に寄与するため重要な核種です。Nb の鉱物への吸着の研究例は少ない中で、Nb の吸着性に対する地下水成分であるナトリウム（Na）及びカルシウム（Ca）の影響を調べた研究＊があります。岩盤を構成する鉱物のうち、比表面積の大きさから高い吸着性を有すると考えられる粘土鉱物の一種であるイライトへの Nb 吸着について、Na が共存する条件においては、Nb 水酸化物錯体（Nbx(OH)y5x-y）の溶存／吸着種を考慮する既存のモデル（図 2-17）によって実験値を説明できる一方で、Ca が共存する条件においては、この既存モデルによる解析値と実験値に乖離が見られており（図 2-18）、Ca 共存下

本研究モデル

吸
10 2
着
分
配 10
係
数
1
（m3/kg）
10 ‑1
10 ‑2

本研究
モデル

4

既存モデル＊

5

6

7

8

9

10

11

pH

図 2-17 Nb 吸着モデルの吸着種と溶存種の概念図
本 研 究 で は、 既 存 の モ デ ル で 考 慮 さ れ て い た 溶 存 種 Nb(OH)5、
Nb(OH)6­ に加えて、溶解度実験で生成が推定された CaNb(OH)6+ を追加し、吸着種として Ca を含む surf_OCaNb(OH)6 を追加しました。

●参考文献

プロット：実験値＊
曲線：解析値

図 2-18 0.1 M Ca(ClO4)2 水溶液中でのイライトへの
Nb 吸着特性の解析結果
本研究のモデルにより、Ca 共存下における先行研究の実験値＊の傾向を説明することができました。なお、
吸着分配係数は、固相（鉱物）に吸着した Nb 濃度と液相の Nb 濃度との比であり、値が大きいほど高い吸着性を示します。

での吸着モデル構築が課題でした。
そこで本研究ではこの乖離の要因として、これまで考慮されていなかった Ca を含む Nb 水酸化物錯体の存在を仮定し、新たな Nb 吸着モデルの構築に取り組みました。まず Ca を含む Nb 水酸化物錯体の溶存種を検討するため、Ca 共存系における Nb 溶解度実験を行いました。Ca 濃度及び pH を変化させて Nb の溶解度を測定した結果、これまで報告されている溶存種（Nb(OH)6 , Nb(OH)72 ）だけではなく、Ca を含む Nb 水
酸化物錯体
（CaNb(OH)6+）が生成し、支配的な溶存種であることが示されました。このため吸着種も Ca を含む Nb
水酸化物錯体を形成していると考えられること、さらに吸着データに pH 依存性がないことから、H+ を含まない
吸着反応 (surf_O + CaNb(OH)6+ = surf_OCaNb(OH)6）を仮定した新たな吸着モデルを構築しました（図 2-17）。
溶解度実験から決定した CaNb(OH)6+ の熱力学データを用い地球化学計算コード（PHREEQC）により解析を行った結果（図 2-18）、これまで説明できなかった既往研
究の実験値＊の傾向について、説明可能なことを確認しました。
本研究の成果は、今後実施される炉内等廃棄物の処分における 94Nb の岩盤への吸着性能に関して、信頼性の高い評価を行うための科学的根拠として活用されます。
（大平 早希）＊Ervanne, H. et al., Modelling of Niobium Sorption on Clay
Minerals in Sodium and Calcium Perchlorate Solutions,Radiochimica Acta, vol.102, issue 9, 2014, p.839-847.

Yamaguchi, T., Ohira, S. et al., Consideration on Modeling of Nb Sorption onto Clay Minerals, Radiochimica Acta, vol.108, issue 11,2020, p.873-877.

38

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

安全研究・防災支援

2-7

1 個のウラン粒子から隠れたウラン精製活動を検知－精製時期を推定するための 230Th/234U 原子個数比分析技術－

精製日からの経過年数

図 2-20 分析に用いたウラン粒子の電子顕微鏡写真
1 個のウラン粒子（1/100 mm 程度の大きさ）を対象に 230Th/234U 原子個数比を分析することで、ウランの精製活動が行われた詳細な時期の推定などが可能になります。

80
60
40
20

（年）
0
0

0.5

1

1.5

2

（×10 -4 ）230Th/234U 原子個数比

図 2-19 精製日からの経過年数と 230Th/234U 原子個数比との関係
ウランを精製した直後から 234U の放射壊変により 230Th が蓄積してきます。両核種の原子個数比を分析することにより、精製日からの経過年を明らかにすることができます。

国際原子力機関（IAEA）は、ウランなどの核物質が平和利用の目的以外に使用されないことを確認するため、保障措置活動を行っています。その一つに保障措置環境
試料分析があり、これは IAEA 査察官が原子力施設に赴いた際に特別な布で施設内外の壁などの拭取りを行い、その布に付着した極微量の核燃料の組成や量を分析する
ことにより未申告の原子力活動を検知するものです。採取した拭取り試料は、原子力機構を含む技術認定された
9 カ国・2 機関で構成される IAEA ネットワーク分析所（NWAL）
で分析されます。ウランが、いつ精製されたかを知ることは、核兵器開発計画の存在を示す重要な証拠になると考えられます。そのため、拭取り試料に付着したウラン粒子 1 個から、精製からの経過年数を推定する分析技術の確立が要求されていました。私たちは要求に応えるため、この分析法の開発に着手しました。
開発にあたって私たちは、ウランの同位体 234U が約 25 万年の半減期でトリウム（230Th）に放射壊変することに着目しました。図 2-19 に示すように、ウラン中の230
Th/234U 原子個数比は、精製日から経過するにしたがって高くなるため、この比を分析することで、ウラン精製から現在までの経過時間を推定することができます。
まとまったウランの量があるならば 230Th/234U 原子個数比の分析は容易ですが、拭取り試料に付着している個々のウラン粒子は非常に小さく、重量がナノグラ
一般的な実験室においては、
ム（10-9 g）程度であるため、環境中の塵に含まれる天然ウランの影響を受け、正しい結果を得ることは非常に困難です。このため私たちは、「高度環境分析研究棟」のクリーンルーム実験室において、精製からの経過年数が既知のウラン粒子を用いて、

表 2-2 1 個のウラン粒子を用いた精製からの経過年数の分析結果
原子個数比の不確かさは大きいものの、極微量の原子個数比を測定することに成功し、経過年を正しく推定することができました。
試料
番号

粒径
（µm）

Th/234U
原子個数比−4（× 10 ）

推定精製
経過年（年）

実際の精製
経過年からのずれ（年）

19

1.60 ± 0.37

57 ± 33

3.6

2

8

1.72 ± 0.43

60 ± 362.0

391.94 ± 0.75

68 ± 63−6.2

230

1 個のウラン粒子を対象とした極微量化学分離を伴う
Th/234U 原子個数比分析技術を開発しました。ここで正確な原子個数比を得るため、試料に標準物質を添加す
る同位体希釈法を適用しました。標準物質は通常ウランとトリウムのそれぞれについて準備し添加する必要がありますが、私たちは 229Th/233U 原子個数比が既知の単一標準物質を調製して用いました。これにより試料への添加量や標準物質の重量を厳密に管理せずとも正確な分析値を得ることができます。図 2-20 に分析した粒子の画像の例を示します。ウラン粒子を溶解、標準物質の添
加、化学分離の前処理をした後、誘導結合プラズマ質量分析計（ICP-MS）により 230Th/229Th 比と 234U/233U 比を分析し、230Th/234U 原子個数比を算出して精製からの経過年数を推定しました。
得られた結果を表 2-2 に示します。粒径が 8 ～ 9 µmの粒子に対して、実際の精製経過年（61 年）を―6.2 ～ 3.6
年の範囲内のずれで推定することができました。結果として、IAEA の要求通り、ウラン精製からの経過年数を1 個のウラン粒子から推定する技術の確立に成功しました。今後は、ウラン粒子中に生成されたフェムトグラム（10-15 g）以下の超極微量 230Th を精度良く測定するために、高感度の多重検出器を装着した ICP-MS を使うなどして、精製時期の推定精度を上げるとともに、この技術を IAEA からの依頼分析に適用することで、国際貢献していきたいと考えています。
本成果は、原子力規制委員会原子力規制庁からの受託研究「令和 2 年度軽水炉等改良技術確証試験等委託費（保障措置環境分析調査）事業」の成果の一部です。
（鈴木 大輔）230●参考文献

Suzuki, D. et al., Age Determination Analysis of a Single Uranium Particle for Safeguards, Journal of Radioanalytical and Nuclear
Chemistry, vol.328, issue 1, 2021, p.103-111.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2239

安全研究・防災支援

2-8人に代わって事故現場へ入るロボットを操る－原子力災害対応用ロボット操作員の養成－

表 2-3 原子力機構緊急事態支援組織が保有する各種遠隔機材
原子力機構の研究用原子炉等の原子力施設において、放射性物
質による汚染で作業員が立ち入ることのできない事故が起きた場合に備えて、以下の遠隔機材を保有しており、操作員の訓練を行っています。また、これら保有機材の機能向上のための改良や老朽化した機材の更新も行っています。
偵察用ロボット

作業用ロボット

小型無人ヘリ

分類

・ロボット天板に ・6 軸アーム部
線量率計等の計 可搬質量：100 ㎏
・自動航行機能
測機器を搭載し ・先端ハンド部て使用
把持力：1960 N

図 2-21 中級訓練における目視外操作訓練の様子
事故時は、ロボットに取り付けられたカメラ映像のみで正確にロボットを操作しなければなりません。カメラ映像は二次元で距離感が掴みにくいため、目視外操作は目視操作と比べて格段に難しくなります。このため、操作訓練を定期的に実施しています。

原子力機構は、所有する原子力施設が事故を起こした
ときのための緊急事態支援組織（支援組織）
を楢葉遠隔
技術開発センターに設置しています。緊急事態支援の対象となる施設は、原子力科学研究所研究用原子炉 JRR-3、
核燃料サイクル工学研究所「東海再処理施設」、大洗
研究所材料試験研究炉 JMTR、同高温工学試験研究炉
HTTR、同高速実験炉「常陽」、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び新型転換炉原型炉「ふげん」です。支援組織
では、これらの対象施設において放射性物質による汚染で作業員が立ち入ることができない事故が起きた場合に備え、事故現場に投入し内部状況の調査・測定を行うロボットや、上空から撮影・測定等を行う小型無人航空機
を保有しており、これら遠隔機材の保守管理、機能向上のための改良を行っています。また、事故現場で遠隔機材を操作する操作員の教育・訓練も、2017 年から継続的に行っています。操作員メンバーは上記の緊急時支援
対象各施設の職員で構成されており、楢葉遠隔技術開発センターの中の訓練設備を用いて、操作技能を向上させるためのトレーニングを行っています。これを遠隔機材
操作員の操作訓練と呼びます。
操作訓練で使用する遠隔機材は、偵察用ロボット、作業用ロボット、小型無人ヘリの 3 種類があります（表 2-3）。
偵察用ロボットは、比較的小型のロボットで、事故現場の撮影、放射線測定を行います。作業用ロボットは、人間の手の様なマニプレータを備えており、偵察用ロボットが乗り越えられない障害物の撤去や、必要に応じて弁の操作等を行います。小型無人ヘリは、いわゆるドロー
ンで、事故現場の上空を飛行しながら施設外観の確認を行います。
操作訓練は、初級から始まり、中級、上級訓練へと段階を踏んで内容が高度化していきます。各職員の上達度によっては追加訓練も行っており、遠隔機材の事前知識がない職員であっても一定期間内で確実に操作技能が習得できるプログラムになっています。本稿では、初級及び中級訓練の内容を述べます。
初級訓練では、導入教育として関係法令やロボットの仕様を座学で学んだ後、訓練用実機で操作の基本手順を学びます。偵察用ロボットや作業用ロボットなど地面を走るものについては、目視での基本走行と障害物等の乗り越え、狭隘部の走行、マニプレータにより物を掴む
操作技能を習得し、小型無人ヘリでは、有線式ドローン
を用いて離着陸及びホバリング操作技能を中心に習得します。
中級訓練は、初級訓練で習得した基礎知識と基本操作技能を踏まえ、より事故時の状況に即した応用操作の習得を目的としています。偵察用ロボット及び作業用ロ
ボットについては、ロボットのカメラを介した目視外操作（図 2-21）、小型無人ヘリについては、無線式ドローンを用いて指定したポイントを飛行通過する操作の技能を習得します。操作員が操作訓練を行える機会は年間 1～ 2 回程度と少ないため、毎回、訓練の最初に前回までのおさらいをする反復教育を行うなど、知識定着の工夫をしています。
2021 年 4 月現在、原子力機構には上記の教育・訓練を受けた操作員が総計 24 名おり、操作技能を維持する
ため、定期的な操作訓練を行い、万が一の事故に備えています。また、訓練内容や訓練設備についても、各対象施設の現場状況に即した訓練を行うため、適宜改善を図っています。
（千葉 悠介）特徴●参考文献

千葉悠介ほか, 緊急時対応遠隔機材の機構内各拠点操作員育成プログラム初級編・中級編, JAEA-Technology 2019-002, 2019, 29p.

40

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

３ 先端原子力科学研究
未来を拓く先端原子力科学研究

図 3-1 先端原子力科学研究の位置づけ
学術的・技術的に極めて強いインパクトを持った世界最先端の原子力科学研究を目指しています。

原子力にかかわる技術の多くは、総合科学の結集として、その基盤が支えられています。しかし、原子力研究
開発においては、10 年後あるいは 20 年後に実用化される原子力利用の新しいフェーズに対し、その端緒を拓く研究を進めておくことも必須の課題です。
先端基礎研究センターでは、将来の原子力科学の萌芽となる未踏の研究分野を開拓し、新原理・新現象の発見や新物質の創製、さらには新技術の創出を実現し、学術の進歩と最先端の科学技術の振興を図ることを目指しています。
2015 年度から始まった中長期計画では、アクチノイ
ド先端基礎科学及び原子力先端材料科学の 2 分野で研究をスタートしました（図 3-1）。
アクチノイド先端基礎科学では、新しい概念の創出を目指した物理・化学の基礎先端研究を、原子力先端材
料科学では、新しいエネルギー材料物性機能の探索とそのための新物質開発を実施しています。そしてこれらの国際的研究活動の中心的役割を担うべく横断的な理論物
理研究を進めています。これらの各分野間の連携や、原子力機構内外の研究組織との協力を通して、学術的・技術的に極めて強いインパクトを持った世界最先端の原子力科学研究を推進し、新原理・新現象の発見、新物質の創製、革新的技術の創出などを目指しています。
2020 年度は以下のような成果を挙げました。
重元素核科学の分野では、多核子移行反応で明らかになる
核分裂－未開拓領域の核分裂研究に道－（トピックス 3-1）
として、未知の核分裂反応を調べる方法を見いだしました。核分裂のメカニズム及び原子核の構造の解明につながる成果です。界面反応場化学の分野では、樹木中でセシウムはどのような状態で存在するのか－放射光を使ってセシウムが樹体内を移動しやすい理由を解明－（第 1 章
トピックス 1-16）として、樹木に取り込まれたセシウ
ムの化学状態を明らかにしました。福島の森林におけるセシウム移行挙動の解明に役立つ成果です。ハドロン原子核物理の分野では、ハイパー核「グザイ核」の質量を決定－中性子星の構造を理解するための新たな知見－（トピックス 3-2）として、特殊な原子核であるグザイ
ハイパー核が生成する事象を解析しました。中性子星の内部の状態を理解することに役立つ成果です。
一方、重元素材料物性の分野では、磁石を使った絶対零度近くへの冷却－量子的に揺れる微小磁石が実現する
極低温冷却材「イッテルビウム磁性体」－（トピックス 3-3）
として、絶対零度に近い 0.04 K に到達できる装置を開発しました。ヘリウム 3 を使用しない冷却方法として期待される成果です。スピン - エネルギー材料物性の分野では、
放射線に負けない熱電発電の実現に向けて－スピンを利用した熱電発電素子の耐放射線特性－（トピックス 3-4）
として、熱電素子と放射性同位体を組み合わせた同位体
電池の放射線耐性を明らかにしました。宇宙探査機電源として利用される同位体電池の耐用年数評価に役立つ成果です。ナノ材料物性の分野では、重水クラスターの低エネルギー振動モードの解明－テラヘルツ・赤外吸収分
光法と第一原理計算の活用－（トピックス 3-5）として、重水分子クラスターの THz 領域における赤外吸収スペ
クトルの測定に成功しました。地球の放射エネルギー収支に与える水蒸気の影響を評価することに役立つ方法として期待されます。
また、先端理論物理の分野では、エキゾチックな Pc の正体を探る－コンパクトペンタクォークとハドロン分子が混在したハイブリット模型による解析－（トピックス 3-6）として、クォークを 5 個持つペンタクォークの質量と寿命を理論的に予測しました。ハドロンの奇妙な性質の解明につながると期待されます。
先端基礎研究センターでは、以上に述べたような原子力基礎研究を通して、高い専門性を有し総合能力を発揮できるような原子力人材の育成も重要な課題として位置づけています。
原子力機構の研究開発成果

2021︲2241

先端原子力科学研究

3-1

多核子移行反応で明らかになる核分裂－未開拓領域の核分裂研究に道－（a）

多核子移行反応
18O

15N

237Np

中性子
240 Pun

複合核

239 Pu

小

160

核分裂

核分裂片の質量数中心

陽子

大

中性子吸収反応
（b）

234

U

235

U

236

U

237

238

U

6

6

4

4

2

2

収率

0
50 100 150 50 100 150 50 100 150 50 100 150

（％）

236

Np

237

Np

238

Np

239

0

Pu

Am

Np
6

4

4

2

2

0
50 100 150 50 100 150 50 100 150 50 100 150

0

Pu

240

Pu

241

Pu

50 100 150 50 100 150 50 100 150 50 100 150
240

6

239

241

Am

242

Am

140

U

Np Pu Am Cm

重い核分裂片120100
軽い核分裂片243

Am

80
232 234 236 238 240 242 244 246
複合核の質量数
50 100 150 50 100 150 50 100 150 50 100 150

核分裂片の質量数

図 3-2 多核子移行反応と核分裂の質量数分布（a）18O と 237Np の多核子移行反応により、励起状態にある複合核
240
Pu が生成される例を示します。（b）18O ＋ 237Np の多核子移行反応
実験で得た様々な核種（複合核）の核分裂における核分裂片質量数
分布で、一度の実験で得た結果です。実線はモデル計算を表します。

核分裂は原子核に見られるユニークな現象で、原子力エネルギーに利用されています。基礎科学では、原子核の核分裂に対する安定性が超重元素の存在限界を支配し、また、天体で起こる速い元素合成過程では、反応の終盤で起こる重い原子核の核分裂が身の回りの元素組成を変えると考えられています。新たな核分裂データがもたらす核分裂の知見は、産業利用と基礎科学に大きく貢献します。
プルトニウム 239（239Pu）が熱中性子を吸収すると複合核（240Pu）と呼ばれる励起状態の原子核が生成され、核分裂が起こります（図 3-2）
。これまで、原子核に中性子を吸収させることで核分裂を調べる実験が多く行われました。一方、この方法で調べることができる核種には限界があります。理由は、標的として利用できる高純度な同位体核種が少ないこと、また、半減期の短い核種も標的にできません。一方、私たちは、重イオン反応で生じる多核子移行反応を利用することで、多くのデータを一度に取得できることを示しました。これを応用すれ
ば、星の中で作られる中性子数の多い原子核の核分裂な
ど、未開拓なデータの供給が可能になります。
実験は、原子力科学研究所にあるタンデム加速器施設
を用いて行いました。多核子移行反応の原理を図 3-2（a）18に示します。ここでは、酸素（ O）ビームをネプツニウ
ム（237Np）に衝突させ、240Pu の核分裂を観測する例を●参考文献

図 3-3 大小核分裂片の平均質量数
図 3-2 に示した様々な複合核の核分裂片質量数分布から得られたもので、重い核分裂片と軽い核分裂片の質量中心をプロットしたものです。重い核分裂片の質量数がほぼ一定であることから、重い原子核の構造が核分裂を支配することが分かりました。

示します。18O と 237Np の間で中性子や陽子の交換が生じ、結果として窒素（15N）と 240Pu が生じたものです。
ここで得られた 240Pu の核分裂片質量数分布を図 3-2（b）239に示します。結果は、 Pu の中性子入射核分裂と同じで、
中性子入射核分裂を代理できることが分かりました。同様に、交換する中性子数と陽子数に応じて様々な原子核が作られることを利用し、多種にわたるデータを一度の実験で取得しました。図 3-2（b）のうち複合核 236, 239Np、238, 239
Pu、240, 241Am は、中性子ビームを用いた実験では得ることができません。成功のカギは、散乱粒子（15N など）
を事象ごとに識別する測定技術を開発したことです。
図 3-2
（b）
に示した質量数分布から、面白い規則性が見つかりました。質量数分布のふた山構造は、重い核分裂片と軽い核分裂片の生成を意味しますが、図 3-3 に、それぞれの質量数の中心を示します。興味深いことに、重い方は核種によらず質量数が 136 ～ 138 と一定であるのに対し、軽い方は単調に増加することが分かりました。これは、重い核分裂片に核分裂を助長する内部構造が存在し、これが出現するように原子核がちぎれていくことを示しています。
本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業「高速系革新炉の成立性に影響する核データの新規測定技術開発」の助成を受けました。
（西尾 勝久）Vermeulen, M. J., Nishio, K. et al., Measurement of Fission-Fragment Mass Distributions in the Multinucleon Transfer Channels of
the 18O+237Np Reaction, Physical Review C, vol.102, issue 5, 2020, 054610, 11p.

42

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

先端原子力科学研究

3-2

ハイパー核「グザイ核」の質量を決定－中性子星の構造を理解するための新たな知見－

ヘリウム5Λ核Λ粒子
Ξ ‑ 粒子Ξハイパー核窒素14原子核
ベリリウム10Λ核

図 3-4 写真乾板中で観測された新たな Ξ ハイパー核事象の顕微鏡画像とそのイメージ図
グザイマイナス（Ξ ­）粒子が A 点で窒素 14 原子核に吸収され Ξ ハイパー核を形成し、ベリリウム 10 Λ 核（#1）とヘリウム 5Λ 核（#2）に崩壊しました。ベリリウム 10 Λ 核は、B 点でいくつかの原子核（#3 から #6）といくつかの中性子（電荷を持っていないので飛跡は残らない）に崩壊し、ヘリウム 5 Λ 核は C 点でヘリウム 4 原子核（#7）
、パイ中間子（#8）と陽子（#9）に崩壊しました。

通常の原子核は陽子と中性子からできていますが、それら以外のストレンジクォークを含む Λ（ラムダ）、Ξ（グザイ）等の重粒子（バリオン）を含むような特殊な原子核をハイパー核と呼びます。これまで、ストレンジ
クォークを 1 個持つ Λ 粒子を含むハイパー核の研究が盛んに行われてきましたが、さらに進んでストレンジ
クォークを 2 個持つ Ξ 粒子を含む Ξ ハイパー核についての研究はほとんど進んでいませんでした。
Ξ ハイパー核を研究する動機はいろいろありますが、そのうちの一つとして、中性子星が挙げられます。Ξ 粒子は中性子星内に発生し得る粒子の一つで、その発生条件は陽子や中性子との間に働く力の強さに依存することから、その強さを地上実験によって決めることが必要で、Ξ ハイ
パー核の実験データの充実は長い間望まれていました。
私たちは、J-PARC ハドロン実験施設で行われた実験で、大強度・高純度の負電荷 K 中間子（K -）のビームを用いて負電荷を持つ Ξ 粒子である Ξ - を大量に生成し、これを総計 1500 枚の特殊な写真乾板に入射させて Ξ ハ
イパー核が生成した事象を記録しました。その後写真乾板を現像し、独自に開発した光学顕微鏡システムでこれらの事象を探索したところ、Ξ - 粒子が写真乾板中の原子核に吸収されて Ξ ハイパー核を作ったあと二つのΛ ハイパー核に分裂する事象を観測しました（図 3-4）。
解析の結果、この事象は写真乾板中の窒素 14 原子核に Ξ - が吸収されて、二つの Λ ハイパー核（ベリリウム

10 Λ とヘリウム 5 Λ）に崩壊した事象であることが分かりました。
さらに、今回見つかった Ξ ハイパー核において、Ξ 粒子の束縛エネルギーが 1.27 ± 0.21 MeV であることも分かりました。もしも働く力がクーロン力のみであれ
ば束縛エネルギーは 0.39 MeV と計算されますが、上記 1.27 MeV との差は Ξ - 粒子と原子核との間に働く強い相互作用による引力によるもので、今回の結果からその強さを求めることができます。Ξ - 粒子と原子核の間に働く力は、天体サイズの原子核ともいえる中性子星の内部の状態を理解する上で重要であり、本研究で新たな知見が得られました。
これまでに解析されたのは、この実験で得られたデー
タのまだ一部で、今後もこのような事象の発見が期待されます。また、私たちは写真乾板の全面探査法と呼ばれる新たな Ξ ハイパー核の探索法を開発しています。これによりさらに 10 倍の Ξ ハイパー核を発見できるものと見込んでいます。多くの Ξ ハイパー核事象の観測により、Ξ 粒子の強い相互作用の詳細が明らかになること
で、中性子星の性質にΞ粒子がどう影響するかが分かってくることが期待されます。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金基盤研究（S）（No.JP23224006）「エマルションによる大統計ダ
ブルハイパー核生成実験」の助成を受けたものです。
（谷田 聖）●参考文献

Hayakawa, S. H., Tanida, K. et al., Observation of Coulomb-Assisted Nuclear Bound State of Ξ−-14N System, Physical Review Letters,
vol.126, issue 6, 2021, 062501, 6p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2243

先端原子力科学研究

3-3磁石を使った絶対零度近くへの冷却－量子的に揺れる微小磁石が実現する極低温冷却材「イッテルビウム磁性体」－

整列

熱を吸収しなくなる

冷却に希少なヘリウム3は不要

2

1

ヘリウム3
量子効果で揺れ続ける
微小磁石が熱を吸収

量子コンピュータの冷却への利用

冷却

試作装置

8
6

温
度
(K)
0.1

4

2

8
6

0.04 K

4

0

10

20
時間 (分)

30

図 3-5 量子揺らぎを利用した磁気冷却、その特徴と利用
通常の磁性体では、磁気モーメント（図中の磁石）が低温で整列し、熱を吸収しなくなります（左上図）。量子効果の強い磁性体では、絶対零度まで磁気モーメントが量子揺らぎのため整列せず、熱を吸収できます（左下図）。極低温への冷凍機は、量子コンピュータなどへの利用が期待されます。

図 3-6 実際の冷却過程
試作装置（内挿写真）による冷却の様子です。磁気冷却により絶対温度で 0.04 K に到達します。

極低温と呼ばれる、絶対温度 0.1 K 以下の低温は、超伝導などの基礎研究や量子コンピュータなどに必要であるため、現在も極低温冷却の需要は旺盛です。
極低温冷却には、現在はヘリウム 3 を使用する冷凍機が主流です。しかし米国同時多発テロ事件以降、核物質検出器に使用するヘリウム 3 の需要が急増し供給危機が発生しました。これにより、ヘリウム 3 を必要としない磁気冷却に対する関心が高まっています。
磁気冷却では、磁性体中の微小磁石を意味する磁気モーメントの揺れのエネルギーが周囲の熱を吸収します（図 3-5）。一般的に、低温では、磁気モーメントは向きを揃え、揺れは止まることで熱を吸収しなくなります。
この性質のため到達温度に限界がありました。
これを克服する鍵となるのが量子効果です。ニュー
トンの古典力学では絶対零度では熱的な揺らぎの消失により、
磁気モーメントや原子は完全静止するはずですが、より正確にミクロを描写する量子力学を適用すると、絶対零度でも磁気モーメントなどは静止せず揺れていることが分かります。これを、熱揺らぎに対して量子揺らぎと呼んでいます。例えば、ほとんどの物質は、温度を下げたときの熱揺らぎの減少とともに低温で固化します
が、量子効果が強く現れるヘリウムは絶対零度でもヘリ
ウム元素自身が量子的に揺れているため、固化せず液体状態を保持します。磁性体においては、「磁気フラストレーション」という、磁気モーメントの整列を阻害する効果により、熱揺らぎのない極低温でも量子的に揺れ続ける物質が存在します。このような磁性体では、磁気フラストレーションによる量子効果の顕在化により、極低温へ冷却できる可能性があります。
今回、量子効果が強いとされる KBaYb(BO3)2 に着目しました。この物質を用いて冷却装置を試作し、従来冷却材を用いた市販磁気冷却装置と性能を比較しました。
市販装置の到達温度は 0.08 K ですが、試作装置は大幅に絶対零度に近い 0.04 K に到達できました（図 3-6）。
また、従来の冷却材は水分子を多く含むため、潮解、風解といった劣化を起こす問題もありました。一方、本研究で用いた KBaYb(BO3)2 は水分子を含まないため、空気中で安定です。
現在主流のヘリウム冷凍機の長所は、連続冷却が可能なため低温が長時間維持できる点で、欠点は非常に複雑な構造、希少なヘリウム 3 の必要性です。一方、磁気冷却は構造が簡単でヘリウムが不要です。そのため、国際宇宙ステーションでの利用も検討されています。大きな欠点は連続冷却ができなかったことですが、最近の研究開発によって、この欠点も解消されており、今後はヘリウム 3を使用する冷凍機を代替していくことが期待されます。
本研究の KBaYb(BO3)2 は、従来物質より高性能で、なおかつ空気中でも安定であるため、今後主流となる磁気冷凍機に搭載されるスタンダードな冷却材となり、広く活用されることが期待されます。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金研究活動
スタート支援（No.JP20K22338）「ウラン系強磁性超伝導体の量子臨界現象」、国際共同研究加速基金（国際共同
研究強化
（B）
（
）No.JP20KK0061）「ウランが創発するスピン三重項超伝導の新しい物理」の助成を受けたものです。
（常盤 欣文）●参考文献

Tokiwa, Y. et al., Frustrated Magnet for Adiabatic Demagnetization Cooling to Milli-Kelvin Temperatures, Communications
Materials, vol.2, issue 1, 2021, 42, 6p.

44

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

先端原子力科学研究

3-4

放射線に負けない熱電発電の実現に向けて－スピンを利用した熱電発電素子の耐放射線特性－

（a）

電流
金属 A

数万年に相当電圧

数百年に相当

金属 B

高温

低温

損傷の予想曲線

V

Js

磁化Ｍ
磁場Ｈ

（c）

金属
磁性体
基板

● 熱電性能● 磁石の強さ

イオン透過跡

界面の影響
0

20 nm

熱電性能

温度差
ΔＴ

磁石の強さ

EISHE

限界照射領域

（b）

1011
1012
1010
重イオンの照射量（イオン/cm2）

図 3-7 （a）
熱電発電の概念図、（b）
スピンゼーベック効果（SSE）
素子の模式図、（c）320 MeV 金イオンで照射された SSE 素子の電顕写真（a）異種金属接合に温度差を与えると電気が発生します（ゼーベック効果）。
（b）面直方向に温度差を加え面内に磁場を印加すると、磁性体の面内磁化 M により金属層にスピン Js が注入され、このスピンが種となり温度差、磁化の双方に垂直な方向に電圧 EISHE が発生します。

図 3-8 SSE 素子の放射線環境下での健全性の検証
重イオン照射量を増やしていくと、素子の熱電性能である
SSE 電圧（●）が減少していき、あるしきい値を越えると消失します。素子の熱電性能は試料中の磁石の強さに依存し、限界点近傍で性能が急激に劣化するのは界面の影響です。この限界点を使用済核燃料近傍に当てはめ、素子の健全性を見積もりました。

熱を電気に変換する熱電素子は、自動車や工場の廃熱を回収、再利用する環境発電の一環として重要です。また、放射性同位体と組み合わせた同位体電池は、宇宙探査
機電源として利用されています。熱から電気を作る方法が熱電発電ですが、異種金属や半導体の接合構造（熱電対）が使われます。両接点に温度差を与えると電圧が発生、電流が流れます（図 3-7（a））
。この接合は放射線に弱く、性能劣化の原因となります。そのため同位体電池の放射性同位体は、遮蔽の容易な特殊な核種に限定されています。
原子レベルの微細加工の発展で、電子の持つスピンと呼ばれる磁石の強さを表す特性が利用可能になり、スピ
ントロニクス（“spintro”スピンの＋“nics”技術）と呼称されます。スピントロニクスに基づくスピン熱電素子が近年開発され、既存技術を凌駕すると期待されています。さらに、スピントロニクス素子は、半導体が苦手な放射線耐性が高いとされ、高放射線環境下で応用が期待されます。
スピン熱電素子を同位体電池に組み込めば、
放射線環境下での熱電発電の開発につながりますが、放射性同位体との共存下でスピン熱電素子性能がどの程度維持されるかは未確認でした。私たちはスピン熱電素子の一つであるスピンゼーベック効果（SSE）素子を用い、放射線耐性を検証しました。素子は基板上に形成した金属／磁性体の二層膜で、熱電発電にはこの界面が重要と考えられています（図 3-7（b））
。

界面に対して厳しい条件で、使用済核燃料近傍での熱電発電を模擬するため、作製した素子に高エネルギー重
イオン線（320 MeV 金イオン）を照射しました。図 3-7（c）の青色の矢印は、重イオンの透過跡を表し、黒線内側の帯状の所は、結晶構造が破壊されて形成されたナノサイ
ズの欠陥です。この部分の磁性体は磁石の性質を失い、素子の熱電変換には寄与しなくなりました。照射量に対して熱電素子の性能を評価したところ、照射量増加に伴い熱電性能を表す SSE 電圧（●）は減少し、あるしき
い値を超えると完全に消失します（図 3-8）。こうして
スピン熱電素子の重イオン線の耐用限界が確認されました。この結果を基に最も過酷な使用環境として使用済核燃料ペレット表面近傍を想定し、スピン熱電素子が受ける核分裂片を重イオン線で模擬し、その累積照射量の上限を見積もりました。使用済燃料表面から漏れ出てくる～ 100 MeV の核分裂片量を燃料キャスク表面の中性子線量から見積もり、実験で得られた耐用限界照射量をス
ピン熱電素子の動作期間に換算したところ、数百年間にわたり発電性能が劣化せず、十分な耐用年数が確保できることが分かりました。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金基盤研究（C）（No.JP17K05126）「スピンゼーベック素子の耐放射線特性」の助成を受けたものです。
（岡安 悟）●参考文献

Okayasu, S. et al., Tolerance of Spin-Seebeck Thermoelectricity against Irradiation by Swift Heavy Ions, Journal of Applied Physics,
vol.128, issue 8, 2020, 083902, 7p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2245

先端原子力科学研究3-5

重水クラスターの低エネルギー振動モードの解明－テラヘルツ・赤外吸収分光法と第一原理計算の活用－
（a）

（b）

（c）

2
'

Ar（最隣接）Ar（第二隣接）

図 3-9 アルゴン固体中の重水クラスターの最安定構造
第一原理計算により、Ar 固体内に形成した（a）2 量体、（b）3 量体、（c）4 量体の最安定構造を決定しました。クラスターに最隣
接の Ar 原子は実線、第二隣接の Ar 原子は破線で各々結ばれています。
テラヘルツ域
1

吸
光
度

2

2

2,3

3

2,3
2 3,4
5,6

3 3

3

4

赤外域

2

3
5,6 5,6

4
34
4

6

5

4

3

2

加熱温度
25 K
20 K
15 K
アニール前

波数（cm‑1）
図 3-10 重水クラスターのテラヘルツ・赤外吸収スペクトルの加熱温度依存性
試料加熱前と 15 K、20 K、25 K での加熱後に、8 K の温度で測定しました。図内の 1 〜 6 の数字は、対応する重水クラスターのサイズ（クラスター内の分子数）を示し、縦棒は吸光度のスケールを表します。横軸の波数は光の周波数に比例しており、
33 cm­1 〜 1 THz です。吸光度の増加は、対応する重水クラスターの量が増えたことを意味します。

水分子のナノサイズの凝集体（クラスター）は、「水素結合」の性質を解き明かす目的で、分光手法を用いて精力的に研究されています。しかし、赤外（IR）域に比べて低エネルギーであるテラヘルツ（THz）域のスペクトル測定例は極めて少なく、水分子二つから成る 2 量体についてさえ、THz 吸収と振動モードの対応づけは未決定でした。本研究では、
Ar 固体中に重水分子（D2O）のクラスターを生成した後に、THz・IR 吸収スペクトルを測定し、Ar 固体の効果を取り入れた第一原理振動計算の結果と合わせることで、2、3、4 量体の THz 吸
収ピークの由来を決定しました。
液体ヘリウムを用いて 8 K に冷却した金基板上に、
Ar と D2O の混合ガスを凝縮し、真空中で試料を作成しました。吸収スペクトルの測定には、IR 域と THz 域に対応する 2 種類の検出器を用いました。第一原理計算
では、Ar 固体中に生成した 2、3、4 量体の最安定構造と振動数を決定しました。図 3-9 に、得られた最安定構造を示します。
図 3-10 は、THz・IR 吸収スペクトルの測定結果です。
各吸収ピークはクラスターの特定の振動モードに由来●参考文献

し、吸収光の周波数がそのモードの振動数に等しくなります。3 量体以上の IR 吸収ピークに注目すると、試料の加熱温度が上がるとともに吸光度が増加しています。
これは、D2O の熱拡散によるクラスターのサイズ成長を意味します。IR 域と THz 域の吸収ピーク強度の加熱
温度依存性を比較し、さらに第一原理計算の結果と合わせることで、各 THz 吸収ピークが 2、3、4 量体のどの振動モードに由来するかを明らかにしました。
この成果は、氷や水の物性を特徴づける「水素結合ポテンシャル」の高精度決定に直結します。また、「大気における水分子のクラスター形成が温室効果を高めること」が近年分かってきており、本研究により得られた「THz
吸収強度のクラスターサイズ依存性」のデータは、水の温室効果の大きさを精密決定するという大気環境科学の一大テーマを解決する上で、不可欠な情報となります。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金若手研
究（No.JP18K14182）「テラヘルツ・赤外分光法を用いた水分子の核スピン転換機構の解明」の助成を受けたものです。
（山川 紘一郎）

Yamakawa, K. et al., Terahertz and Mid-Infrared Spectroscopy of Matrix-Isolated Clusters and Matrix-Sublimation Ice of D2O, The
Journal of Chemical Physics, vol.152, issue 17, 2020, 174310, 13p.

46

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

先端原子力科学研究

3-6

エキゾチックな Pc の正体を探る－コンパクトペンタクォークとハドロン分子が混在したハイブリット模型による解析－
バリオン

メソン

実験値

本研究の予言値

4550

コンパクト状態？

ハドロン分子？
π交換力

ペンタクォークのエネルギー

図 3-11 標準的なハドロン：バリオンとメソン
素粒子クォーク（q）からなるハドロンであるバリオン（qqq）とメソン（qq̅）の模式図です。q̅ は反クォークを表します。多くのハドロンはこの描像で大別することができ、陽子や中性子はバリオン、湯川秀樹（ノーベル物理学賞受賞）が予言したπはメソンの仲間です。

4521

4457

二つの状態の混合かも？

図 3-12 Pc ペンタクォーク構造の例：コンパクト状態とハドロン分子
五つのクォークから構成されると予想されるコンパクトペンタクォーク状態とハ
ドロン分子の模式図です。ハドロン分子はπ交換力などの力で束縛しています。
Pc はこれらの状態のどちらか、若しくは混合状態と考えられています。

近年、世界の大型加速器実験施設より、これまでの予想を超えたハドロンの観測報告が相次ぎ、その正体を探るべく活発な研究が行われています。ハドロンとは、原子核を作る陽子や中性子の仲間の総称で、現在までに数百種類が知られています。ハドロンはバリオンとメソンに大別され、それぞれクォーク三つやクォークと反クォークから成る単純な構造が考えられていました（図 3-11）。
ここでクォークは素粒子の仲間で、反クォークはクォー
クの反粒子を指します。
しかし近年、単純なメソンやバリオンの描像では説明できない「エキゾチックハドロン」が報告されています。
特に関心が持たれているのは欧州の加速器施設 LHC での実験で報告された“Pc”と呼ばれるハドロンです。この Pc は五つのクォークからなるハドロン（＝ペンタクォーク）と考えられています。ペンタクォークの候補は最初、兵庫県にある SPring-8 より Θ と呼ばれたものが報告されましたが、その後存在は確認されませんでした。LHC の Pc は初のペンタクォーク発見となるかもしれません。
標準ハドロンよりも構成クォーク数が多い Pc では、五つのクォークがどのようなハドロン構造を形成しているのか全く分かっていません。本研究の目的は、理論的に Pc 構造を記述する模型の構築を行い、その予言を実験値と比較することでその正体を探ることです。
これまでの研究では、五つのクォークが密集して束縛状態を作るコンパクトペンタクォーク（c5q）状態や、5 クォークがバリオンとメソンのクラスターに分かれ、

4462

4468

4450
4440

4415

4400

4350

4350

（MeV）

4312

4300

五つ集まるとどうなる？

4511

4500

4299

図 3-13 得られたペンタクォークの質量と寿命
実験値（■）と本研究の予言値（■）の比較です。
図中の■、■の中心位置はペンタクォークの質量を、高さは寿命の逆数に対応し、エネルギーの単位（メガ電子ボルト（MeV））で表現されています。
併記された数字はその質量の値を表します。

それらが分子のように緩く束縛したハドロン分子などの構造が提案されました（図 3-12）。先行研究ではそれら構造は独立に議論されてきました。しかし、c5q 状態は分裂してハドロン分子となること（またはその逆）ができ、この二つの状態は「混ざり合う」ことができます。
本研究ではこの混合に着目し、c5q 状態とハドロン分子が混合することを考慮したハイブリット模型を提案しました。ハドロン分子を構成するメソンとバリオンの間にはπメソン（図 3-11）を交換する π 交換力と呼ばれる力を考えます。この力は陽子と中性子の間に働くことで原子核を形成する重要なものとして知られています。
状態の混合（図 3-12）に着目したハイブリット模型
を用い、ペンタクォークのエネルギーを予言しました（図 3-13）。得られた予言値のうち三つは、Pc の質量・寿命の実験値と類似した値となりました。図中の矢印で結ばれたペアが対応する実験値と予言値になります。この結果より、Pc は c5q 状態とハドロン分子が混合した
エキゾチックな状態である可能性が高いことが分かります。本模型による解析では、これまでの実験データが示
す三つの Pc の他に、未知のペンタクォークが複数存在する可能性も予言されました。今後の実験による探索が期待され、また、それは本模型のさらなる検証にもつながります。Pc の構造を解明することは、「クォークの閉じ込め」と呼ばれる、この宇宙の物質が素粒子クォーク
からどのようにして形成されたか、という根本的な問題の解明につながることが期待されています。
（山口 康宏）●参考文献

Yamaguchi, Y. et al., Pc Pentaquarks with Chiral Tensor and Quark Dynamics, Physical Review D, vol.101, issue 9, 2020, 091502, 7p.

原子力機構の研究開発成果

2021︲2247

４ 原子力基礎工学研究
原子力科学の共通基盤技術を維持・強化して原子力利用技術を創出
１Ｆの廃止措置・
環境評価のための知識基盤を提供

原子力利用技術を創出
分離変換技術

軽水炉の安全性向上技術

知識基盤の提供

知識技術の提供課題

課題

原子力科学の共通基盤技術を維持・強化
データベースの整備と提供

分析・計測技術の開発と提供

産学官連携
・国際協力
・共同研究

現象のメカニズム解明

新燃料・新材料の研究開発

人材育成

シミュレーションコードなど解析ツールの開発と提供

図 4-1 原子力基礎工学研究の概要
原子力科学の共通基盤技術を維持・強化しています。さらに、東京電力福島第一原子力発電所（1F）の廃止措置等に知識基盤を提供するとともに、軽水炉の安全性向上技術、放射性廃棄物の有害度を低減させる分離変換技術などの研究開発も進めています。

原子力エネルギーの利用や放射線利用は、基礎となるデータベースやシミュレーション解析コードなどのツー
ル、分析技術、現象のメカニズムに関わる知識など共通基盤技術・知識基盤によって支えられています。私たちは常に新技術の創出と最新の知見や技術を取り込みながら研究開発を行い、産業界・大学・政府機関などに提供をしています。また、軽水炉の安全性向上技術や放射性廃棄物の有害度を減らす分離変換技術など新しい原子力利用技術の研究開発も行っています。本章では、近年の研究開発による成果を紹介します（図 4-1）。
原子核物理や医療分野での利用に向けて、重陽子による核反応を用いた新たな高エネルギー中性子源が提案されています。今回、従来の計算手法では十分に考慮されていなかった量子力学的効果を取り入れることで、重陽子による核反応断面積を精度良く予測する計算手法を開発しました。また、本手法の計算値を基に核反応データベース
JENDL/DEU-2020 を整備しました。これを利用すること
で様々な中性子源の設計が容易になり、高エネルギー中性子の利用が促進されることが期待されます（トピックス 4-1）。
核反応断面積などの原子核固有の情報を表す核データ
は、
原子力利用に欠かすことのできない知の基盤データです。
近年、注目されている機械学習を用いて核データを評価する手法を提案しました。本手法を用いることで高精度の評価値とその不確かさ情報を併せ持つ高品質の核データ
ベースの開発への貢献が期待できます（トピックス 4-2）。
東京電力福島第一原子力発電所で発生した燃料デブ
リの化学的状態の知見は廃炉工程を左右する重要な情報の一つです。今回、デブリの分析の手法として、極微量のサンプルや、強い放射線に対しても適用可能である顕微ラマン分光分析に注目しました。本手法を用いてウラン酸化物と過酸化水素との反応を測定したところ、2 種類のウラニル過酸化物が生成すること、その分布状態をミクロンオーダーで可視化できました。本手法を実デブリに適用することでデブリの性状把握への貢献が期待できます（トピックス 4-3）。
放射線被爆の線量評価においては、状況に合わせた
48

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

詳細な臓器線量評価が不可欠であり、これまで人体模型モデル等の整備・改良を進めてきました。近年において第一原理に基づいた計算コードの利用が増えていることから、最新の計算科学技術を用いて代表的な被爆条件に対する臓器線量を再評価しました。その結果、多くの臓器では 10％の範囲内で一致しており、現在の線量評価
推定が十分な精度を有することが分かりました。本成果により、より精度の高い線量評価システム構築への貢献が期待できます（トピックス 4-4）。
これまで、原子力事故時の放射性物質の大気拡散過程解析に用いてきた世界版緊急時環境線量情報予測システ
ム WSPEEDI は、高度な気象データを用いることから計算時間を要し、様々な条件の計算結果を比較検討する
ことは困難でした。今回、WSPEEDI による計算結果を即座に作成できる新たな計算手法となる大気拡散デー
タベースシステム WSPEEDI-DB を開発しました。本
手法を用いた様々な気象条件における大気拡散計算結果
は、モニタリングポスト計画の最適化や防災訓練への活用が期待できます（トピックス 4-5）。
高強度アルミニウムは、航空宇宙分野やスポーツ用品等で広く使われていますが、破壊現象の一つである水素脆化が知られています。今回、ナノスケールの実験観
察と電子状態計算から原子レベルの欠陥構造の挙動を予測し、水素が集積することで自発的剥破壊が生じることを明らかにしました。計算機による効率的な合金設計が可能であることから、我が国の製造業の発展に貢献することが期待されます（トピックス 4-6）。
高レベル放射性廃棄物の有害度を低減する加速器駆動システム（ADS）の陽子ビームによる材料損傷評価に必要な弾き出し断面積を初めて測定しました。また、最新の分子動力学モデルを原子力機構が中心となって開発している粒子輸送計算コード（PHITS）に組み込んだ計算結果は測定値と良い一致を示しました。本手法
により材料損傷評価の精度を向上できることから、高エネルギー加速器施設のさらなる安全性向上が期待できます（トピックス 4-7）。

原子力基礎工学研究4-1

高エネルギー中性子利用の促進に向けて－基礎科学や医療のための核反応データベースを開発－
1.5

4.0
陽子加速器
電子加速器

1.0

（1010/(MeV sr µC)）

中性子発生量︵相対値︶

重陽子加速器0.5

0.0

中性子発生量原子炉

05

10 15 20 25 30 35 40

中性子エネルギー（MeV）

実験値（縦棒 は実験誤差）

3.5

JENDL/DEU-2020参照
PHITS内蔵計算手法使用

3.0

重陽子エネルギー：40 MeV
標的：リチウム

2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0

0

5

10 15 20 25 30 35 40

中性子エネルギー（MeV）

図 4-2 種々の中性子源から得られる中性子のエネルギー分布（最大値を 1 に規格化、原子炉は 0.1 MeV 以上）
J−PARC 等の陽子加速器を用いた核破砕中性子源や原子炉、電子加速器から得られる中性子の多くは 10 MeV 以下です。一方、重陽子加速器を用いると 10 MeV 以上の中性子が多く得られます（実線はリチウムに 40 MeV の重陽子を衝突させた際の実験値）。

図 4-3 重陽子加速器を用いた中性子源のシミュレーション結果
実線は図 4−2 の実線に実験誤差を付与して表示したものです。破
線は JENDL/DEU−2020 のデータを参照してシミュレーション
ソフト PHITS で計算を行った結果です。点線は PHITS に内蔵されている核反応計算手法を用いて計算を行った結果です。

基礎科学から産業応用まで、中性子の利用は大きな広がりを見せています。その中で、原子核物理や医療、
核融合炉開発などの分野では、10 MeV 以上の高いエネ
ルギーを持った中性子が大量に必要とされはじめています。しかし、原子炉などを用いた従来の中性子源では、こうした要求を満足させる中性子を供給することはできません（図 4-2）
。そこで、10 MeV 以上の中性子を効率良く得るための新たな中性子源として、陽子一つと中性子一つからなる粒子である「重陽子」による核反応を用いたものが提案されています。
利用目的に応じた様々な仕様の中性子源を設計し、その性能を検討するには、重陽子を標的に衝突させた際に発生する中性子の量を様々な条件（重陽子の運動エネル
ギー、標的物質の種類など）で精度良く予測できなければなりません。しかし、後述するように、従来のシミュ
レーションソフトでは信頼性の高い予測ができませんでした。これはシミュレーションソフトに内蔵されている
核反応計算手法が、重陽子の持つ量子力学的な波としての性質を十分に取り入れておらず、物質を構成している原子核と重陽子が反応する確率（重陽子反応断面積）を精度良く予測することができないためです。
本研究では、量子力学的効果を考慮した複数の理論モデルを物理的な整合性を保ちつつ組み合わせることで、重陽子反応断面積を予測する新たな計算手法を開発しました。さらに、中性子源の設計に適用できるよう、本計算手法による重陽子反応断面積の予測値をシミュレー
ションソフト内で参照できるデータ形式にまとめ、重陽子加速器を用いた中性子源設計用の核反応データベース
JENDL/DEU-2020 として整備しました。
JENDL/DEU-2020 を用いたシミュレーションの精度
検証結果の一例を図 4-3 に示します。図の通り、重陽子
反応断面積として JENDL/DEU-2020 のデータを用いることで、シミュレーションソフトに内蔵の核反応計算手法
から求めた重陽子反応断面積を用いた場合よりも実験値の予測精度が大幅に向上しています。また、これ以外の条件においても同程度の予測精度の向上が確認できました。
JENDL/DEU-2020 を使用することで、シミュレー
ションの信頼性が大きく向上します。これにより、経験や実測に依存せずに中性子源の設計や運用が可能になり、今後、基礎科学や医療、材料開発など幅広い分野において高エネルギー中性子の利用が促進されることが期待されます。
本研究の一部は、日本学術振興会科学研究費補助金
若手研究（No.JP19K15483）「低エネルギー重陽子核反応の高精度計算とそれに基づく小型中性子源の検討」の助成を受けて実施しました。
（中山 梓介）●参考文献

Nakayama, S. et al., JENDL/DEU-2020: Deuteron Nuclear Data Library for Design Studies of Accelerator-Based Neutron Sources,
Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 7, 2021, p.805-821.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2249

原子力基礎工学研究4-2

機械学習を用いた核反応データ評価手法を提案－高品質な高エネルギー核反応データベースの開発に貢献－

不確かさ

理論モデルによる解析値
提案手法による評価値
評価値の不確かさ
実験値︵１標準偏差︶nat Si(p,X) 22 Na反応

（a）

（mb）

（b）

相関係数

入射陽子エネルギー

（mb）

（MeV）

入射陽子エネルギー（MeV）
入射陽子エネルギー（MeV）

図 4-4 理論モデルによる natSi(p,X)22Na 反応断面積の解析値と提案手法による評価値の比較
最新の理論モデルでも、高エネルギーの核反応断面積の実験値を予測することは困難です。

図 4-5 提案手法により得られる natSi(p,X)22Na 反応断面積評
価値の不確かさ情報（（a）1 標準偏差、（b）相関係数行列）
標準偏差により、それぞれのエネルギー点における断面積評価
値の不確かさが分かるだけでなく、相関係数により、エネルギー
間の断面積の関係の強弱も把握することができます。

核反応断面積などの原子核固有の物理量を表す核
データは、原子力の研究開発をはじめ、放射線を利用した医療分野や放射線環境下における被ばく線量評価・半導体装置の開発で欠かすことのできない知の基盤データです。これらの核データは、これまで世界各地の研究機
関で取得された膨大な実験データをもとに核反応理論モデルや経験式を駆使して評価され、評価済み核データラ
イブラリと呼ばれる核反応データベースとして整備されています。先人の英知と多大な努力により、核データの品質は向上してきましたが、それでもなお、理論モデル
や経験式では説明できない物理量に対しては、評価値と実験結果との間に乖離が存在し、これを解決する新たな評価手法の確立が期待されてきました。
近年、ニューラルネットワークや深層学習をはじめとする種々の機械学習技術が注目され、様々な研究分野で応用されています。私たちは、これらの機械学習のテクニッ
クの中で、ガウス過程回帰と呼ばれる手法に着目し、これを応用して核データを評価する手法を提案しました。
ガウス過程回帰はベイズ統計に基づく機械学習法の一つで、提案手法は、実験誤差情報を含んだ実験デー
タを学習することで、任意のエネルギー点における断面積などの物理量を、不確かさを含めて評価することができます。図 4-4 は、半導体素子の材料として使われるケイ素原子核（natSi）と高エネルギー陽子との核反応（natSi(p,X)22Na 反応）で生成されるナトリウム 22（22Na）の核種生成断面積に対する、提案手法による評価値と最新の理論モデルによる解析値との比較を示したものです。10 MeV を超える高エネルギー核反応では、最新の理論モデルでも断面積を精度良く予測することは困難でしたが、提案手法では、断面積を実験データから帰納的に推定するため、実験値との大幅な乖離を生じることなく断面積を評価することができます。
図 4-5 は、提案手法によって得られた natSi(p,X)22Na
反応断面積の不確かさの情報を示したものです。この図のように、従来手法では評価することができなかった高エネルギー核反応に対する断面積評価値の不確かさの情
報を視覚的にとらえることが可能になりました。この特長を利用して、核データの精度向上の観点から効果的な実験を議論することができるとともに、核データを利用した研究開発分野で、被ばく線量や放射線損傷量などの評価値に対する核データに起因する不確かさを推定することも可能です。
提案した手法を、理論モデルによる予測が困難な高エネルギー核反応に対する核データ評価に用いることで、従来手法では実現できなかった高精度の評価値とその不確かさ情報を併せ持つ高品質な高エネルギー核反応デー
タベースの開発に貢献することが期待されます。
（岩元 大樹）●参考文献

Iwamoto, H., Generation of Nuclear Data Using Gaussian Process Regression, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.57,
issue 8, 2020, p.932-938.

50

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

原子力基礎工学研究4-3

燃料デブリの化学状態を明らかにする－顕微ラマン分光法の適用可能性－

シュトゥット（Studtite）

Ｙ座標

ラマン強度

データ
フィッティング
シュトゥットメタシュトゥット

多（µm）

780 800 820 840 860 880 900
ラマンシフト（cm‑1）
Ｙ座標

メタシュトゥット
（Metastudtite）（µm）

0.4

光学顕微鏡画像

（µm）

0.2
0

Ｙ座標

メタシュトゥットの量0.6

少Y coordinate /μm

図 4-6 過酸化水素水に浸漬した U3O8 のラマンスペクトル測定結果の例
2 種類のウラニル過酸化物（シュトゥット: [(UO2)(O2)(H2O)2](H2O)2とメタシュトゥット : (UO2)(O2)(H2O)2）が観測されました。

0

0.2

0.4

0.6

シュトゥットの量

X座標（µm）

図 4-8 シュトゥットの生成量を横軸にメタシュトゥットの生成量を縦軸にプロットした散布図
2 種のウラニル過酸化物の生成量の間に相関がないことから、これらの化合物はそれぞれ独立に生成したことを示唆しています。

図 4-7 U3O8 表面上に生成した 2 種類のウラニル過酸化物の分布と光学顕微鏡画像
メタシュトゥットよりもシュトゥットの方が優勢的に生成したことを示しています。

東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料
デブリは、核燃料と構造材などが溶け混ざり冷え固まって生成した未知の複雑な固体物質であると考えられます。
燃料デブリがどの様な化学物質から成り立っているかなどの化学的状態の知見は、今後の炉内からの取出しや、デブリの保管、処理・処分などの廃炉工程を左右する重要な情報の一つになると考えられます。しかしながら燃料デブ
リの化学的状態を明らかにする方法は定まっていません。
そこで本研究では、詳細な化学状態の分析を行うことができる、顕微ラマン分光法の利用に着目しました。顕微ラマン分光法は、対物レンズを通してレーザー光を試料に照射し、散乱する光の分光・検出により試料の振動構造情報を得る測定法です。測定には試料の前処理の必要がなく、さらには、極微少量のサンプルに対しても行うことができるため、高い放射能を持つ燃料デブリの測定を安全で簡単にできる可能性が高いことが大きな特徴です。
燃料デブリは、炉内で水と接触しているため水の放射線分解により発生した過酸化水素などと反応して、事故直後とは異なった化学的状態にあると予想されます。
本研究では、この燃料デブリの経年変化を踏まえた分析を将来可能とすることを見据えて、基礎的なウラン酸化物の一つである U3O8 が過酸化水素と反応して変化した様子を顕微ラマン分光法により観測しました。
ラマン測定の結果、過酸化水素との反応により U3O8

表面にシュトゥットとメタシュトゥットという水和数の異なる 2 種類のウラニル過酸化物が生成したことが明らかになりました（図 4-6）
。また、これらの生成物の試
料表面における分布を観測したところ、メタシュトゥッ
トよりもシュトゥットの方が優勢的に生成したことが分かりました（図 4-7）
。さらに、シュトゥットとメタシュ
トゥットの生成量の間に相関が観測されなかったことから（図 4-8）、これらの 2 種類のウラニル過酸化物はそ
れぞれ独立に生成したと示唆されます。
ウラニル過酸化物は、使用済核燃料や UO2 の酸化反応によっても生成することが知られています。また最近では、より実際の燃料デブリに近い、ウラン - ステンレス鋼- ジルコニウム系の模擬デブリとの反応でも生成することが分かってきています。したがって、実際の燃料デブリ
でもウラニル過酸化物が生成している可能性があり、ウラニル過酸化物を分析することにより燃料デブリの経年変化に関わる情報が得られると考えられます。さらに、
顕微ラマン分光法はウラニル過酸化物以外の化合物も分析可能であるため、複雑な混合物と考えられている燃料
デブリの正確な性状把握に貢献すると期待されます。
本研究は、原子力機構「英知を結集した原子力科学
技術・人材育成事業」（JPJA18P18071886）の助成を受けたものです。
（日下 良二）●参考文献

Kusaka, R. et al., Distribution of Studtite and Metastudtite Generated on the Surface of U3O8: Application of Raman Imaging Techniqueto Uranium Compound, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 6, 2021, p.629-634.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2251

原子力基礎工学研究

4-4

最新の計算科学を用いて原爆被爆者の線量を再評価－日米共同研究の成果によりさらに精度の高い疫学調査が可能に－
共同研究

共同研究

研究とりまとめ、データ提供
共同研
究

成人・小児人体模型開発

妊婦人体模型開発

計算実施、臓器線量データセット整備
図 4-9 本研究の実施体制
放射線影響研究所が研究のとりまとめ及びデータ提供を行い、米国国立がん研究所が成人・小児人体模型の開発、フロリダ大学が妊婦人体模型の開発、原子力機構が線量計算及び臓器線量データセットの整備を担当しました。

10.0%

子宮

甲状腺

精巣

胃

膵臓

卵巣

肺

肝臓

結腸

水晶体

胸

脳

膀胱

‑20.0%

骨髄‑10.0%

骨内膜

0.0%

全臓器平均

本研究と現行システムによる計算結果の差分

20.0%

図 4-10 代表的な被爆条件に対して本研究と現在使われている線量推定システムで計算した臓器線量の差分
数値が大きいほど、本研究で計算した結果の方が大きいことを意味します。

原爆被爆者の健康影響に対する疫学調査結果は、国
際放射線防護委員会が放射線防護に関する勧告を策定す
る際、最も重要な基礎データとして利用されています。
その疫学調査には、各人の被爆状況に合わせた詳細な臓
器線量評価が不可欠となり、放射線影響研究所が中心となって原爆被爆者線量推定システムを数十年にわたって整備・改良してきました。そのシステムでは、計算した光子や中性子の強度から被爆者の臓器線量を推定するために、1980 年代に開発された三つの年齢群に対する数式人体模型と、当時の計算機性能でも動作可能な近似式を多く含む放射線挙動解析コードが採用されています。
しかし、近年の放射線防護研究や医学物理計算では、近似を使わない第一原理計算に基づいて個々の放射線挙動を追跡する計算コードや CT 画像などから構築した詳細な人体模型の利用が増えてきており、原爆被爆者の臓器線量推定システムでもそれら最新の計算技術を用いた再評価が望まれていました。
このような背景から、私たちの研究グループでは、
図 4-9 に示す日米共同研究体制を確立し、最新の計算科学技術を用いて代表的な被爆条件に対する臓器線量を再評価しました。具体的には、① 1945 年の日本人標準体型に調整した成人男女及び年齢別小児男女に対する人体模型の開発、② 1945 年の典型的な日本人標準体型に●参考文献調整した在胎週別妊婦に対する人体模型の開発、③それら人体模型と原子力機構が中心となって開発を進める最新の放射線挙動解析コード PHITS を組み合わせた代表
的な被爆条件に対する臓器線量計算、④様々な照射条件に対する臓器線量データセットの整備を実施しました。
代表的な被爆条件に対して、本研究と現在使われている線量推定システムで計算した臓器線量の差分を
図 4-10 に示します。図より、多くの臓器に対して、両者は 10％の範囲内で一致することが分かります。これは、現在の線量推定システムが様々な近似を導入しているものの十分な精度を有していることを改めて示した結果と言えます。一方、結腸や骨髄に対しては、両者は最大で約± 15％の差があることが分かりました。これは、臓器形状を精緻に再現し、より近似の少ない放射線挙動
解析コードを採用した効果と考えられます。今後は、本研究成果を原爆被爆者線量推定システムに取り込み、より精度の高い疫学調査や、それに基づくリスクモデルの更新を予定しています。
本研究は、放射線影響研究所との共同研究「原爆被爆者に対する被ばく線量計算手法の開発に関する共同研
究」の成果の一部です。
（佐藤 達彦）Sato, T. et al., Dosimetric Impact of a New Computational Voxel Phantom Series for the Japanese Atomic Bomb Survivors: Methodological
Improvements and Organ Dose Response Functions, Radiation Research, vol.194, issue 4, 2020, p.390-402.

52

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

原子力基礎工学研究4-5

放射性物質の様々な条件の大気拡散計算を高速化－大気拡散データベースシステム WSPEEDI-DB を開発－
事前実行

放出条件設定従拡散解析開始

来
手

ケース1

拡散計算

法

気象計算

放出点事前設定
放出期間分割・単位放出
沈着特性の代表5核種＊
放射性壊変なし

手

拡散計算

ケース3 ・・・

ケース1 ケース2
濃度・沈着量
データベース＊ヨウ素（無機ガス、有機ガス、粒子）、

その他粒子（Cs等）、希ガス

約12時間

濃度
沈着量
線量

拡散計算

放出期間、核種、放出率

拡散計算

規

ケース2

放出条件設定

気象計算

新

法

大気拡散の
100ケースの計算時間
計算結果 （例）

放出点、放出期間、核種、放出率

時間100倍以上
短縮

大気拡散の
計算結果

約5分

ケース3 ・・・

拡散分布解析

データベースへの放出条件適用濃度
沈着量
線量

図 4-11 新規開発の計算手法（下段）と従来手法（上段）の比較
従来手法では放出条件ごとに必要であった拡散計算の実行を、新規手法では不要としました。試験計算では、1 ケース約 7 分必要であった放出から 1 日後までの計算が、新規手法では 3、4 秒で終了するなど、100 分の 1 以下の時間で計算結果を得ることができました。
気象庁
数値予報データ

WSPEEDI-DB

オンライン定期取得

計算機能

自動実行

気象モデル
局地域詳細気象場予測
自動実行
拡散モデル
単位放出の拡散計算

放出条件設定機能
放出率時系列■ 設定・処理実行■ 結果出力（可視化）
水平分布図

時系列グラフWebブラウザによる操作

拡散分布解析機能

拡散計算出力放出期間分割（1時間毎）
×放出高度（スタック、建屋）の全ケース単位放出
計算の出力データベース

利用者
Web-GUI

解析機能

濃度、沈着量、降下量、空間線量率の時間空間分布（例）沈着分布（例）大気中濃度の時間変化

図 4-12 WSPEEDI-DB システムの構成と計算の流れシステムの計算機能により大気拡散計算出力のデータベースを作成し、解析機能によりこのデータベースに対して放出条件を適用して計算結果を作成します。計算結果は様々な図形を作成して可視化します。これらの機能は Web ブラウザを用いて簡便に操作できます。

中央防災会議の防災基本計画では、国は、地域防災
計画・避難計画の具体化・充実化に当たって地方公共団
体が大気拡散計算を活用する場合には、専門的・技術的観点から支援を行うものとされています。これに貢献す
るには、これまで原子力事故時の放出源情報の推定や大気拡散過程の解析等に用いてきた、世界版緊急時環境線
量情報予測システム WSPEEDI による詳細な大気拡散計算結果を効率的に提供する必要があります。しかし、
WSPEEDI の高度な数値モデルは計算時間を要するた
め、気象条件を含む様々な条件の計算結果を比較検討す
るような利用は困難でした。
そこで、WSPEEDI による様々な条件の計算結果を即座に作成できる新たな計算手法（図 4-11）を開発しました。この手法では、原子力施設など放出地点が定まっている場合、放出期間、放出核種、放出率を特定しない
計算結果のデータベースを事前に作成しておくことにより、放出源情報を設定するだけでその条件に基づく予測
結果を即座に得ることができます。具体的には、放出期間を一定間隔で分割した各期間について単位放出条件（1 Bq/時）の大気拡散を計算し、全放出期間ケースの結果を保存します。放射性核種は、拡散挙動が類似する
5 グループに分け、その代表 5 核種についてのみ放射性壊変がない条件で計算して、後から核種ごとの壊変率を適用することで任意の核種に対応できます。
この計算を、
毎日の気象データ更新に合わせて定常的に実行して過去から数日先までの連続的なデータベースを整備しておきます。これに分割期間ごとの放出条件を適用した計算結果を全放出期間で合算することで、任意の放出条件に対する計算結果を作成できます。さらに、各種機能を簡便に操作できるインターフェイスを整備し、大気拡散データ
ベースシステム WSPEEDI-DB（図 4-12）を開発しました。この WSPEEDI-DB により作成できる過去の気象条件に対する様々な仮想放出条件の計算結果は、モニタリング計画の最適化や、模擬モニタリングデータ作成及び緊急時対策で想定すべき事象の把握等の防災訓練への活用が考えられます。その一例として、島根原子力発電所周辺の 1 年間の計算結果を用いてモニタリングポスト配置の有効性を評価したところ、現状の配置は、非降水時は空間線量率の空間分布把握に有効だが、降水時はモニタリ
ングポストで把握できない高線量地域が想定され、その把握には機動的測定が有効であることを提示できました。
本研究は、島根県原子力環境センターとの共同研究「緊急時モニタリングにおける大気拡散シミュレーショ
ンの活用に関する研究」（平成 28 ～令和元年度）で実施された内容を含んでいます。
（寺田 宏明）●参考文献

Terada, H. et al., Atmospheric-Dispersion Database System that Can Immediately Provide Calculation Results for Various Source
Term and Meteorological Conditions, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.57, issue 6, 2020, p.745-754.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2253

原子力基礎工学研究

4-6

高強度アルミニウム合金の自発的破壊現象の解明－水素でアルミニウムがもろくなる原因の解明と、計算科学による高強度合金設計－
（b）

（a）

擬へき開破壊2 µm

200 µm

（c）

10 26

0.7

１ 原子当たりの結合エネルギー

（b）
10 25

粒界

水素
微細粒子
転位

空孔

ポア

水
素
分
配

10 24
10 23
10 22
10

21

10

20

（atomH/m 3）10 19
1017

結晶中 空孔 刃状 らせん 粒界 粒子 ポア
転位 転位
界面

単位面積当たりの水素偏析（atom/nm2）
10.0
20.0
結合エネルギー
凝集エネルギー

0.6
0.5

30.0

自発的剥離
水素分子形成

0.3
0.2
0.0

1.50
1.25
1.00
0.75

0.4

（eV） 0.1

10 18

0.0

0.50

粒界

0.25

転位

H0 H1

0.00
H2

H3

H4

H5

H6

水素の数

H8 H10 H12 H14 H16‑0.25

界面凝集エネルギー

（a）

微細粒子

図 4-13 水素の欠陥への分配と自発的剥離現象の計算
高強度アルミニウム合金は擬へき開破壊と呼ばれる破壊形態を持つことが知られています。
（a）シンクロトロン X 線トモグラフィー
による破壊形態の三次元イメージと（b）低加速走査型電子顕微鏡による破壊した面の観察によって、擬へき開破壊を生じる破面には無数のナノスケールの微細粒子が存在しアルミニウムと微細粒子の界面で剥離が生じていることが分かります。

（J/m2）

結合力の喪失図 4-14 実験による破壊現象の観察（a）アルミニウム合金中の欠陥構造、（b）それぞれの欠陥構造ごとの水素分配、（c）水素集積による結合エネルギーと界面凝集エ
ネルギーの変化を示します。水素は欠陥の中でも微細粒子との界面によく集まることが分かります。さらに、たくさんの水素が飽和することなく集まり、一定の濃度を超えると界面の結合力がゼロより小さくなり、自発的剥離を生じることが分かります。

アルミニウム合金は、航空宇宙分野や、鉄道車両、ス
ポーツ用品などに広く使われてはいるものの、水素脆化と呼ばれる水素が関係する破壊現象のため、さらなる高性能化が阻まれていました。近年、軽量かつ高強度な炭素繊維複合材料（CFRP）が航空機などの新たな構造部材として使われるようになっていますが、製造・加工・修理のコストと信頼性の観点から金属材料のニーズは高く、軽量で高強度なアルミニウム合金の開発が期待されてきました。
高強度アルミニウム合金は、材料中の水素によって割れを誘発する構造材料に好ましくない特性を持っています。そこで、水素によって誘発される破壊挙動の特徴を捉えることを目的に、高分解能電子顕微鏡や大型シンク
ロトロン放射光施設を用いて、アルミニウム破壊挙動の
4D 観察を行ってきました。これらのナノスケールの実験観
察から材料中の原子レベルの欠陥構造の挙動を予測することで、これらの欠陥構造に水素を含む状態を、原子モデルを用いて再現する枠組みを開発し、電子状態計算によって欠陥構造と水素の関係、さらには破壊に至るプロセ
スを明らかにすることを目的として研究を進めてきました。
図 4-13（a）は、シンクロトロン X 線トモグラフィー
によって得られた高強度アルミニウム合金の破壊後の破面を見た三次元イメージです。この破面は擬へき開破面と呼ばれ、金属材料でよく観察される破壊形態とは異なり、水素が存在することによって形態が変化して割れやすくなることを示しています。同じ試料の破面を、低加速走査型電子顕微鏡を用いてさらにミクロスケールで見たものが図 4-13（b）になります。破面には高強度化のために析出させたナノスケールの MgZn2 微細粒子が存在し、アルミニウムと微細粒子の界面で剥離が生じていることが明らかになりました。
●参考文献

次に、水素が偏析する傾向を調べるために、原子モデルに基づく電子状態計算によって、実際に材料中に存在する全ての欠陥構造に対して水素が集まる可能性を検討しました。図 4-14
（a）
と
（b）
には、合金中に存在する欠陥構造の模式図と計算によって評価された合金中の水素分配を示しています。材料中には、
一般に、
空孔、
転位、
粒界などの欠陥が存在し、加えて、対象とする高強度ア
ルミニウム合金では微細粒子が存在していますが、今回の計算からこれまで水素が集まらないといわれていた微細粒子との界面によく集まることを明らかにしました。
図 4-14（c）には多数の水素が集積した際の界面における結合エネルギーと界面凝集エネルギーの変化を示しています。
（結合エネルギーは高いほど水素が界面に集まりやすいことを示しており、凝集エネルギーは界面における接着力を示す破壊現象に関連した指標です。
）その結果、界面には多数の水素が集まりやすく、水素分子が形成されながら集積し続けることが分かりました。
さらに、多数の水素の集積によって界面の凝集エネルギーは低下
していき一定の量に達した時点でゼロになります。
このように、水素は界面で飽和することなく安定的
に集積し、
その結果、
界面の接着力が喪失することによって自発的剥離を生じていることが分かりました。微細粒
子はアルミニウム合金の高強度化には不可欠ですが、解析によって水素を集めやすく、割れを促進することが明らかになりました。計算機による合金設計では、効率的な合金開発への応用が可能であることから、我が国の製造業の発展に貢献することが期待されます。
本研究は、科学技術振興機構戦略的創造研究推進事業（CREST、JPMJCR1995）及び産学共創基礎基盤研究
プログラム（Project 20100114）の支援を受けたものです。
（都留 智仁）

Tsuru, T. et al., Hydrogen-Accelerated Spontaneous Microcracking in High-Strength Aluminium Alloys, Scientific Reports, vol.10,
2020, 1998, 8p.

54

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

原子力基礎工学研究4-7

陽子ビーム照射で材料はどの程度損傷するのか？
－高エネルギー陽子ビームを用いる加速器駆動システムの安全に貢献－

107

弾き出し断面積

ム
ビー
陽子

鉄

Jung＊
本研究

106
105
104

（×10‑24 cm2）103

PHITSによる計算
NRTモデルarcモデル

約2倍

良い一致

102 2
10 103 104 105 106 107 108 109

陽子エネルギー（eV）
ビーム窓

鉛・ビスマス

図 4-16 鉄の弾き出し断面積の実験値と計算値の比較
ADS で重要な鉄について、10 MeV 以上のエネルギー領域で過去に測定例がなく、今回、世界で初めてこのエネルギー領域の実験
データを取得しました。

図 4-15 原子力機構が提案する加速器駆動システム（ADS）の概要
陽子ビーム導入部にあたる鉄鋼製の「ビーム窓」は ADS の成立性を左右する主要機器ですが、その放射線損傷評価に必要な弾き出し断面積の実験データがありませんでした。

原子力発電に伴い発生する高レベル放射性廃棄物を効率的に減容し、有害度を低減する核変換を目的とした加速器駆動システム（ADS）の実現に向け、原子力機構では研究開発を進めています。ADS では、図 4-15に示す数十億電子ボルトの高エネルギー陽子ビームの導入部「ビーム窓」に鉄鋼を、また加速器の電磁石には銅を用います。ビーム窓などの材料に陽子ビームが入射す
ると原子の弾き出しが起こり、放射線損傷により材料が劣化します。原子あたりの弾き出し数は、陽子ビームの強度（陽子束）に原子の弾かれやすさ（弾き出し断面積）を乗ずることにより計算されますが、弾き出し断面積の実験データは数少なく、特に ADS で重要な数十億電子
ボルト（数 GeV）のエネルギー領域における鉄については測定例がなく、計算に用いるモデルの妥当性の評価ができませんでした。
本研究では、ADS で重要な鉄と銅の弾き出し断面積
を J-PARC の加速器を用いて測定しました。この測定
では、金属の格子中に損傷が生じると電子の流れが阻害され、電気抵抗が高くなる性質を利用しました。一度生成した損傷が熱運動により回復するのを防ぐため、-269 ℃（4 K）程度に冷却した試料に陽子ビームを入射し電気抵抗の増加を観測しました。この実験により、世界で初めて GeV エネルギー領域における鉄の弾き出し断面積を取得しました。
次に、原子力機構が中心となり開発を進めている粒子輸送計算コード PHITS に原子の弾き出しモデルを組
み込み弾き出し断面積を計算し、取得した実験値と比較しました。これまで弾き出し損傷評価に用いられてきた計算モデル（NRT モデル）による計算値は、1 千万電
子ボルト（10 MeV）以下の陽子に対する実験値と比較的良い一致を示すことが知られていましたが、図 4-16に示すように GeV のエネルギー領域では計算値は実験
値の約 2 倍であり、NRT モデルには問題があることが明らかになりました。そこで、最新の分子動力学法に基づく材料損傷モデル（arc モデル）を PHITS コードに組み込み、弾き出し断面積を計算した結果、計算値は実験値と良い一致を示し、より高い精度で材料の損傷評価が行えるようになりました。
本研究で行った弾き出し断面積測定と材料損傷モデ
ルの精度確認により、ADS のみならず広く J-PARCのような高エネルギー加速器施設で使われる材料の損傷評価精度が向上し、さらなる安全性向上につながるものと期待しています。
本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業（No.JPMXD0216815810）「J-PARC を用いた核変換システム（ADS）の構造材の弾き出し損傷断面積の測定」で実施した成果です。
（明午 伸一郎）＊

Jung, P., Atomic Displacement Functions of Cubic Metals,
Journal of Nuclear Materials, vol.117, 1983, p.70-77.

●参考文献

Matsuda, H., Meigo, S. et al., Measurement of Displacement Cross-Sections of Copper and Iron for Proton with Kinetic Energies in
the Range 0.4 - 3 GeV, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.57, issue 10, 2020, p.1141-1151.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2255

５ 中性子及び放射光利用研究等
幅広い科学技術・学術分野における革新的成果の創出を目指して
原子力機構では、科学技術基本計画に基づき中性子利用研究や放射光利用研究を通して科学技術イノベーションの創出を促し、科学技術・学術の発展や産業の振興に貢献することを目指しています。そのため、高性能汎用
研究炉 JRR-3 や大強度陽子加速器施設 J-PARC、大型放射光施設 SPring-8 のビームライン等を活用して、中性子施設・装置の高度化や、中性子・放射光を利用した
原子力科学、物質・材料科学を先導する研究開発を行っています。
（1）J-PARC センターでの研究開発
J-PARC は、リニアック、3 GeV シンクロトロン、
メインリングシンクロトロンの三つの陽子加速器と、中性子、ミュオンを用いて物質・材料研究に関する実験を行う物質・生命科学実験施設（MLF）、K 中間子等を用いた原子核・素粒子実験を行うハドロン実験施設及びニュートリノを発生させるニュートリノ実験施設から成り、国内外の利用に供しています。
加速器においては、目標である陽子ビーム出力 1 MW
での安定運転を目指したビーム調整試験と機器の高度化が進められました。特筆すべきは、1 MW で 38 時間の連続運転を稼働率 90% 以上で実施できたことです。この成果により、設計値である 1 MW での安定運転の目途を立てることができました。より長期間の連続運転のために、3 GeV シンクロトロンのビームの荷電変換入射に使用している炭素薄膜の消耗度合いをオンラインで計測できるシステムを構築しました。これにより、炭素薄膜が破損する前に予防保全的に交換することが可能となり、稼働率のさらなる向上が期待できます（トピックス 5-1）。
2020 年度、MLF では年間を通して 600 kW で大強度のビームを利用者に安定供給しました。新型コロナウイ
ルスの感染拡大に伴い、計画した 7.2 サイクル（159 日）の運転を調整して 144 日の運転を行い、中性子実験装置
21 台とミュオン実験装置 2 ラインを運用する中で、物質科学、材料科学等にかかわる幅広い実験を実施しました。
中でも、工学材料回折装置「匠」（BL19）（図 5-1）では、建設機械や自動車、核燃料キャスクなどの部品に広く使われている鋳鉄が、過酷な環境下を模擬して繰り返し引張・圧縮変形させると、強度が増加するメカニズムを明らかにすることに成功しました（トピックス 5-2）
。また、
中性子ビーム実験の高度化では、高エネルギーから低エ
ネルギーまでの幅広いエネルギーを持つ中性子ビームを一度に偏極するためのヘリウムガスを用いた高性能中性子
スピンフィルターの開発と利用研究を推進しました。特に、中性子核反応測定装置「ANNRI」（BL04）ではこれまで不可能であった 1 eV 程度のエネルギーを持つ中性子を偏極することに成功し、139La 原子核の偏極吸収に伴う
γ 線角度相関を初めて測定しました（トピックス 5-3）。
この他にも、この技術は、磁性体の磁気構造解析や物質中の水素位置の決定、基礎物理実験などに応用され始めており、今後様々な科学的な成果が得られることが期待
されます。
56

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

ラジアルコリメータ
南側検出器バンク北側検出器バンク
試料スリット試料テーブル

図 5-1

J-PARC MLF 工学材料回折装置「匠」（BL19）（2）中性子や放射光を利用した研究開発
物質科学研究センターは、中性子や放射光を用いた先端測定技術を開発・高度化し、幅広い科学研究・開発分
野における革新的成果・シーズの創出を目指しています。
2020 年 度、 中 性 子 利 用 研 究 で は、 金 属 磁 性 体
Mn3RhSi に見られる短距離磁気秩序相が常磁性領域とは相分離した状態で、高温まで維持されることを明らかにしました（トピックス 5-4）
。この現象が見つかったのは今回が初めてですが、金属磁性体に普遍的に存在する可能性があり、伝導電子スピンの振る舞いについて新しい側面を捉えた研究です。また、社会に広く応用できる研究例として、牛や豚の廃棄骨を安価な吸着剤として利用する技術開発でも成果を得ました（トピックス 5-5）。これは、動物の骨が金属を取り込むことを利用したもので、その金属吸着の鍵は炭酸アパタイトに含まれる炭酸であることを突き止めました｡ それを利用して、簡単な処理を施すことでストロンチウムやカドミウムに対して既存の吸着剤の数十倍から数百倍もの高い吸収性能を持つ材料を作成することができるようにしたものです。放射性物質はもちろん、有害な重金属の除去にも応用可能な技術です。
なお、2021 年度から JRR-3 の供用を再開するのに合わせ、上記のような価値ある成果を JRR-3 で生み出すべく、中性子実験装置や利用環境の整備等も進めました。
放射光利用研究では、機能性材料として注目されているグラフェンの酸素原子の透過性について報告しています（トピックス 5-6）
。グラフェンは炭素原子一層分の厚みを持つ薄膜ですが、水素以外の気体分子をほぼ透過させない「ガスバリア性」を有しています。ところが、高速の酸素分子は、グラフェンを非破壊で透過することを世界で初めて発見しました。この成果は、新しい機能を持った保護膜の開発へと発展することが期待されます。また、高性能なスピントロニクスデバイスを実現する候補材料として強磁性半導体が注目されており、その磁気秩序の形成メカニズム解明のため、磁性を担う元素の電子軌道状態を詳細に調べました（トピックス 5-7）。
これは長年にわたる強磁性発現メカニズムの論争の決着に大いに寄与するものです。この成果は、新規強磁性半導体の性能向上の鍵であり、既に極低温では実証されている次世代スピントロニクスデバイスの室温動作実現に向けた指針を与えるものです。

中性子及び放射光利用研究等

5-1

大強度陽子ビームの安定運転に向けて－入射用薄膜の状態監視装置の開発－
CT：電流モニタ

入射ダンプ

第三薄膜

第二薄膜

入射
（H‑）
ビーム

H+
H‑
H
H+

―

H0
H‑

H‑
0

H‑ 粒子の割合
H0粒子の割合
薄膜の厚み

薄膜の厚み

第一薄膜
（入射合流点）▲ダンプに廃棄した ︑ の全入射粒子数に対する割合

MWPM：マルチワイヤプロファイルモニタ（µg/cm2）

（％）

H

+

H+

四極電磁石

入射用電磁石

四極電磁石

測定日時

図 5-2 3 GeV シンクロトロンの荷電変換入射方式概念図
左上から入ってきた入射 H‑ ビームは、第一薄膜を通過すること
で電子二個が取れて陽子（H+）に変換され、周回軌道（赤線）に合流します。周回陽子ビーム（H+）と入射（H‑）ビームは磁石によって逆に曲がるため、同じ磁石を使って第一薄膜上で重ねることができます。重なった状態で入射 H‑ は陽子に変換する
ので、周回ビームに何度も重ねて入射することができます。変
換しきれず残った H‑ や H0 は、第二、第三薄膜によって陽子に変換され、入射ダンプに導かれ廃棄されます。

図 5-3 ダンプに廃棄された割合と薄膜の厚みの履歴
CT によってダンプに廃棄される電流量の絶対値を測定し、MWPM の測定から H0 と H‑ の存在量の相対的な比を得ることができます。それらのデータから評価した厚みは、ビーム照射
による昇華で照射直後に下がりますが、その後は形状変化やピンホールの形成によって厚みが変動しています。本研究開発によって運転中に薄膜を使用しながら、膜厚変化を測定することが可能となりました。

大強度陽子加速器施設（J-PARC）の 3 GeV シンク
ロトロンでは、リニアックで加速した負水素（H-）ビームを入射する際に、炭素薄膜を通し陽子（H+）に変換して、周回している陽子ビームに重ねて入射します（図 5-2）。
この手法を荷電変換入射と呼びます。この入射方式によって、ビームサイズを広げずに大電流ビームを蓄積することができますが、安定運転のためには入射のたびにビームが照射される炭素薄膜の劣化状態を把握する必要があります。本方式では、炭素薄膜で電子をはぎ取れなかった中性水素原子（H0）や H- が一定量存在し、それが入射部周辺で失われた場合に放射化を引き起こすため、再度炭素薄膜を通過させ陽子に変換した上で入射ダンプに導いて廃棄しています。
私たちは、この入射ダンプへのビーム輸送ライン中に電流モニタ（CT）及びマルチワイヤプロファイルモニ
タ（MWPM）を設置し、ダンプへ輸送される H0 と Hの量を測定することで、炭素薄膜の劣化状態を監視する手法を開発しました。薄膜に異常がなければ、入射ビー
ムのほとんどは陽子に変換されるため、H0 と H- の量は非常に少なくなります。そのため CT で観測される信号強度は非常に小さくなり、精度良い測定は難しくなります。そこで私たちは、入射（H-）ビームが 0.81 マイク
ロ秒ごとに塊（パルス）として入射されていることに着目し、CT 信号の高速フーリエ変換（FFT）処理を行い、その時間構造に対応した周波数である 1.23 MHz のピー
クを取り出して解析することで、高い測定精度を実現しました。CT での測定は、ビームに影響を与えないため、運転中連続に行うことができ、入射に失敗した粒子量の連続的な変化を測定できます。また MWPM を導入することで、入射ダンプ輸送ライン上で異なる軌道を通る
H0 と H- の存在量の相対的な比を得ることを可能にしました。MWPM で測定したデータのうち H0 の存在量は、
ほぼ薄膜の厚みによって決まります。一方 H- の存在量は、薄膜で電子がはぎ取られなかった場合以外に、入射ビームが薄膜の大きさより広がっていて、薄膜と衝突しなかった場合にも増えます。そのため、CT の連続測定で得られたダンプに廃棄されるビーム量のうち、入射ビームの状態変化によるビーム量と、薄膜の状態が変化したことによるビーム量とを、MWPM の測定と合わせることで切り分けることができます。最終的に、この薄膜の状態変化に起因するビーム量から、測定時の薄膜の厚みを決めることができます。
上記手法により評価した、
ダンプに廃棄されたビームの割合、及び変換効率から導出した薄膜の厚さの測定結果を図 5-3 に示します。
これまでは、運転中に膜の厚さを測定する手法は存在しませんでしたが、本研究開発によって運転中の薄膜を使用しながら、膜厚変化を測定することが可能となりました。このシステムによって、2 年間にわたって薄膜の測定を行うことで、薄膜の経時変化を定量的に評価し、長期間連続使用可能であることを確かめました。このよ
うな薄膜の状態変化と寿命に関する貴重なデータを、世界で初めて取得することに成功しました。
（Saha Pranab Kumar）●参考文献

Saha, P. K. et al., First Measurement and Online Monitoring of the Stripper Foil Thinning and Pinhole Formation to Achieve a Longer
Foil Lifetime in High-Intensity Accelerators, Physical Review Accelerators and Beams, vol.23, issue 8, 2020, 082801, 13p.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2257

中性子及び放射光利用研究等

5-2

鋳鉄が強化されるメカニズムを大強度パルス中性子ビームにより解明－その場中性子回折実験により鋳鉄の組織挙動を原子配列の観測で調べる－

（a）

（c）

フェライト
球状黒鉛
200 μm

（b）
+90°
検出器

‑90°
検出器

最大ひずみまたは最小ひずみでの応力

パーライト（フェライト+セメンタイト）

（MPa）
１回目

２回目

３回目

４回目

図 5-4 鋳鉄の引張圧縮変形中のその場中性子回折実験の様子及び得られた結果（a）実験で用いた鋳鉄の内部組織は、フェライト、パーライト（フェライトとセメンタイトの層状組織）及び球状黒鉛から構成されています。（b）J-PARC MLF の BL19 に設置された工学材料回折装置「匠」を用いた繰り返し引張圧縮変形中のその場
中性子回折実験では、負荷方向の情報を +90°検出器、負荷方向に対して垂直方向の情報を ‑90°検出器で同時に測定します。
（c）中性子回折データから解析した結果、繰り返し数の増加に伴いフェライトの外力への寄与が高くなり、鋳鉄全体の強度を増大させる一方で、セメンタイトの寄与は限られ、球状黒鉛はほとんど寄与しないことが分かりました。

鋳鉄は、「フェライト」、「パーライト」及び「球状黒鉛」の三つの構成相（組織）を持つ鉄系の材料であり、高い外力に耐えることができ複雑な形状を作りやすいことから建設機械の油圧機器のケーシングや自動車の様々な部品、使用済核燃料のキャスクなどに広く使われています（図 5-4（a））
。鋳鉄を、過酷な環境を模擬した繰り返し引張圧縮変形させると、強度が増加することが知られています。しかし、なぜ強度が増すのか、そのメカニズムは謎のままでした。そこで、そのメカニズムを解明するために、材料の構成相それぞれの負担する力及び組織の変化をその場中性子回折実験により観測しました（図 5-4（b））
。
透過力の高い中性子を用いた回折実験では、試験片
内部のそれぞれ構成相の原子配列に関連した回折線を定量的に解析することにより、各構成相が担う応力（強度）及び結晶欠陥に関する情報を得ることができます。その結果、次のことが分かりました（図 5-4
（c）
）
。①繰り返
し引張圧縮変形中に、「フェライト」の組織中に転位という結晶欠陥の蓄積が起こることで、「フェライト」の強度が高まっていきます。
「フェライト」は、組織の割合が最も多いため、鋳鉄全体の強度を増大させていきます。一方、「パーライト」の組織中に含まれている「セメンタイト」は、割合が 2.2％しかないため、鋳鉄全体の強度への寄与は限られています。②「球状黒鉛」は、●参考文献

驚くことに応力を負担せず、鋳鉄全体の強度へはほとん
ど寄与していません。
鋳鉄の繰り返し引張圧縮変形中の強度が増加する挙動を定量的に詳しく解析できたのは、J-PARC 物質・生命科学実験施設（MLF）の大強度パルス中性子ビーム
により鋳鉄中の微量な構成相も含む各相の振る舞いの測定に成功したことによります。J-PARC MLF の BL19に設置された工学材料回折装置「匠」では、試験片の変形試験に関して連続したその場中性子回折実験ができる手法を開発したことが、本研究に役立ちました。
鋳鉄は、私たちの生活基盤を支えている重要な一つの鉄系材料であり、熱処理等のプロセスによって基地
組織や黒鉛の形態と分布を比較的容易に変化させること
で、広範な材料特性及び応用先をカバーすることが可能な材料です。したがって、鋳鉄で起きている現象の理解が深まれば、それを基に数値計算と熱処理手法の高度化につながり、様々な応用を考慮した材料設計へのフィードバックとなることが期待されます。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金新学術
領域研究（研究領域提案型）（No.JP18H05479）「精密
構造解析によるキンク形成・強化のメカニズム解明」の助成を受けたものです。
（Stefanus Harjo）

Harjo, S. et al., Neutron Diffraction Monitoring of Ductile Cast Iron under Cyclic Tension-Compression, Acta Materialia, vol.196,
2020, p.584-594.

58

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

中性子及び放射光利用研究等

5-3

幅広いエネルギー領域で高スピン偏極したパルス中性子ビームを実現する－偏極ヘリウム 3 を用いた高性能中性子スピンフィルターの開発と応用－

ヘルムホルツコイル

偏極3 Heガス

試料

3Heスピンフィルター

ム
子ビー

無偏極中性子

中性
パルス

偏極中性子
図 5-5 J‑PARC で作製した 3He スピンフィルター3
He スピンフィルターは中性子を吸収しない特殊なガラスセルに 3He ガスとアルカリ金属を封入した中性子偏極デバイスです。
3
He 原子核は片方スピンの中性子のみ吸収するため、内部の 3Heガスの核スピンを揃えた状態で、中性子ビームを透過させること
で、中性子ビームのスピンを揃えることができます（偏極中性子ビーム）。3He スピンフィルターは、従来の偏極デバイスでは偏極が難しかった 100 meV 以上の高いエネルギーの中性子を含め、幅広いエネルギーの中性子を偏極させることができます。

図 5-6 中性子小角散乱実験における 3He スピンフィルターを用いた偏極解析装置
試料で散乱された中性子ビームのスピンを 3He スピンフィルターで解析しました。実験中は 3He ガスの核偏極を保持するために、
ヘルムホルツコイルで磁場を印加します。本装置を中性子小角・
広角散乱装置「大観」（BL15）に導入することで、物質中の水素の位置決定には、
パルス中性子小角散乱装置と 3He スピンフィルターを組み合わせた偏極解析法が有用であることを実証しました。

中性子は電荷を持たない、透過性が高い、軽元素とも反応しやすいなどの他に、スピンを持つという重要な特徴を持っています。
中性子ビームのスピンを揃える（偏極する）ことにより、磁気構造解析、物質中の水素の位
置決定、磁場イメージングなど、中性子ビームの応用範囲が飛躍的に広がります。J-PARC 物質・生命科学実験施設（MLF）に代表されるパルス中性子源は原子炉
中性子源とは異なり、1 meV 〜 1 keV 程度の幅広いエ
ネルギーの中性子を使用できるという特徴を持ちます。
現在、広く使われている中性子偏極デバイスである磁気スーパーミラーは数十 meV 以下のエネルギーの中性子
しか偏極できません。
より幅広いエネルギーの中性子を偏極するために、私たちは核スピン偏極 3He ガスをガラスセルに封入した中性子偏極デバイスである 3He スピンフィルターを開発しました（図 5-5）
。3He スピンフィルターは 3He ガスの量を調節することにより、1 meV ～ 10 eV 程度までの幅広いエネルギーの中性子を偏極することができ、また、広い立体角を持つという特徴から、試料により散乱された中性子のスピンを解析することも可能です。このデバイスでは 3He ガスを如何に高い偏極率で偏極できるか、そして 3He ガスの偏極を如何に中性子ビーム
ライン上で保つかが開発の鍵となります。ガラスセル内部に不純物が存在すると 3He の偏極度を低下させてしまうので、非常に清純な環境下でガラスセルに 3He ガスを封入する真空システムを構築しました。また、3He

ガスを偏極させるために約 100 W のレーザー照射シス
テムを新たに構築し、3He 核スピン偏極度 85% という世界最高水準の中性子偏極性能を持った 3He スピンフィ
3
ルターの開発に成功しました。一方、
He の核偏極はレーザー照射をやめると、ガラスセル内部の不純物の影響や、周囲の不均一磁場により徐々に偏極度が低下していきます。そこで、ガラス内部の不純物を可能な限り取り除く
ガス封入プロセスの考案、ビームライン上における均一な磁場環境の開発など、ビームライン上で性能良く 3He
スピンフィルターを使用するための開発を行いました。
この 3He スピンフィルターをビームライン BL04、
BL06、BL10、BL15、BL21 に導入し、中性子ビー
ムを用いた実験を行いました。中性子核反応測定装置「ANNRI」（BL04）では 1 eV 程度のエネルギーの中性子を偏極することに成功し、139La 原子核の偏極中性子吸収に伴う γ 線に角度分布が存在することを世界で初めて発見しました。また、中性子小角・広角散乱装置「大観」（BL15）では物質中の水素の位置決定には、パルス
中性子小角散乱装置と 3He スピンフィルターを組み合
わせた、中性子偏極解析法が非常に有用であることを示しました（図 5-6）
。この他にも磁気構造解析や、基礎物理実験などで 3He スピンフィルターを用いた実験が数多く行われており、今後様々な科学的成果が得られることが期待されます。
（奥平 琢也）●参考文献

Okudaira, T. et al., Development and Application of a 3He Neutron Spin Filter at J-PARC, Nuclear Instruments and Methods inPhysics Research Section A, vol.977, 2020, 164301, 8p.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2259中性子及び放射光利用研究等

5-4

高温で実現する伝導電子スピンの奇妙な「短距離秩序」－世界で初めて合成した新物質 Mn3RhSi で見つかった謎の金属状態－
物質全体：不均一な状態

10〜20格子から成る塊

無秩序状態

図 5-7 空間反転対称性がない Mn3RhSi 格子中の磁性原子 Mn の配列

（a）

長距離秩序
（a）

短距離秩序
長距離秩序

鋭い散乱

Mn3RhSi で予想される磁気的な短距離秩序状態の模式図

長距離秩序
短距離秩序
（b） 長距離秩序（b） 短距離秩序

短距離秩序

ミュオン

ミュオン

幅広い散乱

240 K
4K

720
190 K
K

体積分率

中性子

190 K

体積分率

240 K
4K

散乱強度
︵カウント︶

散乱強度︵カウント︶

中性子

幅広い散乱
鋭い散乱

図 5-9

秩序状態

（％）

（％）

逆格子ベクトル（10逆格子ベクトル（10
nm‑1）
nm‑1）

温度 (K)720 K

温度 (K)

図 5-8 中性子散乱法とミュオンスピン緩和法の相補性を活かした秩序状態の観測（a）中性子で磁気秩序の状態と構造が分かります。
（b）ミュオンで試料中の磁気的な短距離秩序が占める領域の体積割合の温度変化が分かります。

電子のスピンは物質の磁性に原子レベルで関与しています。磁性体の常磁性相では、電子スピンの向きはバ
ラバラな無秩序状態にあり、低温の秩序相になると物質全体で平行や反平行に一様に揃う「長距離秩序」状態に移行します。多くの場合、この状態変化は相転移温度から低温に向かってスピンの整列による磁化の変化（秩序変数の発達）という形で起こりますが、局所的に秩序が高い「短距離秩序」と呼ばれる状態が、相転移温度以上から前駆現象として現れることもあります。ところが、
この短距離秩序の領域が不均一に混在（相分離）している、前駆状態とは言いがたい中間状態が磁性を示す金属
でいくつか見つかっています。しかし、その起源は長年の謎とされています。
そこで私たちは、この謎の金属状態と短距離秩序の関係の整理につながるヒントを得るため、新物質を探索しました。相転移論で知られている空間反転対称性の破れによる秩序変数の不均一化を起源の一つと考え、それを検証するため、空間反転対称性がない Mn3RhSi（マンガン 3- ロジウム - シリコン）という磁性を示す金属に着目し、その合成に世界で初めて成功しました（図 5-7）。
空間反転対称性がない結晶構造は、スピンの向きを平行や反平行からずらす相互作用が働くため、複雑な秩序を生む可能性を秘めており、近年、物性研究で注目を集めています。
中性子散乱を用いると、Mn3RhSi で Mn スピンの向きが反平行に揃う反強磁性秩序や反強磁性的ではない短距
離秩序が起きていることが観測されました（図 5-8（a））
。
中性子散乱法では、鋭い散乱の強度、周期性から試料全●参考文献

体の平均としての磁気モーメント（スピン）の大きさ、その配列を、幅の広い散乱（散漫散乱）強度からは短距
離秩序状態の磁気モーメントの平均サイズを知ることができます。一方で、平均情報なので、全体の体積に対して短距離秩序状態の領域が占める体積分率が分からないことから、二つの（秩序）状態が同時に存在する相分離状態を識別できません。そこで、ミュオンスピン緩和法
を相補的に利用し、その短距離秩序状態の体積分率を調べたところ、初めてその相分離と短距離秩序状態内の磁気モーメントの大きさが分かるようになりました。これ
により、この物質では、磁気的な短距離秩序が常磁性状態と共存する相分離状態が、反強磁性転移温度の 190 K（-83 ℃）よりもはるかに高い温度 720 K（447 ℃）まで維持されていることが分かりました（図 5-8（b））
。
今回、新物質で伝導電子スピンの一部が秩序化し相分離した状態（図 5-9）が高温で発見されたことで、金属磁性体ではこのような秩序状態が空間反転対称性の破れと関連して普遍的に存在する可能性が浮かんできました。さらに、Mn3RhSi の相転移温度以下では短距離秩序が異なるスピン構造の長距離秩序と共存する奇妙な二相分離状態が観測されています。この起源の解明も今後の大きな課題となっています。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金基盤研
究（C）（No.JP25390133）「中性子散乱による高次多極子自由度がもたらす秩序メカニズムの解明」の助成を受けたものです。
（山内 宏樹）Yamauchi, H. et al., High-Temperature Short-Range Order in Mn3RhSi, Communications Materials, vol.1, 2020, 43, 6p.

60

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

中性子及び放射光利用研究等

5-5

廃棄豚骨を利用した金属吸着剤の開発－食品廃材を利用した安価で高性能な金属吸着技術を実現－
高炭酸含有アパタイト

300×103
炭酸量の増加に伴い骨アパタイト

分配係数

250 Sr吸着性能が飛躍的
200
150

コラーゲン等
コラーゲン等
有機組織
有機組織（mL/g） 100

食品廃棄骨

50

鉛

カドミウム

ストロンチウム
負に帯電した表面にストロンチウム等が吸着

図 5-10 廃棄骨を利用した金属吸着剤開発の概要
豚骨等を重曹水溶液に浸漬させて得られる高炭酸含有アパタイ
トが高効率にストロンチウムやカドミウムを吸着しました。

工業地帯周辺では、カドミウムや鉛などの金属による環境汚染を防ぐために以前より様々な防止対策が行われています。また、2011 年の東京電力福島第一原子力発
電所事故以降、放射性物質の広域拡散を防止する技術確立の重要性が改めて認識されています。中でも、人体に摂取されたとき骨に取り込まれやすい放射性ストロンチ
ウムの広域拡散の防止は重要であり、高性能かつ安価で大量生産が可能な吸着剤の確立が必要とされています。
動物の骨は、ストロンチウムやカドミウム、鉛などの金属を取り込みやすいことが知られています。そのため、過去には廃材である牛骨や豚骨などを安価な吸着剤として実際の原子力施設で利用する試みも行われていました。しかし、その性能は既存の吸着剤に比べて低く、実用化に至っていませんでした。骨が有する高い金属取込み性能の理由として、骨の主成分であるアパタイト（以下、HAP）に元来含まれる炭酸が重要な働きをすると考えられてきましたが、従来の炭酸量を制御する術は今までなく、その詳しいメカニズムは不明でした。
本研究では、より高効率に、かつ低コストで環境中から有害金属を除去できる吸着剤の実現を目指して、骨が有する金属吸着性能を解明し、そのメカニズムを活かして吸着性能を向上させることを目的としました（図 5-10）。
まず、加圧加熱して廃棄豚骨から有機物を取り除きました。その後、重曹（炭酸水素ナトリウム）水溶液に浸漬させることで、多量の炭酸基を骨由来の HAP に導入できることを発見しました。また、重曹水溶液の濃度を増00％イト ト 2ナ イ 曹
デ ラ 重 0％ル ロ ̲ 1
モ プチ イト 曹 ％ノ タ 重 5リ パ ̲
ク ア イト 重曹 ％酸 タ ̲ 1炭 アパ イト 曹
酸 タ ̲重炭 アパ イト
酸 タ
炭 アパ
イト
酸
炭 理骨 パタ
処 ア
未 合成
工

重曹に浸漬

人

高炭酸含有アパタイトに向上

図 5-11 ストロンチウムに対する高炭酸含有アパタイトの吸着分配係数
比較として同じ条件で人工合成アパタイト、未処理骨、クリノプ
チロライト、モルデナイトの吸着分配係数を測定しました。また、導入された炭酸量が異なる炭酸アパタイトについても吸着分配係数を測定しました。図中の重曹◯ % は豚骨試料を浸漬させた水溶液の濃度を示しています。

加させると導入される炭酸量も増加することを発見しました。作製した炭酸 HAP を用いて、ストロンチウムやカドミウムに対する吸着性能を調べました。吸着性能は
図 5-11 の吸着分配係数で見ることができます。ストロンチウムに対して、炭酸 HAP は未処理の骨に比べて約250 倍高い吸着性能を示しました。さらに、天然ゼオライ
トの中で最も高効率でストロンチウムを吸着することで知られるクリノプチロライトと比較して約 20 倍高い性能を示しました。また、カドミウムに対しては、クリノプチ
ロライトに比べて約 370 倍高い吸着性能を示しました。
異なる量の炭酸を含む炭酸 HAP に対してストロンチ
ウムに対する吸着性能を調べたところ、含まれる炭酸の量が多くなるとともにストロンチウムに対する吸着性能が向上することが分かりました（図 5-11）。炭酸 HAPの表面は、炭酸が導入されることにより負に帯電し、正電荷のストロンチウムが吸着されやすい状態になっていることを確認しました。さらに、X 線吸収微細構造評
価法により、炭酸 HAP ではストロンチウム吸着に適した新しい吸着サイトが形成されていることが分かりました。このように、食品廃棄骨を重曹に漬け込むだけで、ストロンチウムやカドミウムに対して高い吸着性能を示
す材料の作製が可能であることを発見しました。
本成果は、汚染水の浄化や環境浄化、また、有用金属回収への応用が期待されます。
（関根 由莉奈）●参考文献

Sekine, Y. et al., Carbonated Nanohydroxyapatite from Bone Waste and Its Potential as a Super Adsorbent for Removal of Toxic
Ions, Journal of Environmental Chemical Engineering, vol.9, issue 2, 2021, 105114, 12p.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2261

中性子及び放射光利用研究等

5-6

速い分子は炭素原子の網を通り抜ける－酸素分子がグラフェンをすり抜ける現象を発見－（a） 放射光軟X線

超音速
酸素分子ビーム
e‑

光電子
グラフェン

Cu（111）
光電子スペクトル強度（b）
Et ＝ 1.22 eV

分子ビーム照射前（芳香族酸素）分子ビーム照射後（脂肪族酸素）（a.u.）
結合エネルギー（eV）

結合エネルギー（eV）

図 5-12 放射光リアルタイム光電子分光と超音速ノズル分子ビームを組み合わせたガスバリア特性評価実験（a）銅基板上のグラフェンに速度を変えた酸素分子を当てながら行う放射光光電子分光観察の概念図です。
（b）運動エネルギーが1.22 eV の酸素分子ビームを照射した前後の光電子スペクトルの比較です。紫の成分の増加が、酸素分子がグラフェンを透過して銅表面を酸化した証拠です。

炭素原子 1 層の網であるグラフェンは、低い電気抵抗などの優れた物性を持つことから、高性能・高機能な超集積回路素子や透明導電膜など、次世代機能性材料として注目されています。その特異な物理的性質から、その発見に対して 2010 年ノーベル物理学賞が授与されました。さらに、グラフェンは、優れたガスバリア性能を持つことが知られ、易酸化性の遷移金属触媒（Ni、Cuなど）の酸化保護膜への応用が期待されています。しかしながら、ガスバリア性の詳細は不明な点が多く残っています。
よく知られているように、大気のような環境の酸素
分子は、26 meV 程度の運動エネルギーを持つ分子が大部分を占めますが、それ以上の大きなエネルギーを持つ（速い）分子も微量ですが存在します。このような大きな運動エネルギーの酸素分子は、反応途中に存在する山（活性化障壁）を乗り越えることが可能です。私た
ちは、SPring-8 の原子力機構専用軟 X 線ビームライン（BL23SU）の表面実験ステーションの超音速ノズル分子線装置を使って、Cu（111）基板上に化学気相成長したグラフェンに対して、最大 2.3 eV 程度までの運動エネ
ルギーの酸素分子ビームを照射した際の表面化学状態の変化を、放射光軟 X 線（700 eV 程度）を使った光電子●参考文献

図 5-13 グラフェン（炭素原子 1 層でできた網）を酸素分子が通り抜けるイメージ
遅い酸素分子は炭素の網によって跳ね返され通り抜けできないが、分子が高速（＞ 0.8 eV）になると透過できます。

分光によってリアルタイム分析しました（図 5-12（a））
。
図 5-12（b）は、運動エネルギーが 1.22 eV の酸素分
子ビーム照射前（左）と照射後（右）の酸素原子の 1s軌道に束縛されていた光電子のエネルギースペクトルです。銅表面の酸化を示すピーク（紫部分）の増加が観察されています。同様のスペクトルの変化は、0.8 eV 以
上のエネルギー条件で観察されました。さらに、透過後においてもガスバリア性が維持されること（非破壊透過）も分かりました。放射光実験に加えて計算機シミュ
レーションを行った結果、高エネルギーの酸素分子の透過が、グラフェンの炭素原子の抜け穴（欠陥）を介して非破壊に起こることが分かりました（図 5-13）。高速な酸素分子のグラフェンの欠陥を介した非破壊透過現象の発見は、分子の「速度」を利用した分子フィルターへの応用などに期待されています。また、高速の酸素分子は、身の回りに存在するので、通り抜けを防ぐことができれば、食品劣化や金属の錆を防ぐ保護膜の開発につながることも期待されています。
本研究は、東北大学との共同研究「材料表面プロセスの放射光リアルタイム光電子分光研究」の成果の一部です。
（吉越 章隆）

Ogawa, S., Yoshigoe, A. et al., Gas Barrier Properties of Chemical Vapor-Deposited Graphene to Oxygen Imparted with Sub-electronvolt
Kinetic Energy, The Journal of Physical Chemistry Letters, vol.11, issue 21, 2020, p.9159-9164.

62

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

中性子及び放射光利用研究等

5-7

強磁性半導体における磁化過程を原子レベルで解明－実用スピントロ二クス材料開発への一歩、半導体が磁石になるメカニズムに迫る－

20 K

40 K

2.0

60 K
65 K: C
70 K
80 K

1.0

100 K

Mn

2.0

フィッティング
実験 60 K

1.0

0

2

4

磁場
（T）

6

50

2

4

Mn 4%
TC = 65 K
PFM
PLinear
PSPM

TSPM

100
150
温度（K）

200

250

図 5-15 三つの磁性成分割合の温度依存性
温度降下にしたがって、強磁性成分 PFM は TC から増加、一方、超常磁性成分 PSPM は TC よりかなり高い温度の TSPM から増加します。

FM
0

TC

SPM

0.5

140 K （µ ）
B
160 K
200 K

（µB）

0

1.5

Li
ne
ar

Ga0.96Mn0.04As
C = 65 K

原子一つ当たりの磁気モーメント

原子一つ当たりの磁気モーメント

Mn

磁性成分比

（b）

（a）
3.0

1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0

がまだらに揃い始めることが強磁性発現のきっかけ

6

磁場
（T）

図 5-14 Mn 4% の (Ga,Mn)As の XMCD の温度・磁場依存性（a）●は実験結果、実線は解析結果です。（b） C 直下の温度での三つの磁性成分（FM、Linear、SPM）の分離の様子です。
黒実線はそれぞれの合計です。

図 5-16 TSPM 近傍の磁化過程の様子
矢印は Mn 原子の磁気モーメントの向きです。TSPM 近傍で強磁性的領域がまばらにでき始め、それらが TC で全体的に広がっていきます。

: Mn 原子の磁化方向

次世代スピントロニクス材料として半導体でありながら、強磁性にもなる強磁性半導体が注目されています。
強磁性半導体の研究は、代表的な半導体であるガリウ
ムヒ素（GaAs）に少量のマンガン（Mn）を添加したガリウムマンガンヒ素 Ga1-xMnxAs((Ga,Mn)As) において強磁性が発見されたことから大いに発展しました。強磁性というのはある温度（TC）より低温側で発現する現象であり、強磁性半導体を実用するには強磁性が室温で実現する必要があります。発見から 20 年以上経った現在においても (Ga,Mn)As の強磁性転移温度の最高記録は-73 ℃に留まり、その強磁性発現のメカニズムは研究者間で見解が分かれ、長年にわたる論争が続いています。
(Ga,Mn)As が強磁性になるメカニズムを正しく知るためには、強磁性の担い手である Mn 原子の 3d 軌道の電子が持つスピンに注目して、その磁化過程を観察することが必要であると考えました。そこで、元素と電子軌道のそれぞれについて選択的に磁性状態を観測することができる X 線吸収磁気円二色性（XMCD）実験から Mn 3d
電子がどのように強磁性の性質を持ち始めるのかを調べました。実験は大型放射光施設 SPring-8 の原子力機構
専用軟 X 線ビームライン（BL23SU）において実施しました。
図 5-14（a）は、Mn が 4 ％添加された TC ＝ 65 K の(Ga,Mn)As 試料について、XMCD 信号強度から求めた
Mn 3d 電子の磁気モーメントのそれぞれの温度での磁場依存性です。温度降下につれて磁気モーメントが増大しているのは、強磁性状態が強くなっていっていることを示しています。この測定結果について、磁場に対して変化しない強磁性（FM）成分、磁場に対して直線的に変化する（Linear）成分、磁場に対して曲線的に変化する超常磁性（SPM）成分の三つの成分に分解して抽出（図 5-14（b））し、それぞれの存在割合 PFM、PLinear、PSPM（つまり PFM + PLinear + PSPM = 1）の温度依存性を示したものが図 5-15 です。注目すべきは、PSPM 成分の温度依存性であり、温度降下にしたがって、PFM は TC
より低い温度から増加するのに対し、PSPM 成分は TC よりかなり高い温度から増加し、TC 付近で最大となった
後、PFM 成分の増加に従い減少に転じていることです。
そして、この傾向は Mn 濃度が違う TC が異なる別の試料においても共通であることも分かりました。今回の結果から、TC よりも高い温度で既にまばらに強磁性的な微小領域（SPM 領域）が形成（図 5-16）され、そのSPM 領域が TC でお互い重なり合うことにより、全体として強磁性になっていくことが明らかになりました。
本成果は掲載号の注目論文及び表紙に選出され、解説記事も公開されました。
本研究は、東京大学、京都産業大学との共同研究「機能性磁性半導体薄膜の開発と放射光を利用した電子状態の研究」の成果の一部です。
（竹田 幸治）●参考文献

Takeda, Y. et al., Direct Observation of the Magnetic Ordering Process in the Ferromagnetic Semiconductor Ga1-xMnxAs via Soft X-ray
Magnetic Circular Dichroism, Journal of Applied Physics, vol.128, issue 21, 2020, 213902, 11p.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2263

６ 高温ガス炉水素・熱利用研究
高温ガス炉とこれによる水素製造・熱利用技術の研究開発
セラミックス被覆燃料

ヘリウム冷却材

1600 ℃でも放射性物質

高温でも安定（温度制限なし）を閉じ込める燃料核
高密度熱分解炭素 （直径約0.6 mm）

黒鉛構造材

炭化ケイ素
低密度
熱分解炭素

耐熱温度 2500 ℃

約1 mm

原子炉HTTR

熱利用系
計画中

原子炉

被覆燃料粒子厚さ8 mm

580 mm
39 mm

水素製造設備
26 mm

燃料コンパクト

36

0m

m

燃料体

中間熱交換器安全性（S）

・燃料被覆に耐熱性に優れたセラミックスを使用
・黒鉛構造材（減速材）により事故時の温度変化が緩慢
・不活性なヘリウムガスは構造物と反応しない

高温ガス炉は、以上の特長により、原理的に炉心溶融を起こす可能性がない炉型である

HTTR‑熱利用試験（計画中）

経済効率性の向上（E）

・熱のカスケード利用による廃熱の削減（熱利用率 80％）・ガスタービン発電による設備の簡素化、高効率化（発電効率 50％）

環境への適合（E）、エネルギーの安定供給（E）

・高燃焼度燃料、高発電効率により使用済燃料発生量を低減
・二酸化炭素フリーの水素製造の安定供給により地球温暖化を抑制

図 6-1 高温ガス炉の特長と HTTR―熱利用試験計画
高温ガス炉は、ヘリウムガス冷却、黒鉛減速の熱中性子炉で、優れた固有の安全性を有しており、水素製造や発電などの多様な熱利用に用いることができ、また、エネルギー基本計画のエネルギー政策の基本的視点（3E ＋ S）に応えることが可能です。私たちは、
日本初の高温ガス炉 HTTR に熱利用系を接続し、原子炉を用いた多様な熱利用の実証を目標としています。

高温ガス炉は、ヘリウムガスタービンによる高効率
発電、水素製造等の多様な産業利用に応えることができる安全な原子炉です（図 6-1）
。これまで、原子力機構
では、高温工学試験研究炉（HTTR）を用いた各種の実証試験、高温の熱を利用した水素製造技術やガスタービ
ンの開発、高温ガス炉の実用化を目指した商業炉の検討や国際協力を進めてきました。
HTTR に関しては、2004 年に 950 ℃の熱を取り出す
ことに世界で唯一成功し、2010 年に 950 ℃で 50 日間の連続運転により安定に高温核熱を供給できることを実証しました。また、2011 年には安全性実証試験として、原子炉の冷却機能が喪失し、原子炉停止に失敗する異常
事象を模擬した試験を実施した結果、原子炉出力がほぼゼロに低下して自然に静定し、安全な状態に維持されることを実証しました。この後、東日本大震災を機に2013 年に制定された新規制基準への適合性確認審査のため長期間停止していましたが、2020 年 6 月に原子炉設
置変更許可を取得し、2021 年 7 月に運転を再開しました。
最近の動向としては、2020 年 10 月に菅内閣総理大臣が宣言した「2050 年カーボンニュートラル、脱炭素社会の実現を目指す」を受け、2020 年 12 月に経済産業省が中心となって「2050 年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略」として、14 の重要分野ごとに高い目標を掲げた実行計画が策定されています。この中で、原子力産業がその一つに指定され、小型モジュラー炉（SMR）、高温ガス炉、核融合が記載されており、多64

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

様な原子力技術イノベーションを加速していくことが明示されています。高温ガス炉に関しては、「① HTTR を活用し、安全性の国際実証に加え、2030 年までに大量かつ安価なカーボンフリー水素製造に必要な技術開発を支援。②安全性・経済性・サプライチェーン構築・規制対応を念頭に置いた開発支援を行いながら、技術開発・実証に参画。海外の先行プロジェクトの状況を踏まえ、海外共同プロジェクトを組成していく。③日本の規格基
準普及に向けた他国関連機関との協力を推進。
」と記載されており、
高温ガス炉とそれに関連する技術について、大きな期待とプロジェクト推進の強い意志が示されています。
原子力機構では、このような大きな期待の中で高温
ガス炉関連技術の研究開発を着々と進めています。実用化に向けた研究開発としては、通常運転時及び事故時の高温ガス炉内の熱流動挙動の予測、被覆燃料粒子の健全性を維持するための核設計上の方針、余剰プルトニウム（Pu）を安全に減らす高温ガス炉の実現に向けた研究開発を進めています（トピックス 6-1、6-2、6-3）。また、
熱化学法水素製造法 IS プロセスによる水素製造技術開発に関しては、耐食金属材料開発のための腐食試験、水素製造効率向上に向けた耐食性分離膜や電極材の開発を進めています（トピックス 6-4、6-5、6-6）。さらに、
HTTR の運転に関する技術開発に関しては、臨界制御
棒位置を自動で探索するユーティリティツールの開発を進めています（トピックス 6-7）。

高温ガス炉水素・熱利用研究

6-1

高温ガス炉事故時の詳細な熱流動挙動を予測する－高温ガス炉の事故時空気侵入挙動評価手法の開発－（a） 0.00
実験値

ヘリウム 燃料冷却流路
バイパス流れガスの流れ（漏れ流れ）

熱や中性子照射による変形

通常運転時

二重管
ギロチン破断

軸
方
向
位
置
（m）

1.14

燃料冷却流路89.1 g/s（全流量の80%）

ヘリウムガス
の流れ
分子拡散
空気の流れ

空気侵入事故時（初期）3.7 kPa

1.71

2.28
15

クロス流れ
（漏れ流れ）

燃料
領域

解析値

0.57

（b）0.57

経
過時
間 1.14
ごとの空
気 1.71
濃度（kg/m3）2.28
0バイパス流れ
22.5 g/s
12

9

6

3

0
検証体系

流路入口との差圧
（kPa）
エアタンク

空気＊

ヘリウムガス＊
パイプ

分子拡散
＊

大気圧、室温

解析値
厳密解

111 h
111 h

検証体系
14 h
14 h

10
20
エアタンクからの距離（m）

30

図 6-2 高温ガス炉における熱流動現象の模式図
高温ガス炉の原子炉内では熱や中性子照射による黒鉛ブロックの変形により生じる間隙等を流れる漏れ流れ、空気侵入事故時の初期段階では分子拡散による空気の炉内侵入が起こります。

図 6-3 （a）漏れ流れ解析の検証体系及び結果、（b）分子拡散モデルの検証体系及び結果
漏れ流れ評価に係る解析コードの改良及び分子拡散モデルの導入により、解析結果は実験結果及び厳密解と良く一致しました。

私たちは原子力エネルギーの多様な産業利用に向けて、優れた安全性を有する高温ガス炉の研究開発を行っています。高温ガス炉の特徴的な事故の一つに、原子炉内の黒鉛構造物の酸化を引き起こす空気侵入事故があります。この空気侵入事故の安全評価では、原子炉外の空気を伴い原子炉全体で生じる自然循環流れの発生時間の予測が重要です。しかし、原子炉内の流動抵抗や空気濃度の現実的な評価が困難であることから、従来は、黒鉛
酸化量が最大となる自然循環流れの発生時間を仮定した
保守性の高い評価を行っていました。一方、評価における保守性を適正化し、自然循環流れ発生の時間遅れを精度良く予測できれば、安全性を維持したまま高温ガス炉の経済性が大幅に向上することが期待されます。
そこで、本研究では高温工学試験研究炉（HTTR）の建設に係る経験を活かし、原子炉システム解析コード RELAP5 を用いた高温ガス炉の空気侵入事故時における空気侵入挙動評価手法を開発しました。
図 6-2 に示すように、高温ガス炉の原子炉内では、ヘリウムガスが熱膨張や中性子照射等により炉心を構成するブロック間に生じる間隙等を流れ、燃料冷却のために設けられた流路を流れない漏れ流れが生じます。燃料
温度評価のため、漏れ流れをより現実的に評価するには
炉内温度分布及び燃料冷却流路、隣り合うブロック間のバイパス流れ、ブロック積層面間のクロス流れの圧力損

失を精度良く評価する必要があります。そこで、既往実験で得られた圧力損失評価式の導入、輻射伝熱分布の詳細化を含む解析コードの改良を行いました。また、空気侵入事故時の原子炉内空気濃度予測に重要な空気の侵入過程であり、従来手法では扱えなかった分子拡散現象を考慮するため、一次元分子拡散モデルを新たに
RELAP5 に導入しました。
開発した評価手法を検証するため、解析結果を実験
結果や厳密解と比較しました。図 6-3（a）は漏れ流れ評価の検証体系及び結果です。四つの黒鉛ブロックを積層し、燃料冷却流路、バイパス流れ及びクロス流れを模擬した実験装置での圧力分布実験結果と解析結果を比較した結果、解析結果はクロス流れによる圧力損失を再現し、実験結果と良く一致しました。図 6-3（b）は分子拡散モデルの検証体系及び結果です。空気とヘリウムガスを内蔵した二つの領域を、中央部にバルブを設けた配管で接続した体系において、バルブ開放後の分子拡散による空気 - ヘリウムガス混合過程の空気濃度の解析結果を理論的に導出される厳密解と比較しました。解析結果
は初期空気濃度に対して、約± 2% の範囲で厳密解と良く一致しました。
今後は評価手法のさらなる高度化に向けて、局所的に生じる三次元的な自然対流現象の評価モデル開発を行います。
（青木 健）●参考文献
Aoki, T. et al., Methodology Development for Transient Flow Distribution Analysis in High Temperature Gas-Cooled Reactor,
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020), online, U.S.A., 2020, ICONE2020-16199, 6p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2265

高温ガス炉水素・熱利用研究

6-2

被覆燃料粒子の健全性を維持するための核設計上の方針を提示－燃料核移動速度を低減する理想出力分布条件の導出－

反射体

燃料コンパクト

3.0

8 mm

2.5

39 mm

〜1 mm

2.0
1.5

炉心

燃料核

1.0

26 mm

低密度熱分解
炭素層

0

低温側

反射体

高温ガス炉では、二酸化ウランの燃料核を熱分解炭
素と炭化ケイ素で多重に被覆した被覆燃料粒子（CFP）
が用いられており、この被覆層は、燃焼に伴い発生する
核分裂生成物（FP）を CFP 内に保持する機能を有しています。原子炉の運転に伴う公衆被ばく量の低減の観点から、この FP 保持機能を損なわないように CFP の健全性を維持する必要があります。CFP の主要な破損機構の一つに燃料核移動が挙げられ、燃料核移動の大きさ
は、核移動速度（KMR）の時間に関する積分値として評価されます（図 6-4）
。そのため、燃料核移動の低減の観点から CFP の健全性を維持しつつ、今後さらなる燃焼度の向上を目指す上では、KMR をできる限り低減す
るように設計を行う必要があります。しかし、燃料核移動の低減の観点から CFP の健全性を維持するための核設計上の方針は、これまで必ずしも明確ではありませんでした。そこで、私たちは、KMR を低減する理想出力分布の条件に着目しました。このような理想出力分布の条件を明らかにすることができれば、燃料核移動を低減するという観点から、理想出力分布に近づくように燃料
濃縮度の配置を最適化すること等が可能となります。
KMR を低減する理想出力分布は、KMR 分布におけ
●参考文献

（m）

0.5

炭化ケイ素層図 6-4 燃料核移動のメカニズム
燃焼が進むにつれて、被覆層の炭素が燃料核からの遊離酸素と反応し、高温側で気化、その後、低温側で析出・蓄積していきます。燃料核移動とは、このときに高温側にできた隙間に燃料核が押し出され移動する現象です。また、核移動速度（KMR）は、燃料コンパク
ト中の温度と温度勾配に依存します。

炉心高さ

高温側

高密度熱分解
炭素層

3.5

2

4

6

8

10

0.0

軸方向出力密度（MW/m3）

図 6-5 核移動速度を低減する理想出力分布の例
熱出力 50 MW の高温ガス炉を対象に、燃料核移動を低減する理想出力分布を求めました。出力は、炉心下部で低く、炉心上部になるにつれて高くなります。

る最大値が最も小さくなる状態を実現する出力分布であると換言することができます。そこで、まず、ラグランジュ未定乗数法の考え方に基づいて、総出力を一定とする条件を拘束条件とした極値問題を解くことで、KMR
分布が一定の値を取る、すなわち KMR 分布が平坦になるときに燃料核移動を低減する理想出力分布を実現できることを明らかにしました。次に、KMR 分布が平坦になるときの出力分布の形状を解析的に求めることは、解くべき方程式が非常に複雑となり困難であると考えられたため、出力分布を繰り返し更新することで KMR の分
布を徐々に平坦化する数値計算手法を整備しました。
以上の考え方に基づき、軸方向の KMR の分布を平坦にする出力分布を求めることができました（図 6-5）。
これにより KMR を低減する理想出力分布を導出することが可能となり、燃料核移動の低減の観点から燃料濃縮度の配置の最適化を実施するといった CFP の健全性を維持するための核設計上の方針を立てることができるよ
うになりました。今後、本成果を活用した燃料濃縮度の配置のさらなる最適化等により、長期燃焼が可能な実用
高温ガス炉の設計研究に取り組んでいきます。
（沖田 将一朗）

Okita, S. et al., Derivation of Ideal Power Distribution to Minimize the Maximum Kernel Migration Rate for Nuclear Design of Pin-inBlock Type HTGR, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 1, 2021, p.9-16.

66

原子力機構の研究開発成果

2021︲22高温ガス炉水素・熱利用研究

6-3

プルトニウムを安全に減らす高温ガス炉の実現に向けて－模擬燃料核の微細構造の知見の取得－
黒鉛ブロック

黒鉛スリーブ

燃料コンパクト
燃料棒

燃料ブロック

0.92 mm

HTTR

燃料核（UO2）

被覆燃料粒子

図 6-8 Pu 燃焼高温ガス炉用模擬燃料核（CeO2­YSZ 核）の中心部の微細構造（走査透過型電子顕微鏡明視野像）
結晶粒の間に空隙がありません。空隙があると、所定スペックの直径を有する燃料核内に、設計上要求される量の核分裂性物質を充填できなくなる可能性があります。

図 6-6 大洗研究所にある高温工学試験研究炉（HTTR）の燃料＊1, ＊2
被覆燃料粒子は、UO2 燃料核を四重に被覆したもので、直径 1 mm 程度です。燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛結合材で焼き固めたものです。これを黒鉛スリーブに収め、さらに黒鉛ブロックに挿入します。

Pu燃焼高温ガス炉の被覆燃料粒子

溶

再処理

燃料核
（PuO2‑YSZ）

酸・アルカリ

通常の燃料 ︵化学的︶不活性母材燃料

UO2・PuO2
混合酸化物（MOX）燃料（Taylor & Francis Ltd, http://www.tandfonline.com より許可を得て Aihara, J. etal., Influences of the ZrC Coating Process and Heat Treatment on ZrC-coatedKernels used as Fuel in Pu-burner High Temperature Gas-cooled Reactor inJapan, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.58, 2021, p.107-116.
Published online: 23 Aug 2020, Taylor & Francis Ltd より転載）

Pu

図 6-7 （化学的）不活性母材燃料を用いた被覆燃料粒子の構造と核拡散抵抗性
不活性母材として用いるイットリア安定化ジルコニア（YSZ）は化学的に安定であり、不溶 ∴軍事への通常燃料（MOX など）と異なり酸やアルカリに難溶で再処理が難しいため、核拡散抵転用が困難 抗性が高いと考えられています。

再処理が困難我が国では、利用目的のないプルトニウム（Pu）を保持しないという原則を堅持して原子力利用を進めてきました。この考え方に基づき、原子力委員会は、事業者に対し、原子力発電所の使用済燃料から再利用できるウラン（U）や Pu を取り出して生産された燃料（MOX 燃料）を時宜を失わずに確実に消費することを要求しています＊3。そこで、安全性に優れた高温ガス炉を使って効率的に再処理 Pu の量を減らすことが可能な Pu 燃焼高温ガス炉概念が提案されています。
高温ガス炉燃料の最小単位は、直径 1 mm 程度の被覆
燃料粒子（CFP）です。核分裂性物質及び核分裂生成物は各 CFP に保持されます。我が国では、UO2 の小球である燃料核を四重に被覆した CFP を用いています（図 6-6）。Pu 燃焼高温ガス炉の概念においては、燃料核として化学的に安定な不活性母材燃料核を採用しています。不活性母材燃料は再処理が難しいため、核拡散抵抗性が高いと考えられるからです（図 6-7）
。本研究では、燃料核を具体的には PuO2 を含むイットリア安定化ジルコニア（YSZ）、PuO2-YSZ としました。
本研究では、PuO2-YSZ 核製造技術開発を担当した
原子燃料工業株式会社が、燃料製造方法の確立に資することを目的として製造した模擬 PuO2-YSZ 核の検査の一環として、原子力機構が微細構造観察を行いました。
Pu の模擬物質として化学的性質が類似するセリウム（Ce）を用いました。Ce、イットリウム
（Y）
、ジルコニ
ウム
（Zr）各々の硝酸塩の粉末を水に溶かし、アンモニ
ア水の中に滴下してゲル状の粒子を作り、焼結して模擬
PuO2-YSZ 核（CeO2-YSZ 核）を製造しました。
製造したCeO2-YSZ 核の中心部の微細構造観察を行い、結晶粒が密に分布していることを確認しました（図 6-8）。
燃料核の結晶粒間に空隙があると、所定スペックの直径を有する燃料核内に、設計上要求される量の核分裂性物
質を充填できなくなる可能性があります。したがって、結晶粒間の空隙の割合があまりに大きい場合、上記の不活性母材燃料核製造方法を見直す必要がありました。
よって、本知見より、上記の不活性母材燃料核製造方法が有効に機能する可能性を示すことができました。
本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業「プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ
強化型安全燃料開発」の成果の一部です。
（相原 純）＊1後藤実ほか, 小型高温ガス炉システムの概念設計（Ⅱ）－核設
計－, JAEA-Technology 2012-017, 2012, 29p.
＊2
日本原子力研究開発機構 高温ガス炉研究開発センター , 高
温ガス炉とは , https://www.jaea.go.jp/04/o-arai/nhc/jp/faq/
index.html（2021 年 9 月 16 日閲覧）.
＊3
原子力委員会, 我が国におけるプルトニウム利用の基本的な考え方,
平 成 30 年 7 月 31 日 , http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2018/siryo27/3-2set.pdf（2021 年 9 月 16 日閲覧）.

●参考文献

Aihara, J. et al., Influences of the ZrC Coating Process and Heat Treatment on ZrC-Coated Kernels Used as Fuel in Pu-BurnerHigh Temperature Gas-Cooled Reactor in Japan, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.58, issue 1, 2021, p.107-116.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2267高温ガス炉水素・熱利用研究

6-4

IS 法で用いる金属部材の耐食性向上を目指して－硫酸分解ガス環境でセラミックスと同等の耐食性を有する鋼材を発見－

3.5

Alloy800H
Alloy825
3Alフェライト

3.0

Alloy600
2.4Si Ni基合金

2000
1800
1600

2.5
平
均
2.0
腐
食
速
1.5
度
（mm／年）1.0

1400
強度

1200

1000
（−）
800
600

0.5
0.0

3Alフェライト

100

200
300
腐食時間
（h）
酸化
皮膜

Alloy800H(100 h)

母材
5 µm

200

400

0
20
酸化
皮膜

3Alフェライト（400 h）

Al

αアルミナ

αアルミナ αアルミナ

400

SiCにおける腐食速度
0

母材の
回折ピーク

30

40

50
2θ（°）

60

70

酸化
皮膜

母材
5 µm

Al

80

1 µm

母材

図 6-9 各材料の腐食時間増加に伴う平均腐食速度変化及びAlloy800H、3Al フェライトにおける皮膜／母材断面の Al マップ
3Al フェライトの腐食速度は、400 h で SiC と同等の腐食速度を示しました。また、この材料の腐食試験後断面を観察すると、Alloy800H とは異なる均一厚さのAl 濃化酸化皮膜が観察されました。

図 6-10 3Al フェライトでの X 線回折による表面構造同定及び同材料断面の TEM 拡大観察写真
3Al フェライトでは、α アルミナの回折ピークが確認されました。また、同材料の断面拡大観察により、α アルミナの酸化
皮膜は、隙間のない緻密な 1 µm 厚の皮膜となっていました。

高温ガス炉の熱利用技術の一つである熱化学法水素製造法 IS プロセス
（IS 法）
は、腐食性の高いヨウ化水素、硫酸を高温で扱うことから、各種構造部材には、耐熱性や耐食性に優れた材料が求められます。特に硫酸を分解する反応容器（硫酸分解器）内は、IS 法の中で最も高温の 850 ℃に達することから、私たちはこれまで硫酸分解器にセラミックスの炭化ケイ素（SiC）を適用することを検討してきました。
しかし、今後の大量の水素製造が要求される実用プラントを想定した場合、SiC を製造する焼結炉の寸法制
約や溶接の接合が難しい等、大型化が困難であることに加えて、脆性材料の SiC は、クラックを発生させない
強度設計が必要なことが問題点です。そこで、私たちはSiC と同等の腐食速度 0.1 mm ／年を達成可能な金属材料の探索を開始しました。
耐食性向上には、高温加熱時に母材表面に形成される酸化皮膜をどのように形成させるかがポイントであると考え、供試材には、種々異なる酸化皮膜形成を意図して、主に Fe、Cr 系酸化皮膜を形成する鉄（Fe）
基合金の Alloy800H、Alloy825、Al 系酸化皮膜を形成するア
ルミニウム
（Al）
を多量に含有したフェライト系ステン
レス鋼である 3Al フェライト、Ni 系酸化皮膜を形成す
るニッケル
（Ni）
基合金の Alloy600、Si 系酸化皮膜を形成するシリコン（Si）を含有した Ni 基合金 2.4Si-Ni 基合金を選びました。
腐食試験は、96wt% の硫酸溶液を加熱蒸発させ、850 ℃まで昇温することで、実用プラントと同様の環境としました。図 6-9 に各材料の腐食試験時間の増加に伴う平均腐食速度の変化を示します。24 h 経過後に最も大きい腐食速度を示したのは、Alloy800H でした。一方で、3Al フェライトは、他のどの材料よりも小さい腐食速度 0.42 mm ／年となりました。また、
100 h 後には、いずれも 24 h 後よりも小さい腐食速度となり、3Al フェライトでは、0.18 mm ／年となりました。400 h 後には、同材料の腐食速度は、SiC の腐食速度と同等となりました。
腐食試験後の酸化皮膜の状態を確認すべく、腐食の激しかった Alloy800H の 100 h 後及び耐食性に優れた
3Al フェライトの 400 h 後における皮膜／母材断面のAl 元素マッピングを行いました。Alloy800H では、Cr系酸化皮膜の下層に存在した Al 層は完全に破壊されていたのに対して、3Al フェライトでは、均一な厚さのAl 層が形成されていました。
図 6-10 に 3Al フェライトにおける腐食試験後の X
線回折による表面構造同定及び同材料断面の透過電子顕微鏡（TEM）拡大観察写真を示します。X 線回折では、母材のフェライト相と酸化皮膜のαアルミナの回折ピー
クが検出されました。また、同材料の TEM 観察から、隙間のない緻密な 1 μm 厚の酸化皮膜が確認されました。
したがって、3Al フェライトの良好な耐食性は、このαアルミナが母材表面に均一形成されたためであることが分かりました。
本研究は、日本製鉄株式会社との共同研究「IS プロ
セス環境における耐食合金開発に関する研究」の成果の一部です。
（広田 憲亮）●参考文献

広田憲亮ほか, 高温硫酸分解ガス環境下におけるステンレス鋼及び Ni 基合金の耐食性評価及び表面皮膜構造解析, 材料と環境, vol.70,
issue 3, 2021, p.68-76.

68

原子力機構の研究開発成果

2021︲22高温ガス炉水素・熱利用研究

6-5

IS 法の水素製造効率向上に向けて－シリカ膜反応器を用いてヨウ化水素分解率を改善－

95 mm
分離膜有効長さ 30 mm

ガラスシール

図 6-11 シリカ膜の外観写真
アルミナ基材上に、化学蒸着により水素選択性のシリカの薄膜を形成しています。

He

H2

N2

（%）

100

80

80

60

60

40

40

20
0

2

6

8

10

12

（%）

20

平衡分解率 = 20%
4

H2

抽出率

ガラスシール

分解率

HI

100

0
14

HI供給量（mL/min）HI

図 6-13 HI 供給量に対する HI 分解率の関係
HI 供給量が小さいほど HI 分解率が増加し、平衡分解率の20% を大きく超えて、最大で 70% に達しました。

10‑6

透過係数

透過性
High高HH2 2permeance

10‑7
高H2/HI選択性（mol/Pa・m2・s） ‑8
10

10‑9
0.2

0.25

0.3

0.35

0.4

0.45

0.5

図 6-12 シリカ膜に対する各種ガスの透過性能
シリカ膜は高い水素透過性に加えて、分離対象の HI ガスの透過が抑えられ、高い H2/HI 選択性を有しています。

分子径（nm）

高温ガス炉の熱利用技術として、熱化学法水素製造法
IS プロセス（IS 法）の研究開発を行っています。IS 法は、次の三つの化学反応を組み合わせて水分解により水素製造を行う化学プロセスです。
ブンゼン反応（100 ℃）
SO2 + I2 + 2H2O → H2SO4 + 2HI（1）
硫酸分解反応（850 ℃）
H2SO4 → H2O + SO2 + 0.5O2（2）
ヨウ化水素（HI）分解反応（400 ℃）
2HI → H2 + I2				
（3）
これらの反応の中で HI 分解反応の平衡反応率は、
400 ℃で約 20% と比較的低いため、反応率の向上が課題となっています。この課題解決のため、HI 分解反応
触媒と水素ガス（H2）選択性の分離膜を組み合わせた膜反応器の研究開発を行っています。これまでに、高いH2 選択透過性を持ち、高腐食性の HI 環境でも安定な水素分離膜を開発し、その水素分離膜と HI 分解反応触媒を組み合わせた膜反応器の実証を行ってきました。
水素分離膜として、アルミナ基材上にヘキシルメトキシ
シランを化学蒸着したシリカ膜を製膜しました（図 6-11）。
このシリカ膜に対する各種ガス（He、H2、N2、HI）の透過性能を測定したところ、作成したシリカ膜は高い
H2 透過性能に加えて、高い H2/HI 透過性能比（HI に対。加えて、腐する H2 の選択性）を示しました（図 6-12）
食性の HI 環境においても 11 時間安定に機能することが確認できました。
このシリカ膜を組み込んだ膜反応器を用いて、HI 供給量に対する HI 分解率の関係を検討しました（図 6-13）。
膜反応器は触媒である活性炭を充てんした金属を外管とし、シリカ膜を内管として挿入することで構成されています。HI は金属管とシリカ膜の隙間を流れ、HI 分解反応（式 3）により生じた H2 が選択的にシリカ膜を通して抽出されることになります。この膜反応器は、HI 供給
量が小さいほど良好な性能を示し、最大で 98% の H2 抽
出率に達し、そのときに平衡分解率の 20% よりも大幅に向上した 70% の HI 分解反応率を示しました。これは、膜反応器の導入により、HI 分解反応の循環流量を 80%削減し、熱効率を 1% 改善させることに相当し、膜反応器の実用化に求められる性能を実証しました。今後は、膜反応器の大型化に必要な長尺の製膜技術の開発を進めていく予定です。
（Odtsetseg Myagmarjav）●参考文献

Myagmarjav, O. et al., Comparison of Experimental and Simulation Results on Catalytic HI Decomposition in a Silica-Based Ceramic
Membrane Reactor, International Journal of Hydrogen Energy, vol.44, issue 59, 2019, p.30832-30839.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2269高温ガス炉水素・熱利用研究

6-6

IS 法の主反応の省エネルギー化に成功－ブンゼン反応過電圧を低減する膜・電極を開発－

カチオン交換膜SO2+H2SO4+H2O カチオン交換膜

HI+I 2+H2 O

0.7

SO2

2e‑

I2

2H+
H2SO4

2I‑

反応過電圧

SO2
+2H2O

従来の電極・
カチオン交換膜

0.6

2e‑

（V）
SO2 /H2 SO4 溶液

HI/I2 溶液

図 6-14 カチオン交換膜を用いたブンゼン反応（膜ブンゼン法）
陽極と陰極をカチオン交換膜で隔て、陰極側でヨウ素（I2）の還元によりヨウ化水素酸（HI）が生成し、陽極側で二酸化硫黄（SO2）の酸化により硫酸が生成します。

0.5
1/3以下に
低減

0.4
0.3
0.2
0.1

開発した電極・
カチオン交換膜

0
0

50

100

150

200

電流密度（mA/cm 2）
図 6-15 開発した多孔質金電極の表
面拡大写真
多孔質状の金表面により、反応に有効な表面積が増加し、陽極反応が容易に進行することで、電極反応に伴う過電圧が減少します。

図 6-16 ブンゼン反応過電圧の電流密度依存性
開発した電極及びカチオン交換膜を用いた膜ブンゼン
法では、従来の結果と比べて、1/3 以下の反応過電圧まで低減しています。

1 cm

水素社会の実現を目指し、高温ガス炉の熱利用技術
として、熱化学法水素製造法 IS プロセス（IS 法）の研究開発を行っています。IS 法は、ヨウ素と硫黄の化学反応を組み合わせて水分解により水素製造を行う化学プ
ロセスです。
IS 法の出発点であるブンゼン反応は、水にヨウ素と二酸化硫黄を反応させることで硫酸とヨウ化水素酸の 2種類の酸を生成します。このブンゼン反応を進行させる
ために、水素イオン選択透過性を有するカチオン交換膜を利用した電解セルでブンゼン反応を進行させる、膜ブンゼン法と呼ばれる方法があります（図 6-14）。従来はブンゼン反応後に 2 種類の酸の分離を必要としていましたが、カチオン交換膜で隔てた 2 室で、2 種類の酸を分離した状態で反応させられるため、反応後の溶液分離操作を必要としない簡易で優れた方法として期待されています。しかしながら、従来の電極及びカチオン交換膜を用いた膜ブンゼン反応では、電解セルに生じる過電圧が大きく、消費電力が過大となるため、熱効率の面で実用的ではなく IS 法への適応は実現していません。過電圧は、主に陽極側の電極反応及び水素イオンの透過に伴う膜抵抗により発生することが分かっています。
そこで、膜ブンゼン反応の実現を目指し、過電圧を低減する新規の電極及びカチオン交換膜の開発を試みました。
●参考文献

電極に対して、芝浦工業大学と共同で、陽極用の多孔質状の金電極を開発しました（図 6-15）。多孔質化の結果、電極の有効表面積が増大し、陽極反応の進行が容易になり、電極反応に伴う過電圧を低減することができました。
カチオン交換膜に対しては、量子科学技術研究開発
機構で研究開発している放射線グラフト膜製作技術を利用し、水素イオンの透過に必要な導電性を担うイオン交
換基を従来膜と比べて多く導入した膜を作成しました。
これにより、ブンゼン反応に必要な水素イオンの透過に伴う膜抵抗を削減しました。
これら新規の電極及びカチオン交換膜を組み込んだ膜ブンゼン反応試験を行い、ブンゼン反応が量論比で進行するとともに、従来の電極やカチオン交換膜の使用時に比べて、200 mA/cm2 の電流密度において、過電圧が1/3 以下の 0.21 V と大きく低減できることを示しました（図 6-16）。この結果により、実用的な熱効率の達成に見通しを立て、膜ブンゼン反応の技術的適用性を示すことができました。
本研究は、内閣府総合科学技術・イノベーション会
議の戦略的イノベーション創造プログラム（SIP）「エ
ネルギーキャリア」の委託研究課題「熱利用水素製造」の成果の一部です。
（田中 伸幸）Sawada, S., Tanaka, N. et al., Overvoltage Reduction in Membrane Bunsen Reaction for Hydrogen Production by Using a Radiation-Grafted
Cation Exchange Membrane and Porous Au Anode, International Journal of Hydrogen Energy, vol.45, issue 27, 2020, p.13814-13820.

70

原子力機構の研究開発成果

2021︲22高温ガス炉水素・熱利用研究

6-7

臨界制御棒位置計算作業の時間短縮化に向けて－臨界制御棒位置を自動で探索するユーティリティツールの開発－

ステップ 1（ex. t=30 days）

初期炉心

燃料データの更新

MVP 計算非臨界臨界k eﬀ ≒ 1

k eﬀ < 1 or k eﬀ > 1

100

次ステップ

MVP 計算非臨界臨界
keﬀ ≒ 1

k eﬀ < 1 or k eﬀ > 1

制御棒位置の調整

制御棒位置の調整

MVP-BURN
燃焼計算

MVP-BURN
燃焼計算

図 6-17 ユーティリティツールのフローチャート
ユーティリティツールは、燃焼計算前に MVP コードで制御棒の臨界位置を自動で探索します。その後、MVP-BURN コード
による燃焼計算を行い、燃焼に伴って変化した物性値を次のステップに渡して臨界位置を自動で探索し、この計算を燃焼末期まで自動で繰り返します。

臨界制御棒位置は、炉心の核特性を把握する上で直接測定できる貴重な情報であり、核特性評価手法の妥当性を確認する上でも重要なパラメータの一つです。しかし、従来の臨界制御棒位置の計算では、手動で多数回臨界計算を行って制御棒の臨界位置を探し出す必要があり、多くの手間と作業時間が必要でした。特に、運転により燃料の燃焼が進む場合、燃料の核種密度データが変化するため、上記の作業に加え、物性値のデータを入れ替えながら臨界制御棒位置を探し出す作業が必要となるため、作業量が膨大となることが課題でした。例えば、高温工学試験研究炉（HTTR）炉心の核特性評価で使用する MVP コード等のモンテカルロコードを用いる場合、燃焼期間全ての臨界制御棒位置の計算に 1 週間以上の作業時間が必要となります。そこで、計算作業時間を短縮
しつつ、かつ高精度の計算を行うことを目的として、臨界制御棒位置を自動探索できるユーティリティツールを開発しました。
ユーティリティツールのアルゴリズムを図 6-17 に示します。初めに、任意の制御棒位置を含む初期値を入力し、MVP コードで実効増倍率（keff）を計算します。
MVP の計算が終了すると臨界状態（keff ≒ 1）かどうかをチェックします。非臨界（keff < 1 or keff > 1）のときは、制御棒の位置を再調整し、臨界状態になるまで計算を繰り返します。keff がほぼ 1 に達する（誤差を指定してその範囲内に収まる）と制御棒位置が記録され、指定された出力と運転時間で MVP-BURN による燃焼計算が実行されます。この後、燃料の燃焼に伴って変化した核種
密度データを読み取り、次のステップの入力データを更臨界制御棒位置ステップ 0（ex. t=0）

0
初期値

（cm）

計算値
測定値

‑100

0

100

200

300

400

500

600

運転日数
（日）
図 6-18 HTTR の運転に伴う臨界制御棒位置の変化
初期値をゼロとした場合における臨界制御棒位置の変化量を示します。ユーティリティツールを利用した場合の計算結果
は、実験データとの差が約 5% となり良く一致しています。

新して計算が実行されます。次に、前のステップと同様に臨界制御棒位置の自動探索が始まり、これを指定した燃焼度まで繰り返します。
従来、炉心の燃焼に伴う臨界制御棒位置変化の計算
は、計算量が膨大となるために制御棒位置を固定して計算されてきましたが、本ユーティリティツールでは常に臨界制御棒位置を求めて計算するため、原子炉の運転をより忠実に再現できます。さらに、臨界制御棒位置の自動検索、核種密度の自動更新、計算システムでのジョブ実行など、これまで手作業で行ってきた全ての計算を自動化することにより、作業時間を 2 日未満に短縮できました。この時間短縮は、より詳細な計算モデルを開発する上でも大きなメリットとなります。
HTTR の運転に伴う臨界制御棒位置の変化を図 6-18に示します。この結果から、本ユーティリティツールを使った計算値は、測定値と良く一致しており、実験値との差は約 5％であることが確認できました。
以上の結果から、本ユーティリティツールは、HTTRの臨界制御棒位置を精度良く評価できること、計算に必要な複雑な作業を自動化できること、これにより作業時間を約 1/3 に短縮できることが確認できました。今後、本ユーティリティツールを活用することで、より詳細な計算モデルの開発が可能となり、HTTR 炉心の核計算
精度向上への貢献が期待できます。また、この計算手法
は、HTTR のみならず、他の原子炉にも応用できることから、今後の利用価値も高まるものと考えられます。
（Hai Quan Ho）●参考文献

Ho, H. Q. et al., Preparation for Restarting the High Temperature Engineering Test Reactor: Development of Utility Tool for Auto
Seeking Critical Control Rod Position, Nuclear Engineering and Design, vol.377, 2021, 111161, 9p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2271

７ 高速炉研究開発
高速炉サイクルの研究開発基盤の整備
入力（情報）
プラント設計例

 評価指標 開発目標 設計要求出力（成果）

評価支援・応用システム

 最適化オプションの提示

仮想プラント  複数指標に対する
最適化支援
ライフシステム
ナレッジマネジメント
 精緻／簡易、システム
連成解析
 バーチャル
プラント機能 知見・経験等の集約と活用

三つのシステムをつなげるAI支援プラットフォーム

 評価指標充足性
 安全性
 信頼性
 経済性 等

図 7-1 先進的設計評価・支援手法（AI 支援型革新炉ライフサイクル最適化手法：ARKADIA）
ARKADIA は、高速炉開発に関する三つのシステム（ナレッジマネジメントシステム、仮想プラントライフシステム及び評価支援・応用システム）
を、人工知能で支援されたプラットフォームをベースに統合することで、評価指標に応じた最適化オプションを自動的に提示します。

高速炉及びこれに対応した燃料サイクル（高速炉サイクル）は、世界のエネルギー需要への対応と地球環境の保全を両立するために期待される、持続的エネルギー
供給システムです。ウラン資源の大部分を有効利用する
ことにより、千年を超える長期にわたってエネルギーを供給できる技術であり、半減期が長いマイナーアクチノ
イド（MA）を核変換することで、地層処分に供するガラス固化体の発熱や放射性毒性を大きく低減することができる特徴を有しています。
2018 年 12 月に国の原子力閣僚会議にて決定された「戦略ロードマップ」において、我が国の今後 10 年程度における高速炉開発に係る作業が特定されました。この中で、多様化する高速炉の意義を実現するためには再処理技術を伴う必要があり、高速炉に付随するバックエ
ンドへの対応等の必要性が示されています。さらに、原子力分野の研究開発、人材育成及びこれらを支える研究基盤に対して、国内外の先端技術を導入しながら、国際的な競争力の点においても維持・発展することとされています。そこで、原子力機構では、国の戦略ロードマッ
プの基本方針に則り研究開発方針を策定し、高速炉・新型炉研究開発部門では、国内外の最先端の技術を取り入れた先進的設計評価・支援手法、安全性向上技術、放射性廃棄物の減容化・有害度低減や高速炉の経済性向上に向けた技術、燃料製造・再処理等の燃料サイクル技術の開発、安全基準及び規格基準の開発と標準化等に取り組んでいます。図 7-1 に示す先進的設計評価・支援手法は、高速炉開発に関する三つのシステム（ナレッジマネジメ
ントシステム、仮想プラントライフシステム及び評価支
援・応用システム）を、人工知能で支援されたプラット
フォームをベースに統合することで、評価指標に応じた最適化オプションを自動的に提示します。
本章では、原子力機構が実施している最新の研究開発の中から、いくつかの成果について紹介いたします。
「中性
子で分離塔内部の吸着元素を見てみよう（トピックス 7-1）」
は、MA の分離に用いる「抽出クロマトグラフィ」の技術開発に関して、中性子イメージング技術においてパル
72

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

ス発生源から検出器までの中性子の飛行時間でエネル
ギーを求め、分離塔透過後に減少した中性子の数とそのエネルギーから元素の空間分布と種類をそれぞれ特定することにより、分離塔内部に形成される吸着帯の可視化を実現したものです。
「大型高速炉の出力分布の計算精度を改善（トピックス 7-2）
」では、大型炉心に対する制御棒の計算誤差に対して、制御棒と周辺燃料の中性子吸収反応率の比を核反応データに乗ずる「反応率比保存法」の主要要因である「制御棒と周辺燃料の中性子吸収反応の比」に着目してモンテカルロ法を用いて参照解を求め、さらに燃料棒と周辺燃料に体系モデルにおいて複数の燃料領域や境界条件の改良を行うことにより誤差評価の改善が図られました。
「高速炉の炉心崩壊事故時の溶融物質の挙動評価を目指して（トピックス 7-3）」は、制御棒とステンレス鋼の溶融挙動と生成された制御棒溶
解時の移行挙動に関するモデルの改良にあたり、他の研究機関と連携することにより固相から液相にわたる広い
温度領域で制御棒溶解材の密度や比熱に関する物性デー
タを計測し、組成割合や温度による影響を明らかにしました。本成果により、溶融炉心物質の発熱量を大幅に低減する効果が期待されます。
「耐照射性に優れる炉心材料の最適な合金を目指して（トピックス 7-4）」は、燃料被覆管材料の長寿命評価のため、材料劣化を引き起こす
スエリング（膨張）現象を把握することを目的に、改良
ステンレス鋼と同材料を対象にして、照射後のボイド欠乏帯の幅を電子顕微鏡観察することで、空格子の拡散係数と濃度の数値化に成功し、空格子の拡散係数とスエリ
ング量の定量的な関係性を導出しました。
「3 価マイナー
アクチノイドを回収するための抽出クロマトグラフィ分離法の改良と実証（トピックス 7-5）
」は、世界的に再処理プラント等で利用実績がある溶媒抽出法を中心とした 3 価の MA（MA(III)）回収プロセスの開発において、
軽希土元素と重希土元素のふるまいの違いを利用した分離法を開発し、硝酸水溶液中に高純度で MA(III) を回収できることを実証しました。

高速炉研究開発

7-1

中性子で分離塔内部の吸着元素を見てみよう－共鳴中性子イメージングによる分離塔内部元素の非破壊可視化－
1.0

中性子透過率

手順②
Eu 3+（重硝酸ベース）
の供給
手順③
実験装置に
取付け

吸着帯

中性

子検

出器

子

パル

ス中

性子

源

平均粒子径 50 µm
平均細孔径 50 nm

架橋度 15%
塗布重量 20wt%

スチレン−ジビニル
ベンゼン共重合体
有機無機複合担体

多孔質シリカ粒子

中性子透過率

中性

分離塔

中性子透過率手順①
分離塔に吸着材充てん

サンプルA

サンプルC
Sample-A
Sample-B
Sample-C

0.6
0.4

Euの吸収

0.2
0.0
0.1

中性子エネルギー

サンプルB

0.8

1

10

100

1000

中性子エネルギー（eV）

中性子エネルギー

図 7-3 中性子エネルギーに対する透過率の測定結果
分離塔透過前後における中性子の減少割合を示しています。本情報から、分離塔に W、Mo、Co、Mn の元素が含まれていることが分かります。

含浸重量 33.3wt%

10 cm

octylphenyl (N,N-diisobutyl
carbamoylmethyl) phosphineoxide（CMPO）

10 cm

可視化

抽出剤

吸着帯

図 7-2 共鳴中性子イメージングの実験方法
分離塔には、多孔質シリカ粒子にスチレン−ジビニルベンゼン共重合体を被覆した有機無機複合担体に、CMPO 抽出剤を染み込ませた粒子（CMPO 含浸吸着材）を詰めておきます。分離塔を透過後に減少した中性子数から、同位体の判別だけではなく、空間分布が可視化できます。

図 7-4 分離塔の外観写真と中性子ラジオグラフィ像
分離塔内部で形成した Eu の吸着帯を、分離塔を破壊することなく、 見る ことができます。

使用済核燃料の再処理プロセスにおいて、エネルギー
源として再利用するウランとプルトニウム以外の元素等
は高レベル放射性廃液として管理され、ガラス固化処理
後、地層処分されます。私たちは、半減期の長いマイ
ナーアクチノイド（MA）を高レベル放射性廃液から分離することで、地層処分に係る廃棄物発生量や潜在的な有害度の低減を目指しており、MA と親和性の高い粒子（CMPO 含浸吸着材）を充てんした分離塔による「抽出クロマトグラフィ」の技術開発を進めています。廃液を供給後、親和性にしたがって、MA は分離塔内で吸着帯を形成し、その他元素と分離されます。実廃液を用いた本技術の実証実験では 99% の MA 分離を達成しており、MA 製品の純度向上には、分離塔内部の現象、例えば供給液の流れや粒子との接触状況等を明らかにする必要があります。そこで、本研究では、MA の模擬元素である
ユウロピウム（Eu）を分離塔に供給し、共鳴中性子イメー
ジングによって、吸着帯の可視化を試みました。
図 7-2 に J-PARC の中性子照射実験装置での実験模式図を示します。中性子を分離塔に照射し、透過した中性子を検出器で測定します。このとき、パルス中性子源
から検出器までの中性子の飛行時間で中性子エネルギーを求め、分離塔透過後に減少した中性子の数とそのエネ
ルギーから、元素の空間分布と種類をそれぞれ特定します。
これらの情報を組み合わせた中性子ラジオグラフィ像の濃淡によって、分離塔の内部構造を“見る”ことができます。

抽出クロマトグラフィのように、分離塔内部に H2O（軽水）を含む場合、中性子が透過しにくくなり、ラジオグラフィ像が得られなくなります。そこで、私たちは、化学的性質が同じで、水素より少し重く、中性子と反応しにくい重水素を用いることによって、この課題を克服しました。図 7-3A は重水、B は硝酸を重水素化した重硝酸、C は重硝酸で調製後、Eu を供給した分離塔の中性子透過スペクトルをそれぞれ示します。重水や重硝酸で満たした分離塔の透過率は、H2O の 20% に比べて 50% 程度まで向上し、乾燥粒子の充てん時と同等になりました。透過率 C では、中性子エネルギー 0.46 eV
で特徴的な中性子数の減少が見られました。このエネル
ギーの値は同位体固有であり、最も大きく共鳴反応する
Eu-151 の存在を示す証拠となります。先述の通り、分
離塔内部に Eu の吸着帯が形成されていると予想され、
図 7-4C の中性子ラジオグラフィ像において、明瞭なEu の吸着帯を確認しました。
本研究によって、分離塔内部に形成した吸着帯の可視化が可能になりました。今後、溶離する際の吸着帯の時間変化や、複数元素の分離過程における吸着帯の様子を追跡できるように検討を進めます。また、共鳴中性子
イメージングの結果をフィードバックし、抽出クロマトグ
ラフィによる最適な MA 分離条件を策定するため、数値シミュレーションコードの高度化にも取り組んでいきます。
（宮﨑 康典）

B

A

C

B

A

C

●参考文献

Miyazaki, Y. et al., Observation of Eu Adsorption Band in the CMPO/SiO2-P Column by Neutron Resonance Absorption Imaging,
JPS Conference Proceedings, vol.33, 2021, 011073, 7p.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2273

高速炉研究開発

7-2

大型高速炉の出力分布の計算精度を改善－制御棒計算手法の高度化研究－

反射条件

周辺燃料
外側
炉心
燃料

内側炉心燃料径方向
ブランケット

内側
炉心
燃料

子
中性 れ
流
の

制御棒
（B4Cペレットを内包した要素管を束ねた構造）（a）従来モデル

（b）
改良モデル

図 7-5 制御棒と周辺燃料の体系モデルの改良
改良モデルでは、制御棒の置かれた場所に応じて周辺の複数の燃料領域（内側炉心燃料、外側炉心燃料、径方向ブランケット）を扱うとともに、反射（等方反射）と真空の二つの境界条件により、炉心の中心から外側へ向かう中性子の流れを模擬しました。

制御棒は原子炉を運転・制御する重要な装置です。制御棒による中性子吸収効果が正しく評価されないと、炉心の設計に影響が出てしまいます。径方向に扁平化した
大型炉心では、制御棒の計算誤差により、径方向の出力分布にも計算誤差が発生しやすく、それを考慮した余裕を持った設計をしなければならないという課題がありました。
さて、制御棒の計算のどこで誤差が生まれるのでしょうか。まず、設計用の炉心計算が、下記の二段階で行われることを説明しなければなりません。
第一段階では、制御棒や燃料の集合体内といった炉心の一部分の詳細な構造に着目した計算を行い、第二段階
で炉心全体に着目した計算を行います。ここで、第二段階で集合体内の詳細構造を扱わなくても第一段階の結果が再現されるよう、核反応データに係数をかけ実効的なものにします。制御棒に関しては、第一段階で計算した
制御棒と周辺燃料の中性子吸収反応率の比を核反応デー
タに乗ずる「反応率比保存法」が確立していました。
従来は図 7-5（a）の制御棒と周辺燃料の体系モデルを設定し第一段階の計算を行い、炉内の全ての制御棒についてこのモデルを適用していました。本研究では、従来モデルの再構築に挑みました。モデルの妥当性を判断する指標として、反応率比保存法の主要因子である「制御棒と周辺燃料の中性子吸収反応率の比（以下、α 値）」に着目しました。また、炉心体系を制御棒や燃料集合体の詳細構造から忠実にモデル化できるモンテカルロ法により参照解を求めました。統計的手法であるモンテカル
●参考文献

1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
‑0.2
‑0.4
‑0.6
（％）‑0.8‑1.0

参照解との相対差異

周辺燃料

真空条件

従来モデル
改良モデル
0

50

100

150

200

炉心の中心からの距離（cm）

250

図 7-6 大型炉心の径方向出力分布の改善例
モンテカルロ法で算出した参照解からの相対差異をプロットしたものです。図 7−5 の改良モデルにより、炉心の中心から離れた領域においても、制御棒のモデル化が影響する出力分
布の計算精度を改善できました。

ロ法では、膨大な計算時間を要するため、炉心設計には従来の決定論的手法の高度化が必要とされました。
炉心の中心に近い所にある制御棒については、制御棒と周辺燃料の本数比を対象炉心と合わせるなどの従来モデルの修正で、比較的容易に α 値を改善でき、炉心の中心付近の制御棒の中性子吸収の過大評価が原因で生じていた計算誤差を改善する目途が立ちました。しかしながら、炉心の中心から離れた所にある制御棒について
は、α 値を参照解と合わせることができません。制御棒
周辺に内側炉心燃料、外側炉心燃料、径方向ブランケッ
トと複数の領域があること、さらには炉心の中心から外側にかけて中性子の流れがあり、向きによって流れ方が変わることがその原因と考え、図 7-5（b）の改良モデルを考案しました。扇型の領域分割により複数領域の周辺
燃料配置を模擬するとともに、反射と真空の二つの境界条件の組合せにより中性子の流れを模擬しています。これにより、α 値を改善することができました。
炉心設計計算への改善効果をいくつかの制御棒挿入
パターンについて評価した結果、上述の改良モデルにより、制御棒の反応度価値については、モンテカルロ法
による参照解との相違が 0.13％以下（従来の 6 分の 1）に改善、径方向の出力分布についても図 7-6 に例を示
すように参照解との相違が改善し、0.35％以下（同 3 分の 1）となりました。こうして、大型高速炉に対して使用できる高精度の制御棒計算手法を構築できました。
（滝野 一夫）Takino, K. et al., An Investigation on the Control Rod Homogenization Method for Next-Generation Fast Reactor Cores, Proceedingsof Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), Chiba, Japan,
2020, p.92-96.

74

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

高速炉研究開発

7-3

高速炉の炉心崩壊事故時の溶融物質の挙動評価を目指して－制御棒溶解材の基礎物性データベース整備－

（a）

（b）

8000

液相

比熱

密度

7000
3
（kg/m ）

（J/kg/K）●：炭化ホウ素5％を溶解させた
制御棒溶解材（固相）〇：炭化ホウ素5％を溶解させた＊1
制御棒溶解材（液相）

400
200

液相

▲：ステンレス鋼（固相）1000●：炭化ホウ素5％を溶解させた
制御棒溶解材（固相）〇：炭化ホウ素5％を溶解させた＊1
制御棒溶解材（液相）＊2▲：ステンレス鋼（固相）＊1△：ステンレス鋼（液相）

500

液相

600

＊2

6000
0

液相

800

7500

6500

1000

＊1

1500

0

2000

△：ステンレス鋼（液相）

0

500

1000

1500

2000

温度（K）

温度（K）

図 7-7 ステンレス鋼と、ステンレス鋼に制御棒材（炭化ホウ素）を 5％溶解させた制御棒溶解材の（a）密度評価結果、（b）比熱評価結果
ステンレス鋼に制御棒材（炭化ホウ素）を溶解させると、（a）制御棒溶解材の密度は低下し、（b）比熱は上昇する傾向が見られました。破線より左側の液相物性データは、過冷却状態の液相の物性値を示します。

ナトリウム冷却高速炉（高速炉）においては、万が一、燃料が溶融して炉心が崩壊する重大事故が発生した場合に、溶融炉心物質が原子炉容器内で保持・冷却されることを評価することが重要です。
高速炉の出力調整に用いる制御棒材（炭化ホウ素）及びその被覆管材（ステンレス鋼）の溶融温度は、それぞれ約 2770 K 及び約 1720 K ですが、事故時に燃料損傷
部近傍の高温雰囲気に両者がさらされた場合には、それらの溶融温度より低い温度で、合金（制御棒溶解材）を形成して液化する現象が知られています。制御棒溶解材には流動性があるので、これが、溶融炉心内に混ざっていくことにより、溶融炉心物質の発熱量を大幅に低減する効果が期待されます。より合理的な高速炉の設計に資するため、高温下における制御棒材とステンレス鋼の合金化による液化挙動と、生成される制御棒溶解材の溶解
炉心内の移行挙動を評価できるように解析プログラムの改良を進めています。この改良にあたっては、固体から液体までの広い温度範囲にわたって、いろいろな組成割合での制御棒溶解材の密度、比熱等の物性データが必要になります。そこで、連携研究機関と協力し、制御棒溶
解材の物性データ整備と解析プログラムの改良を並行して実施しています。
物性データ整備では、まず溶融温度が最も低くなると考えられるステンレス鋼中に 5％炭化ホウ素を溶解させた制御棒溶解材を合成し測定に着手しました。図 7-7にステンレス鋼と制御棒溶解材の（a）密度、（b）比熱の測定結果を示します。図 7-7（a）より、ステンレス鋼
中に 5％の炭化ホウ素を溶解させることにより、密度は室温で約 6％低下すること、温度上昇に伴い制御棒溶解
材の密度の減少量はステンレス鋼より若干少なくなる傾向があることが分かりました。一方、図 7-7（b）より、比熱は室温で約 7％上昇し、固相における温度上昇に伴う比熱の変化は、ステンレス鋼、制御棒溶解材とも同様の傾向を示しますが、液相では比熱は温度によらずほぼ一定となることが分かりました。以上より、炭化ホウ素
5％を溶解させた制御棒溶解材に対して相変化をまたぐ
物性データを整備しました。今後、制御棒溶解材中の炭化ホウ素溶解割合を変えて物性データの測定を行い、熱物性データ集としてまとめるとともに、固液相共存領域の物性推定方法を検討し、これら物性評価式を作成して、解析プログラムの改良に役立てる予定です。
本研究は、経済産業省資源エネルギー庁からの受託事業である「平成 28 年度高速炉の国際協力等に関する技術開発」の成果の一部です。
（高井 俊秀）＊1

 Fukuyama, H. et al., Thermophysical Properties of Molten
Stainless Steel Containing 5 mass % B4C, Nuclear Technology,
vol.205, issue 9, 2019, p.1154-1163.

＊2 原子力安全基盤機構, 複雑形状部機器配管健全性実証（IAF）
事
業原子炉圧力容器の異材溶接部に関する高温材料特性データ集,
JNES-RE-2012-0024, 2013, 122p.

●参考文献

Takai, T. et al., Thermophysical Properties of Stainless Steel Containing 5 mass % B4C in the Solid Phase, Nuclear Technology,
vol.205, issue 9, 2019, p.1164-1174.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2275

高速炉研究開発

7-4

耐照射性に優れる炉心材料の最適な合金を目指して－材料劣化因子である照射点欠陥挙動の定量評価技術の開発－

燃料要素

燃料集合体
上部端栓

結晶粒A

結晶粒A

結晶粒A

ボイド欠乏帯幅159±11 nm

燃料被覆管

193±15 nm

294±20 nm

結晶粒A

439±40 nm

結晶粒界
結晶粒B 100 nm

ラッパ管

Fe-15Cr-15Ni

結晶粒B

100 nm

Fe-15Cr-20Ni

結晶粒B

結晶粒B

100 nm

Fe-15Cr-25Ni

100 nm

Fe-15Cr-30Ni

図 7-9 Fe-Cr-Ni 系オーステナイト鋼中性子照射材（476 ℃、18 dpa ※）に形成したボイド欠乏帯各鋼種のボイド欠乏帯幅は、結晶粒 A 及び B に形成された幅を複数箇所にて測定し、これらを平均して算出しています。空格子の拡散性に依存するボイド欠乏帯は、Ni 成分量の増加に伴い増加し、材料中の空格子の拡散性が鋼種ごとに異なることが示されました。

核燃料※ dpa は displacement per atom の略であり、中性子照射量（弾き出し損傷量）の単位を表す。
12.0
12スエリング量下部端栓

Fe-15Cr-20Ni

図 7-10 空格子拡散係数とスエリング
量の関係（図 7-9 の 4 鋼種の評価結果）
Fe-15Cr-30Ni
図 7−9 のボイド欠乏帯幅を用いて、空6.0
6 Fe-15Cr-15Ni
図 7-8 ナトリウム冷却高速炉の燃料構造設計例
格子拡散係数を算出し、スエリング量
核燃料そのものに加え、発生する核分裂生成物は、との定量的な関係性を構築することが3.0
3（vol%）
Fe-15Cr-25Ni
燃料被覆管や上部及び下部の端栓で封じ込められできました。これら 4 鋼種においては、ています。この一体の構造を燃料要素と呼び、燃Ni 成分量増加に伴うスエリング量の低00.0
1.00E-14
10 ‑9 下は空格子の高い拡散性に起因するこ10 ‑11 1.00E-10
10 ‑10 1.00E-09
10 ‑14 1.00E-13
10 ‑13 1.00E-12
10 ‑12 1.00E-11
料要素は炉心燃料集合体内に束ねられ、炉心へ装
空格子の拡散係数（m2/s）
荷されます。
とが示されました。
9.0
9

原子炉の基本的安全機能として、核燃料は核分裂により放出される放射性物質の外部漏えいを防止するために燃料被覆管と呼ばれる金属薄肉細管で覆われています（図 7-8）。燃料被覆管は炉内で中性子照射の影響を受けることから、材料劣化が生じにくいこと（耐照射性）が要求されます。
現在、私たちは高速炉を利用した放射性廃棄物の低減化に係る研究開発として、既存の燃料被覆管材（改良 SUS316 相当鋼）の性能を超える長寿命の燃料被覆管の開発を進めています。長寿命化のためには、特に材料劣化を引き起こすスエリング（膨張）現象を抑えることが重要です。スエリングは、照射により生成した点欠
陥（空格子及び格子間原子）の材料中の挙動（拡散や量）に起因します。そのため、スエリング抑制には点欠陥挙動を適切に制御することが重要ですが、既往研究では点欠陥挙動とスエリング量との定量的関係性が明らかになっておらず、さらにスエリング量の評価手法は確立されているものの、点欠陥挙動は手法確立に至っていません。
この評価手法を開発した上で、合金成分の異なる様々な鋼種に対してこれらの関係性を明らかにできれば、主要合金成分の選定や微量元素添加による成分微調整に係る適切な設計戦略を構築することができ、既存の合金設計手法を補う新手法として活用が期待されます。
そこで、本研究では、改良 SUS316 相当鋼と同じ
Fe-Cr-Ni 系オーステナイト鋼を対象に、点欠陥挙動を評価するための手法開発を試みました。照射後組織から●参考文献評価できる手法として、空格子の拡散性に依存するボイ
ド欠乏帯（照射により粒界に形成されるボイドの無形成層）に注目しました。このボイド欠乏帯の幅を透過電子顕微鏡観察により測定し、既存のボイド欠乏帯の形成理論式（拡散係数依存）と反応速度論式（濃度依存）を用いた計算を組み合わせた結果、空格子の拡散係数と濃度の数値化に成功しました。図 7-9 は Cr 量を 15wt% に固定し、Ni 量を 15wt% から 30wt% に変化させた 4 鋼種の中性子照射材（「常陽」照射材）で形成されたボイ
ド欠乏帯を示したものであり、Ni 成分量によりその幅が変化することが分かります。代表として、この幅を用いて算出した拡散係数と各鋼種のスエリング量の関係を
図 7-10 に示します。4 鋼種におけるスエリング抑制は、拡散係数の増加に起因するものであることが分かり、拡散係数とスエリング量の定量的関係性を導くことができました。今後は、スエリング抑制に関する合金成分設計の最適化を目指して、“材料固有の拡散係数がどの数値をとる場合に、スエリング抑制が図れるか”といった知見を取得するために、合金成分を変えた様々な中性子照射済試料に対するデータ拡充を行い、これらの関係性の精度向上を図っていく予定です。
本研究は、北海道大学との共同研究「高速増殖炉用オーステナイト系ステンレス鋼における照射欠陥蓄積挙動の定量的評価に関する研究」の成果の一部です。
（関尾 佳弘）

Sekio, Y. et al., Effect of Nickel Concentration on Radiation-Induced Diffusion of Point Defects in High-Nickel Fe-Cr-Ni Model Alloys
during Neutron and Electron Irradiation, Materials Transactions, vol.60, issue 5, 2019, p.678-687.

76

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

高速炉研究開発

7-5

3 価マイナーアクチノイドを回収するための抽出クロマト
グラフィ分離法の改良と実証－効率の高い MA(III)/Ln(III) 分離プロセス－
HLLW(MA(III)+lLn+hLn +FP)
一段目カラムカラム（CMPO/SiO2-P）

lLn + FP

MA(III)+hLn

二段目カラム（HDEHP/SiO 2 -P）
ILn : 軽希土類元素
hLn : 重希土類元素
FP : その他核分裂生成物

図 7-11137

供給液濃度︶

Cs
Eu
241
Am
242
Cm
Nd

50 mM DTPA (pH = 2)
中間製品溶液→二段カラムへ

154

1

0
0

5
15
10
通液体積（/充てん層体積）

図 7-12

ホットセル内に設置した試験装置
0.3 M

元素濃度
︵／供給液濃度︶

元素濃度
︵

/ 2

5 M HNO3

遠隔操作用バルブ切替装置

MA(III)改良した MA(III) 回収プロセスの概要

死体積 供給液

3hLn

死体積 供給液 HNO33

0.8 M HNO3

1 M HNO3

最終製品
154

Eu
Am
Cm
Nd

241

2

242

1
0
0

15
5
10
通液体積（/充てん層体積）

図 7-13 CMPO カラムでの分離曲線
MA(III)+hLn と lLn が DTPA 水溶液の通液により時間差で溶離することで分離を達成しました。

図 7-14 HDEHP カラムでの分離曲線
硝酸の通液により分離し、MA(III) と hLn が 0.8 M（mol/dm3）
MA(III) の硝酸水溶液中への分離回収に成功しました。

原子力発電によって生成する使用済燃料の処理に伴い発生する放射性廃棄物の減容化・有害度低減の有望な選択肢として、長半減期で発熱性を有する Am や Cmといった 3 価のマイナーアクチノイド（MA
（III）
）を放
射性廃棄物から分離し、核変換することが考えられています。これまでに日本だけでなく、アメリカやフランスを含む様々な国で、種々の金属元素を含む高レベル放射性廃液（HLLW）から MA（III）を分離するための研究が実施されてきています。ランタノイド元素（Ln（III））
は効率的な核変換を阻害するため MA（III）と分離する必要がありますが、水溶液中で MA（III）と同じく 3 価のイオンとなり類似の化学的挙動を取るため、MA
（III）
と Ln
（III）との分離が開発の主要な課題です。
世界的には多くの利用実績のある溶媒抽出法を用いたプロセスの開発が多く見られますが、我々は溶媒抽出の原理を利用しつつ、より廃棄物発生量が少ないと期待される抽出クロマトグラフィ技術を用いた開発を進めています。本技術は多孔質シリカ粒子表面にポリマーを被覆した粒子（SiO2-P）に、MA（III）に親和性のある抽出剤を含浸させた粒子を吸着材として用い、カラム操作
によって MA（III）の分離回収を可能とします。これまでの研究では、抽出剤である CMPO、HDEHP を含浸させた吸着材をそれぞれ、一段目、二段目のカラムとして利用した二段階の分離法の開発を行ってきました。一段目では種々の金属の中から化学的に類似の MA
（III）
と
Ln
（III）
とが回収され、二段目において MA
（III）
が Ln
（III）

から分離されます。本プロセスでは、MA（III）の回収率が 70% にとどまること、最終的に得られる MA（III）
製品溶液に錯形成剤を多く含むことが課題でした。
より実用性の高い MA（III）
回収プロセスを構築することを目的として、CMPO 及び HDEHP への Ln（III）の親和性の違いに着目し、軽希土類元素（lLn: La-Nd）と重希土類元素（hLn: Sm-Gd）の振る舞いの違いを利用した分離法を考案しました（図 7-11）。これまで二段目に利用していた錯形成剤である DTPA を一段目のカラムに用いることで、MA（III）の錯形成剤を含まない硝酸中への高収率な回収を狙いました。模擬 HLLW を用いた
カラム分離試験によりプロセス条件の最適化を行い、得られたフローを用いてホットセル内での実 HLLW を対象とした実証試験を実施しました（図 7-12）。そのlLn
結果、一段目のカラムにおいてとその他金属元素を（図 7-13）、二段目のカラムにおいて MA（III）と hLnとを分離（図 7-14）することに成功しました。Nd は二段目のカラムでは MA（III）とは分離されないものの、一段目のカラムで目標とする除染係数 100 を達成可能であることを示しました。本プロセスを用いることで、90% 以上の MA（III）を高い純度で硝酸水溶液中に回収出来ることを実証し、実用性のある MA（III）回収プロ
セスを提示できました。
本研究は、芝浦工業大学との共同研究「MA 回収用吸着材の最適化に関する研究」の成果の一部です。
（渡部 創）●参考文献

Watanabe, S. et al., Improvement in Flow-Sheet of Extraction Chromatography for Trivalent Minor Actinides Recovery, Journal ofRadioanalytical and Nuclear Chemistry, vol.322, issue 3, 2019, p.1273-1277.
原子力機構の研究開発成果

2021‑2277

８ バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発
原子力施設、再処理施設の廃止措置及び廃棄物の処理処分に向けて
原子力機構は、保有する原子力施設の安全強化とバッ
クエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持・発展を目指すため、原子力施設 89 施設を対象に、「施設の集約化・重点化」、「施設の安全確保」及び「バックエンド対策」を「三位一体」で整合性のある総合的な計画として具体化した「施設中長期計画」（2017 年 4 月 1
日策定、2021 年 4 月 1 日改定）として取りまとめました。
その後、2018 年 3 月 28 日に高速増殖原型炉「もんじゅ」の廃止措置計画、同年 6 月 13 日に東海再処理施設の廃止措置計画が、原子力規制委員会の認可を受けました。
また、「三位一体」のうち「バックエンド対策」については、東海再処理施設の廃止措置に約 70 年を要することから、施設の廃止措置と放射性廃棄物の処理処分についての長期にわたる見通しと方針を示した「バックエン
ドロードマップ」（2018 年 12 月 26 日策定）として取りまとめました。このような状況にあって、原子力施設の廃止措置及び廃止措置等で発生する放射性廃棄物の処理処分を安全かつ適切に行うために、新たな技術や知見を導入し、廃止措置及び廃棄物の処理処分のトータルでの安全性向上及びコスト削減を目指した技術の開発を推進していくことが必須となります。原子力機構では、安全で効率的な施設解体プロセス、発生する放射性廃棄物の最小化や安定化などの処理プロセス、放射能確認を含めた処分プロセスに関連する技術開発を総合的に行っています（図 8-1）
。また、低レベル放射性廃棄物の埋設処分事業については原子力機構の業務に伴い発生したものに加え、大学、民間等の研究施設等からの発生分も処分事業の対象として取り組んでいるところです。
東海再処理施設については、2018 年 6 月 13 日に廃止措置計画の認可を受け、廃止措置段階に移行しています。本施設においては、施設のリスク低減に係る取組みとして、溶液状態で貯蔵している放射性物質をより安定な形にするため、2028 年度の処理完了を目標に掲げ、
高放射性廃液のガラス固化処理を安全最優先で進めつ
つ、ガラス固化技術の高度化に係る技術開発等に取り組んでいます。今年度はガラス流下停止事象の対策を講じた新型溶融炉の施工設計を行い、製作に着手しました。
今年度の当該分野の技術開発成果として、低レベル
放射性廃棄物（研究施設等廃棄物）の埋設事業実施に向けた重要核種選定の精度を向上するための手法の整備（トピックス 8-1）
、核燃料物質を用いた再処理試験で発生した廃抽出溶媒から放射性物質を回収する技術の開発（トピックス 8-2）
、廃棄体の健全性に影響を与える金属（Al）とコンクリートの反応を抑制する技術の検討（トピックス 8-3）があります。また、プルトニウ
ム取扱施設の安全性の向上に向けて、既設のグローブ
ボックスの窓板に貼り付けて火災損傷防止効果を高める
窓板用火災対策シートの開発（トピックス 8-4）について紹介しています。

図 8-1 低レベル放射性廃棄物対策の概要
低レベル放射性廃棄物対策として、原子力施設の廃止措置や放射性廃棄物の処理、放射能確認等の放射性廃棄物の発生から処分に至るプロセスに関連する技術開発を進めています。

78

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

地層処分の技術と信頼を支える基盤的な研究開発を推進
地層処分は、原子力発電に伴って発生する高レベル放射性廃棄物などを、何万年にもわたって人間の生活環境から隔離するための対策として、国際的にも共通した最も実現性の高いオプションです。今後の原子力政策の動向にかかわらず高レベル放射性廃棄物などは既に発生しており、その対策への負担は将来世代に先送りするわけにはいきません。現在の我が国の方針では、使用済燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃液を、ガラス原料と混ぜ、高温で溶かし合わせてガラス固化体にします。これを、30 ～ 50 年程度冷却のために貯蔵した後、金属製のオーバーパックに封入した上で、地下 300 m
以深の安定な岩盤の中に、粘土を主成分とする緩衝材で包み込んで埋設します（図 8-2）
。原子力機構では、実施主体である原子力発電環境整備機構による処分事業と国による安全規制の両面を支える技術基盤を整備し、地層処分技術の信頼性を支える研究開発に取り組んでいます（図 8-3）。
北海道幌延町の幌延深地層研究センター（堆積岩を対象）では、地下の研究施設を活用して、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認等の研究課題に取り組んでいます（トピックス 8-5、8-6）。また、岐阜県土
岐市の東濃地科学センターでは、土岐地球年代学研究所において、地質環境の長期安定性に関する研究を実施しています（トピックス 8-7、8-8）。瑞浪超深地層研究
所（花崗岩を対象）では、研究開発を終了し坑道の埋め戻し及び地上施設の撤去等を進めています。

茨城県東海村の核燃料サイクル工学研究所の研究施
設では、人工バリアのシステム挙動や放射性核種の移動特性に関する実験データなどを基に、地下の研究施設で得られる情報を活用して、地層処分システムの設計や安全評価に必要な技術の開発を進めています（トピックス 8-9、8-10）。
これらのような研究開発で得られた成果は、知識マネ
ジメントシステムを用いた知識ベースとして体系的に管理・継承していくため、ウェブを活用したレポーティン
グシステム（CoolRep）として公開しています。
（CoolRep: https://kms1.jaea.go.jp/CoolRep/index.html）

オーバーパック（炭素鋼など）安定な岩盤（天然バリア）（地下300 m以深）

図 8-2

●土岐地球年代学研究所
東濃地科学センター（岐阜県土岐市, 瑞浪市） ●瑞浪超深地層研究所

ガラス固化体 緩衝材（粘土など）

幌延深地層研究センター（北海道幌延町）

地層処分システムの基本概念‫޷ཱིـ׷‬
੤ཱི޷●幌延深地層研究所
（堆積岩）

౨ཱི޷

知識マネジメントシステム

孴孷孳季宰௒ࠬ޷ಕ

孵學孳季宰௒ࠬ޷ಕ

知識ベース

関
係
研
究
開
発
機
関

孶學孳季宰௒ࠬ޷ಕ

ペレトロン年代測定装置

連携

學孳孳季宰௒ࠬ޷ಕ

※イメージ図〔令和3年8月更新〕
施工済み範囲●ドキュメント●データベース●シミュレーションモデル
●エキスパートシステム●多様な論拠●経験・ノウハウ

協力
核燃料サイクル工学研究所（茨城県東海村）●地層処分基盤研究施設（エントリー）●地層処分放射化学研究施設（クオリティ）

処分事業

安全規制

国民との相互理解

図 8-3

地層処分技術に関する研究開発の実施体制と成果の反映先原子力機構の研究開発成果

2021︲2279

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-1

研究施設等廃棄物の埋設事業を円滑に進めるために－重要核種選定に必要な「基準線量相当濃度」の整備－
安全審査における国の要求●埋設事業の安全審査においては、一般公衆が埋設施設から被ばくする想定（シナリオ）に基づく被ばく線量評価（安全評価）によって、国が定生活圏における
一般公衆の被ばく

降水

める線量基準を満足すること。
●被ばく線量への寄与の大きい核種（重要核種）を選定し、重要核種に対河川・湖沼する最大放射能濃度と総放射能量を示すこと。
◎埋設施設の立地場所の選定が進行中、立地環境条件での安全評
価が未実施
埋設処分の上限値を決めた一般的な立地環境条件で基準線量相当濃度（国が定める基準線量をもたらす核種ごとの放射能濃度）を用いて重要核種を選定
将来の様々な立地環境を考慮した基準線量相当濃度を算出し、安全評価に与える影響を検討中

図 8-4 安全審査における国の要求と現状の対応の概要
現在、立地場所の選定が進行中であることから、将来の様々な立地環境を考慮した基準線量相当濃度を算出し、安全評価に与える影響を検討しています。
1.E+17
1.E+16

帯水層
埋設施設
及び廃棄体

地下水による放射性核種の移行距離（トレンチ処分のイメージ）

図 8-5 基準線量相当濃度算出に用いた被ばくの想定（シナリオ）
埋設施設の安全評価では、埋設施設の廃棄物から一般公衆が被ばくする想定（シナリオ）を基に被ばく線量を評価し、基準線量相当濃度を算出します。例えば、河川水利用では、汚染した河川水の飲用や、その水で飼育した畜産物の摂取等による被ばくを考慮しています。

H-3
C-14

Ni-63、Sr-90
1.E + 20以上＊

基準線量相当濃度

1.E+15

Cl-36
Ni-63
Sr-90
Tc-99
Pu-2391.E+14
1.E+13

図 8-6 トレンチ処分の基準線量相当濃度の評価例
河川水利用では、最小値であった C-14 がさらに低Am-241 くなることが分かりました。灌漑水利用、河川岸
利用では、被ばくに寄与する割合の高い新たな核種（Cl-36 等）のあることが分かりました。これらは、実際の立地条件を反映した安全評価により選定される可能性の高い核種を幅広く選定することとな
り、安全審査に向けた信頼性が向上すると考えます。

1.E+12
1.E+11
1.E+10（Bq/ton）1.E+09
1.E+081.E+07
1.E+06○河川水利用○土地利用○灌漑水利用○河川岸利用

旧原子力
安全委員会

JAEA埋設事業

河川水利用 河川水利用

河川水・ 河川岸利用 河川岸利用 河川岸利用
灌漑水利用
（建設）
（居住）
（農耕）

私たちは、原子力機構及び国内の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物（研究施設等廃棄物）を埋設する事業（トレンチ処分及びピット処分）の実施主体です。埋設事業の安全審査においては、一般公衆が埋設施設から被ばくする想定（シナリオ）に基づく被ばく線
量評価（安全評価）によって、国が定める線量基準を満足することを示すとともに、被ばく線量への寄与の大きい核種（重要核種）を選定し、重要核種に対する最大放射能濃度と総放射能量を示す必要があります。また、廃棄物の処理方法や廃棄物の測定・分析方法を検討する際にも、この重要核種を中心として検討がなされるため、埋設事業を円滑に推進する上でも重要核種を具体的に選定することが重要です。図 8-4 にその概要を示します。
重要核種は、国が定めた基準線量の被ばくをもたらす
核種ごとの放射能濃度（基準線量相当濃度）と埋設する廃棄物に含まれる核種の放射能濃度から求める比の大きい核種から選定します。基準線量相当濃度の値が低い核種は、廃棄物に含まれる放射能濃度が低くても被ばく線
量が高くなることとなり、重要核種となる可能性が高くなります。これまでは、基準線量相当濃度として、埋設●参考文献処分における放射能濃度の法規上の上限値を決める際の根拠となった値（旧原子力安全委員会の値）を使ってきました。現在、埋設施設の立地場所の選定が進行中であり、事業者としては様々な立地環境を想定しておく必要があります。このため将来の様々な立地環境を考慮した「シナリオ」（図 8-5）を設定して基準線量相当濃度を算出し、安全評価に与える影響を検討しました。
代表的な核種に対する基準線量相当濃度について、トレンチ処分の例を図 8-6 に示します。河川水利用のシナリオ
では、被ばく線量が高くなる立地環境条件（生活圏が近く、短い移行距離等）を想定したため、従来、最小値であったC-14の値がさらに低くなることが分かりました。
また、様々な立地環境を考慮したシナリオ（灌漑水利用、河川
岸利用）を用いたことで、被ばくに寄与する割合が高い
新たな核種（Cl-36 等）のあることが分かりました。
今回の成果から、幅広い立地環境に基づいた基準線量相
当濃度を用いることで、実際の立地場所を反映した安全評
価により選定される可能性の高い核種を幅広く選定できることから、安全審査に向けた信頼性が向上すると考えます。
（菅谷 敏克）

菅谷敏克ほか, 研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討（その 1）, JAEA-Technology 2021-004, 2021, 79p.

80

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-2

固体吸着材による廃抽出溶媒からの核燃料物質の回収－模擬廃抽出溶媒におけるイミノ二酢酸基の錯形成反応の調査－
O

800 µmOH

R N

800 µm

OH
O

図 8-7

1 min

イミノ二酢酸基の構造図

図 8-830 min

300 min

模擬廃抽出溶媒から吸着処理した Zr の PIXE 画像

単位照射量当たりの の検出強度

2
吸着時間

1.5

1 min

15 min60 min

300 min

表 8-1 Zr に近接する原子の種類と距離（EXAFS 分析）
硝酸溶液で吸着処理した試料はイミノ二酢酸に由来する O と、
ZrO(NO3)2 と錯体を形成し、模擬廃抽出溶媒で吸着処理した試料は、硝酸基は存在せず、イミノ二酢酸に由来する O と ZrO2+の化学形態で錯形成していると予想されます。

30 min

1

Zr

試料

原子

0.5

硝酸溶液

（counts/nC）

0
0

200

400

600

800

上部から下部方向への距離（µm）

図 8-9 吸着材の Zr の検出強度（マイクロ PIXE 分析）
縦軸は Zr の検出強度、横軸は上部から下部方向の距離を示しています。吸着処理直後（1 min）より Zr が吸着材全体に分布しており、速やかに吸着している様子が観察されました。

老朽化した原子力施設の廃止措置が進められています。廃止措置の完遂には、核燃料物質やそれらの廃棄物を化学的に安定な状態に処理することが不可欠です。本
研究では、実験室規模の再処理試験で発生した抽出溶媒の廃液を対象としました。PUREX プロセスを対象とした再処理試験ではリン酸トリブチル（TBP）を用い
ますが、試験、分析で発生する廃抽出溶媒の廃液中には、
核燃料物質のウラン（U）やプルトニウム（Pu）を微量に含有しているものもあります。抽出溶媒は抽出した
核燃料物質の放射線により分解し、その結果、水素やニトロ化合物等の爆発性物質が発生、蓄積する危険性があり、速やかな安定化処理が必要です。廃抽出溶媒中の核燃料物質の回収方法として、炭酸ナトリウム溶液等による逆抽出法が一般的ですが、大量のアルカリ系廃液の発生が課題です。そこで、元素の吸着と溶離が可能である
固体吸着材に着目し、廃抽出溶媒中でも直接吸着反応を示す固体吸着材を見出すことで、廃抽出溶媒処理法として確立できると考えました。
本研究ではイミノ二酢酸型の市販吸着材を使用し、溶媒中における錯形成反応について調査を進めました。図 8-7 にイミノ二酢酸基の構造を示します。まず、TBP の劣化成分の代表としてリン酸ジブチル（DBP）
を含む溶媒に模擬核燃料物質として Zr(IV)(Pu(IV) の模
擬）を装荷した溶媒を調製し、CR11 キレート樹脂（三菱ケミカル社製）を一定時間模擬廃抽出溶媒に浸漬させました。また、イミノ二酢酸基の Zr との結合状態を比吸着材（硝酸溶液）（300分吸着処理）
模擬廃抽出溶媒吸着材（模擬廃抽出溶媒）（300分吸着処理）

原子数

結合間距離

（個）

（10 ‑10 m）

O

8.2

2.16

N

4.2

2.28

O

4.0

2.14

N

2.2

2.35

O

4.0

2.05

N

1.8

2.18

O

3.8

2.06

N

−

−

較するために、Zr を溶解した硝酸溶液に浸漬させた試料も調製しました。各吸着材の Zr の吸着状況をマイク
ロ PIXE 分析、Zr との化学結合状態を EXAFS 分析に
より明らかにしました。
図 8-8 にマイクロ PIXE 分析による吸着材に吸着した Zr の分布状況を、図 8-9 に垂直方向における Zr の強度を示します。1 分間の吸着時間でも、吸着材内部にまで Zr が分布しています。吸着材全体のイミノ二酢酸基が有効に利用されていると推察されます。表 8-1 にEXAFS 分析による吸着した Zr の原子の種類と距離に関する分析結果を示します。イミノ二酢酸基と Zr は、硝酸溶液中では ZrO(NO3)2、模擬廃抽出溶媒中ではZrO2+ と、異なる化学形態でイミノ二酢酸と錯形成することが示唆される結果を得ました。イミノ二酢酸基は模擬廃抽出溶媒中の金属と直接錯形成することを明らかにし、さらに、短時間で吸着反応が進行すると示唆する結果を得たことから、廃抽出溶媒処理に適用可能であると考えられる結果を得ました。
これらの結果を手掛かりに、吸着容量の向上を目指した新規吸着材の合成や吸着元素の回収に関する調査に着手する予定です。
本研究のマイクロ PIXE 分析は、量子科学技術研
究開発機構高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設(TIARA)、EXAFS 分析はあいちシンクロトロン光セン
ターの BL11S2 にて行いました。
（荒井 陽一）●参考文献

Arai, Y. et al., Microscopic Analyses on Zr Adsorbed IDA Chelating Resin by PIXE and EXAFS, Nuclear Instruments and Methods inPhysics Research Section B, vol.477, 2020, p.54-59.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2281

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-3

難処理廃棄物を安定な廃棄体にする－バイヤー法を用いた放射性アルミニウム廃棄物処理技術の検討－■：β‑アルミナ▲：γ‑アルミナ―：1000 ℃●：α‑アルミナ①溶解②不溶残渣除去回折
強度（a.u.）

20③水酸化物生成④乾燥・粉砕⑤焼成
図 8-10 バイヤー法を応用した基本的な処理フロー図① Al をアルカリ溶液で溶解します。②アルカリ溶液に溶解しない残渣をろ過によって除去します。③薄い塩酸を添加し（中和）、水酸化物を生成させます。④水酸化物を乾燥させ、焼成しやす
いように粉砕します。⑤電気炉を用いて焼成し、安定なアルミナに変換します。

原子力施設で発生した固形の放射性廃棄物は、一般にコンクリートで固めて廃棄体にして処分しています。
材料試験炉（JMTR）をはじめとする研究用原子炉では、炉内の構造材としてアルミニウム（Al）やその合金が多く使用されていますが、コンクリートと反応し水素ガスを発生する性質があるため、廃棄体の健全性に影響を与える問題があります。そこで、Al をコンクリートと反応しない物質へと変換し、安定な廃棄体にする技術の検討を行いました。
Al の化合物の中からコンクリートと反応して水素ガスを発生せず、コンクリートの速乾材として利用されている酸化アルミニウム（アルミナ）に着目しました。
アルミナに変換する技術は、工業製造法として用いられているバイヤー法を応用することにしました。一方、JMTR の炉内で長期間使用した Al 合金は Al よりも半減期の長い核種の生成も多くなり、Al 合金の放射能を大きくしています。本法では、強アルカリである水酸化ナトリウム（NaOH）水溶液等を用いて Al を溶解させ、Al 合金中に含まれる添加元素や不純物元素を除去する
特徴も有しているものとしました。これにより、添加元
素や不純物元素の放射化により生成される半減期の長い核種を除去できれば Al 成分の廃棄物の放射能量を下げることも期待できます。
本法の基本的処理フローを図 8-10 に示します。焼成
●参考文献

40

60

80

回折角度, 2θ（deg.）

図 8-11 1000 ℃にて焼成した試料の X 線回折スペクトル1000 ℃で焼成した試料は X 線回折により、α、β、γの結晶構造が異なる 3 種類のアルミナであることを確認しました。

表 8-2 各工程で発生する試料の放射能割合の推移
照射した Al 合金を用いて、図 8︲10 の工程で発生する試料中に含まれる全放射能を 100 に規格化し、各工程での放射能の割合を算出しました。99% 以上が不溶残渣に含まれていることが分かりました。
不溶残渣

水酸化物

廃水

Cr-51

99.3

0.5

0.2

Fe-59

100.0

LTD

LTD

LTD：検出下限値未満

後の試料について、X 線回折による結晶構造解析を行ったところ、図 8-11 に示す通り、異なる 3 種類のアルミナであることを観測しました。これら異なったアルミナの特性は、α - アルミナや γ - アルミナは純度の高い安定なもの、β - アルミナはナトリウム（Na）を含んだものであり、これらのアルミナは、コンクリートと反応性が低いことを確認しました。
また、京都大学研究用原子炉で照射した Al 合金を用いて、本法の各工程で発生する試料中の放射能測定を行いました。この結果を表 8-2 に示します。Al 合金中に含まれる Cr や Fe の放射化により生成する核種の 99%以上を不溶残渣除去工程で取り除くことができ、焼成で生成する最終的なアルミナの放射能量を低減できることを実証しました。
これより、放射性アルミニウム廃棄物を安定な廃棄体にする技術として有効であり、さらに Al 廃棄物の放射能量を低減できる廃棄物処理方法を確立することができました。今後、実用化に向け、作製したアルミナとコンクリートへの混錬等による特性の検討を進め、廃棄体への適用性の検討を進めていく予定です。
本研究は京都大学複合原子力科学研究所の共同利用で得られた成果を含みます。
（関 美沙紀）関美沙紀ほか, JMTR の廃止措置に向けた難処理廃棄物の廃棄体化のための処理方法の開発－炉内構造物と使用済イオン交換樹脂－,
デコミッショニング技報, no.62, 2020, p.9-19.
関美沙紀ほか, 放射性アルミニウム廃棄物処理方法, 特開 2021-32570, 2021-03-01.

82

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-4

プルトニウム取扱施設の安全性向上に向けて－グローブボックス窓板用火災対策シートの開発－（a）（a）燃焼試験の様子

受払搬送設備GB

150 mm

試料（b）PC板単体 （c）本シート貼付けAC板（シート取外し後）150 mm

バーナー
損傷範囲φ59〜63 mm

損傷範囲φ69〜73 mm

図 8-13 UL94 規格 5 V 相当の燃焼試験（a）水平固定した試料に下方から炎高さ 125 mm のバーナーで断続接炎します。
（b）バーナー離炎後最大 1 秒で自己消火し、損傷範囲は最大 63 mm でした。
（c）バーナー離炎後最大 1 秒で自己消火し、損傷範囲は最大 73 mm でした。
（b）

設備GB
500 mm
（c）

AC窓板

試料
150 mm1m

グローブポート

1m
火災対策シート貼付け

図 8-12 火災損傷防止対策の概略図（a）Pu3 の代表的な GB の構成：受払搬送設備（約 10 m
× 1 m × 1 m）1 基 設備 GB（約 3 m × 3 m × 1 m）2 基を示します。（b）各 GB のアクリル窓板に本件で開発した火災対策シート（c）を貼り付ける対策を実施しました。

バーナー

試料

150 mm

図 8-14 強制燃焼試験
垂 直 固 定 し た 試 料 に 対 し、 炎 高 さ
125 mm のバーナーで側方から連続
90 秒間接炎します。PC 板単体はバー
ナー離炎後最大 7 秒で自己消火、本シート貼り付け AC 板はバーナー離炎後最大 1 秒で自己消火しました。

プルトニウム燃料第三開発室（Pu3）は、高速炉用
MOX 燃料の製造施設であり、プルトニウムを取り扱う
大型のグローブボックス（GB）を多数設置しています。
GB を構成する窓板には、過去の火災試験等で安全性を確認してアクリル（AC）製樹脂（可燃性）を採用していますが、万一の工程室内火災による延焼防止の観点か
ら、直接的な火災対策が課題でした。Pu3 では、新規制基準施行（2013 年 12 月）以降に新たに設置する GBの窓板には難燃性のポリカーボネート（PC）製樹脂を用いることにしていますが、既設 GB の AC 窓板（約2300 枚）を難燃性 PC 板に交換することは、汚染リス
ク、コスト及び作業期間の観点から非現実的でした。そのため、放射線環境下で劣化せず、火災損傷防止効果がある PC 製の火災対策シート
（以下、
本シート）
を開発し、
AC 窓板に貼り付ける対策を考案しました（図 8-12）。
開発に際しては、既設 AC 窓板と同じ厚さの AC 板
10 mm に火災対策シートを貼り付けた試料（以下、本試料）と同厚の PC 板単体を用いて比較評価する燃焼試
験及び使用環境（ガンマ線、紫外線）影響確認試験を実施して実効性を確認しました。本シートには、高分子材
料の燃焼性試験で広く用いられている米国 UL94 規格において最も高い難燃性 V-0 を有する透明な PC 製の難燃シート（厚さ 0.38 mm）を選定し、AC 窓板に貼り付けるための粘着材は、施工性、交換時の取り外し性を考慮した特殊なものを採用しました。
燃焼試験は、各試料を水平固定して下方からバーナー

500 mm0

図 8-15 火災試験
試料にほとんど密着させた状態で燃焼させ、PC板単体及び本シート貼り
付け AC 板は着火しませんでした。

にて断続的に 5 秒間の接炎を 5 回繰り返す（UL94 規
格 5V 相当）試験（図 8-13）を行い、本試料が PC 板に相当する自己消火性を有する火災損傷防止効果があることを確認しました。さらに、過酷な条件でかつ窓板の設置状態に近似させ、垂直固定した本試料に連続的に接炎する強制燃焼試験（図 8-14）、工程室内火災を想定しペーパータオル 1500 g の総発熱量に相当するエタノー
ル（質量濃度 62％、総重量 1500 g）を用いた火災試験（図 8-15）を行い、いずれの試験結果においても PC 板
単体と比較して遜色のないことを確認しました。
また、使用環境影響確認試験においては、GB 内の核燃料物質からのガンマ線 5 ～ 60 年の加速照射及び窓板近傍に設置された蛍光灯からの紫外線 10 ～ 20 年の加速照射を行い、難燃性、視認性等に変化がないことを確認しました。
これらの試験結果から、本シートを既設 GB の AC 窓
板に貼り付けることで、PC 板相当の自己消火性を有し、火災損傷防止効果が期待できるとともに、実際の放射線環境下でも適用できる見通しを得ることができました。
現在、本シートは、Pu3 既設 GB の窓板に貼り付けが完了し、運用されています。本開発は、原子力施設
はもちろんのこと、化学・薬品産業の GB の AC 窓板、
その他 AC 板を用いている所での火災損傷防止対策、また AC 板の表面保護対策として広く適用されることが期待できます。
（川﨑 浩平）●参考文献

川﨑浩平ほか, グローブボックス窓板用火災対策シートの開発, JAEA-Technology 2020-025, 2021, 80p.

原子力機構の研究開発成果

2021︲2283バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-5

坑道掘削で生じた割れ目を直接見る－樹脂注入による掘削損傷領域の割れ目の可視化技術－
（a）
換気立坑

樹脂注入箇所

（b）
試験坑道3
西立坑
東立坑
0 10 20 30 40 50

図 8-16 樹脂注入試験の実施位置
幌延深地層研究センターの深度 350 m 調査坑道のうち、試験坑道 3 を対象として実施しました。
圧力容器

図 8-18 割れ目への樹脂の固着状況
可視光（a）及び紫外線照射下（b）でのオーバーコアリング試料の観察写真です。割れ目（（a）と（b）の赤色矢印）に、注入した樹脂が固着している（（b）の青光した部分）ことが分かりました。これらの割れ目は、樹脂注入孔のコア観察結果から、EDZ 割れ目であることが確認されています。

吹付コンクリート

1.2
樹脂注入孔

シリンジ
ポンプ

樹脂リターンライン

1.04 m
注入孔隙間充填治具

樹脂

パッカー
樹脂注入ラインパッカー部分（0.15 m）

注入孔隙間充填治具

1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0.0

樹脂注入孔（1.04 ｍ）

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0
(m)

図 8-17 樹脂注入試験装置（上）とパッカー装置（下）樹脂は、圧力容器を介してシリンジポンプにより一定の圧力で注入しました。

図 8-19 割れ目の開口幅と樹脂注入孔の孔口からの距離との関係
壁面周辺（孔口から約 0.3 m）は、開口幅が大きな割れ目が発達しているとともに、割れ目発達頻度も高いことが分かりました。

高レベル放射性廃棄物（HLW）の地層処分場の建設に際しては、立坑やアクセス坑道、処分坑道などの掘削に伴い、周辺岩盤に掘削損傷領域（Excavation
Damaged Zone: EDZ）が形成されます。EDZ 内部では、新たな割れ目（EDZ 割れ目）の形成などにより岩盤の透水性が増加することから、廃棄体埋設後の放射性核種の選択的な移行経路になることが想定されます。そのため、HLW の地層処分の安全評価において、EDZ 割れ目の分布や開口幅を定量的に把握することが重要となります。
本研究では、EDZ 割れ目を直接可視化して観察することを目的として、樹脂注入試験を実施しました。過去にも、割れ目への樹脂注入による可視化は行われていましたが、使用した樹脂が水の 90 ～ 800 倍程度の高い粘性を有することから、注入時に割れ目を広げるなどの擾乱が無視できない可能性がありました。そこで、割れ目に擾乱を与えないように、紫外線を照射すると発光する蛍光剤を添加した粘性の低い樹脂（水の 7 倍程度の粘性）を新たに開発しました。岩盤への注入は、幌延深地層研究センターの深度 350 m の試験坑道 3（図 8-16）において、図 8-17 に示す装置を用いて注入しました。注入
圧は、坑道周辺の間隙水圧と同程度（約 0.1 MPa）に設定しました。なお、過去の調査により、EDZ が坑道

壁面から 0.6 m 程度の広がりであることが分かっていることから、注入孔の長さは約 1.0 m に設定しました。樹脂が固まった後、注入孔を含む領域の岩石試料をオーバー
コアリングにより採取しました。図 8-18 に示す紫外線照射下でのコアの観察写真において赤色矢印で示すように、樹脂が割れ目に固着していることを確認しました。
次に、樹脂注入により固定した割れ目を紫外線照射下で近接撮影し、開口幅を画像上で測定しました。割れ
目の開口幅と樹脂注入孔の孔口からの距離との関係を
図 8-19 に示します。図より、孔口から 0.3 m までの範囲では、割れ目の開口幅は最大で 1.02 mm であり、発達頻度が高いことが分かりました。一方、孔口から 0.3 m
以深では、割れ目の開口幅は最大で 0.19 mm であり、発達頻度が低いことが分かりました。
今回得られた成果は、EDZ 割れ目の開口プロセスの予測や、坑道埋め戻し後に埋め戻し材の膨潤等による割れ目の閉塞を考慮した透水係数の将来予想モデルの構築
等、地層処分の安全評価の信頼性向上に資する基礎的なデータとなります。
本研究は、京都大学との共同研究「幌延センターにおける掘削損傷領域の可視化手法の検討」の成果の一部です。
（櫻井 彰孝）●参考文献

Aoyagi, K., Sakurai, A. et al., Visualization of Fractures Induced around the Gallery Wall in Horonobe Underground ResearchLaboratory, Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on RockEngineering for Innovative Future（YSRM 2019 and REIF 2019）, Ginowan, Japan, 2019, 6p., in USB Flash Drive.

84

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-6

坑道掘削に伴う不飽和領域形成の影響因子－溶存ガス量と岩盤の透水性に着目した解析的検討－

（a）

（a）

（b）
大気圧、大気組成、湿度100% 固定

掘削損傷領域（EDZ）
大気圧

領域半径3 km

静水圧、水飽和、溶存ガス量固定

坑道 EDZ健岩部

0 1m

水圧固定、水飽和
溶存ガス量固定

坑壁

（％）

厚さ
1m

岩盤

坑壁からの距離 (m)EDZ の浸透率（m2） 5.1 × 10︲15 初期 CH4 濃度（mol/L）3.3 × 10︲2
健岩部の浸透率（m2）5.2 × 10︲17 初期 CO2 濃度（mol/L）6.0 × 10︲3初期水圧（Pa）

2.45 × 106

高レベル放射性廃棄物の地層処分では、地下での坑道等の掘削に伴い、坑道壁面近傍に人為的な割れ目を伴う掘削損傷領域（EDZ）が形成されます。EDZ では岩盤の透水性が増加することから、岩盤中の水飽和度の低下
と共に坑道内の大気が岩盤に侵入し、地層が有する放射性核種の移行を遅延させる機能に影響を与えることが考えられています。一方で、地下水中に多量の溶存ガスが含まれている場合、岩盤への大気の侵入が見られず、不飽和領域の形成に溶存ガスが影響を与えている可能性が示唆されています。本研究では、不飽和領域の形成に対する影響因子の役割を明らかにすることを目的として、飽和度の低下量と飽和度低下の影響が及ぶ範囲（不飽和領域の広がり）を指標とし、地下水中の溶存ガス量と岩盤の透水性に着目した数値解析を実施しました。
幌延深地層研究センターの坑道を準一次元モデルにより模擬し、地下水と溶存ガスの二相流数値解析を用いた感度解析を実施しました（図 8-20）。初期状態では、岩盤は深度に応じた静水圧を持つ地下水で飽和しており、地下水には水圧に応じた量の溶存ガス（メタンと二酸化炭素）が含まれると仮定しました。坑道部が大気に解放されることで、圧力変化による地下水の流れと地下
水から遊離した溶存ガスの二相流が生じます。これを数値解析することで、掘削影響による不飽和領域の形成を、最大 50 年間模擬しました。例として、250 m 調査坑道の条件を模擬した基本ケースにおける溶存ガス濃度や岩

1日

10日

100日

1年

10年

50年

飽和度

表 8-3 数値解析に用いた代表的なパラメータ例（基本ケース）
浸透率と有効空隙率は、既存の観測結果を用いました。溶存ガス
濃度は、初期水圧における飽和ガス濃度を計算しました。

50

溶存ガス量：少溶存ガス量：多3 km

図 8-20 解析領域と計算条件（a）立坑を上から見た断面、（b）（a）の緑線を横から見た断面を示しています。

有効空隙率（%）

飽和度

坑道直径4 m

（b）

（％）

（c）

溶存ガス量：少坑壁からの距離 (m)図 8-21 250 m 調査坑道を模擬した解析例（a）基本ケース、（b）溶存ガス量の初期値を 1/10 にしたケース、（c）（b）の坑壁からの距離 5 m の拡大図を示します。
図中の矢印は、50 年における値を示しています。飽和度の低下と不飽和領域の広がりに大きな差が見られることが分かります。

盤の透水性などのパラメータを表 8-3 に示します。不飽
和領域の形成に対する溶存ガス量と岩盤の透水性の影響を調べるために、基本ケースに対して溶存ガス量が小さいケースや岩盤の浸透率が高いケースを複数設けました。
解析結果の一例を図 8-21 に示します。基本ケース（図 8-21（a））では、飽和度は、坑道壁面近傍の EDZ
において最も低い値を示し、不飽和領域の広がりは、
50 年後に約 300 m に達しています。岩盤の浸透率などはそのままで溶存ガス量のみを小さくしたケースでは、50 年後における飽和度の低下はほとんど見られず、不飽和領域の広がりは EDZ 近傍に限られていることが分かります（図 8-21（b））
。また、溶存ガス量は基本ケースと同じで岩盤の浸透率のみを高くしたケースでは、飽和度の低下量は基本ケースと同程度であるのに対し、不飽和領域の広がりは浸透率に依存して大きくなることが分かりました。
本研究の結果、不飽和領域の形成に対する影響因子
として、溶存ガス濃度は、飽和度の低下量と広がりの両方に影響する一方で、岩盤の透水性は、主に不飽和領域の広がりのみに影響することが分かりました。
本結果は、岩盤内部への酸素の侵入を評価する際や、回収可能性を維持した処分場の長期的な安全性へ影響を与える事象の整理等において、有用な知見となります。
（宮川 和也）●参考文献

Miyakawa, K. et al., The Effect of Dissolved Gas on Rock Desaturation in Artificial Openings in Geological Formations, Proceedingsof 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future（YSRM 2019 and REIF 2019）, Ginowan, Japan, 2019, 6p., in USB Flash Drive.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2285

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-7

ミクロからマクロへ：鉱物の年代測定から山地の形成過程に迫る－低温領域の熱年代学的手法から見えた奥羽脊梁山地の隆起形態－
（a）

年代値

木曽山脈などドーム状隆起奥羽脊梁山地〜70 ℃

アパタイトのHe法〜110 ℃

アパタイトのFT法

下部地殻

下部地殻

〜180 ℃

ジルコンのHe法

水平距離

水平距離

〜280 ℃

ジルコンのFT法①地下深部で岩石が形成（過去）

山麓で若い年代推定された温度−時間履歴

図 8-22 岩石の上昇・冷却と熱年代法に基づく温度―時間履歴の推定法
岩石は地下深部で形成後、隆起・侵食によって徐々に地表に接近し、最終的には地表面に露出します。現在地表で採取した岩石に対して、年代を刻み始める温度（閉鎖温度）の異なる複数の熱年代法を適用すると、各手法の閉鎖温度に対応した年代値が複数点得られます。この年代値をつなぐ曲線は岩石が経験した温度―時間履歴、すなわち冷却履歴に相当します。

高レベル放射性廃棄物の地層処分のためには、10 万年といった長期間にわたって安定的な地質環境を有する処分サイトの選定が求められます。東濃地科学センター
では地質環境の長期安定性を評価・調査する技術開発を進めており、なかでも隆起・侵食の評価は処分サイトの設計や安全評価に関係し、将来の地殻変動で廃棄体が人類の生活圏に接近する可能性や、地下水流動の解析に対する地形変化の影響を評価する上でも重要です。
その評価手法の一つである熱年代法は、ウランなどの放射性核種が別の元素に変化する現象（放射壊変）に基づいた放射年代測定法の一種で、試料が経験した
温度の変化（熱履歴）を調べる分析法です。当センター
で実施している熱年代法の例として、フィッション・
トラック法や (U-Th)/He 法（以下、それぞれ FT 法、
He 法）が挙げられます。これらの手法は、アパタイト
やジルコンと呼ばれる約 0.1 mm 程度のミクロな鉱物を対象に、化学成分や結晶構造を分析することで年代を測定します。また、各年代法が年代を刻み始める温度（これを閉鎖温度と呼びます）は理論的・実験的に決められているため、鉱物の年代を求めると、いつ何℃であったか、といった過去の熱履歴を調べることができます（図 8-22）。ここで、山地の隆起や侵食といったプロ
セスは、岩石試料から見ると地下深部の高温から地表付
近の低温までの冷却過程に相当します（図 8-22）。したがって、得られた年代値が若ければ、対応する熱年代法の閉鎖温度から地表温度までの冷却期間が短いということになり、より最近まで高温の地下にあったと解釈できます。さらに、地下の温度構造を仮定すると、ある地点
●参考文献

年代値

〜9 km

ブロック状隆起

年代値〜3 km②隆起・侵食で
地表に接近
〜6 km

≒

〜2 km

温度 深度

③地表面に露出（現在）（b）

山頂で若い年代

図 8-23 ニつの山地の隆起メカニズムと対応する年代値の
空間分布
山地の隆起メカニズムの推定には、山地を横断する方向の年代値の空間的な分布パターンが有用な指標となります。
（a）木曽山脈のようにブロック状に隆起した場合、不安定な地形を持つ両縁が最も侵食されるため、逆断層のある山麓に向かって年代値が若くなります。
（b）奥羽脊梁山地のようなドーム状隆起では、傾斜が大きい中央部が最も侵食されるため、山頂に向かって若くなります。

がどのくらいの速さで地表に上昇してきたのかといった
隆起・侵食の歴史を復元することが可能です。これを山地の横断方向に複数地点で実施すれば、数～数十 km のスケールで山地全体がどのように隆起・侵食してきたかといったマクロの情報を得ることができます。
東北地方の山々は、2011 年の東北地方太平洋沖地震に見られるような、太平洋プレートが日本海溝で沈み込む運動によって東西方向の圧縮を受けており、これは約300 万年前から現在まで続いているとされます。東北地方の中軸部に位置する奥羽脊梁山地の隆起も、この頃か
ら本格的に開始したと考えられていますが、隆起のメカ
ニズムについては議論が分かれていました。
本研究では、
従来よりも空間的に密な測定間隔で FT 法及び He 法に基づく熱年代学分析を行い、奥羽脊梁山地がドーム状に隆起してきた可能性を提案しました。これは、既に国内で研究されている木曽山脈などの隆起形態と異なることを示しています（図 8-23）。その原因として、木曽山脈は、
東西の山麓に分布する逆断層の活動が支配的な一方で、
奥羽脊梁山地では地下に分布する高温領域の存在が隆起に寄与すると考えられます。今後、このようなドーム状隆起が、同じようなプレートが沈み込む地域で普遍的に起こる現象なのかといった点に注目し、国内の他の山地に加えて、海外の山地でも同様の研究を続ける予定です。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金新学術
領域研究（研究領域提案型）（No.JP26109003）「異なる時空間スケールにおける日本列島の変形場の解明」の助成を受けたものです。
（福田 将眞、末岡 茂）

Fukuda, S., Sueoka, S. et al.,（U-Th)/He Thermochronometric Mapping Across the Northeast Japan Arc: Towards Understanding
Mountain Bilding in an Island-Arc Setting, Earth, Planets and Space, vol.72, issue 1, 2020, 24, 19p.
福田将眞 , 末岡茂ほか , フィッション・トラック法を利用した島弧山地の熱年代学 , RADIOISOTOPES, vol.70, issue 3, 2021, p.173-187.

86

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-8

地質試料の放射性炭素年代測定に必要な試料量を低減－従来法の 20 分の 1 となる微少量試料の前処理手法の構築－（a）従来法

年代測定用試料
元素分析計· 試料を銀製カプセルに充てん· 920 ºCで試料を燃焼

自動グラファイト調製装置

二酸化炭素

自動グラファイト調製装置

134.07 pMC
（既報値）

140

132

10

· 鉄粉を触媒とした水素による二酸化炭素の還元20

グラファイト加速器質量分析装置
による測定

30

（b）本研究（微少量）
134.07 pMC（既報値）（pMC）140

CO2 + 2H2 → C + 2H2O

測定結果の
誤差範囲

炭素量 1 mg
平均値: 134.0±1.1 pMC (n=32)· ゼオライトトラップの温度制御による二酸化炭素の単離

鉄 と 炭 素 の 重 量 比 を
大 き く す る こ と でグラファイトの収率が改善
収 率 の 改 善 に よ り
微少量での測定が可能

測定結果の
誤差範囲

132
炭素量 0.1 mg
平均値: 134.5±1.8 pMC (n=12)

60

65

試料番号

炭素量 0.05 mg
134.1±2.1 pMC (n=8)

7075

図 8-24 微少量での放射性炭素年代測定の分析フローチャート
試料前処理手法を最適化し、従来法の 20 分の 1 の量となる微
少量での放射性炭素測定に成功しました。

図 8-25 微少量（従来法の 20 分の 1）での放射性炭素測定結果（a）は炭素量 1 mg、（b）は 0.1 mg 及び 0.05 mg での測定結果です。微少量での測定結果は既報値と不確かさの範囲内で一致しました。

放射性炭素の半減期は約 5730 年であり、過去 5 万年間程度の地質試料等の年代測定に適用されています。その手法を放射性炭素年代測定と言い、地球科学等の分野で幅広く用いられている重要な手法です。地層中の有機物、炭酸塩、及び地下水中の溶存無機炭素の放射性炭素
年代測定結果をもとに、地層の形成年代や地下水の滞留時間等に関する情報を得ることができます。効率的かつ必要な精度でデータを取得するためには、地層が形成された際の情報を保持している試料の選別が必要です。しかし、採取した全サンプル中から得られる適切な測定対
象物（植物片等）の量は限られています。したがって、
地質試料の年代測定では微少量での分析を可能にする手法の構築が求められています。
放射性炭素年代測定では、まず洗浄後の試料を燃焼させ、発生した混合ガスから二酸化炭素のみを取り出します。次に水素と鉄触媒を用いて、二酸化炭素を固体であるグラファイトに還元します。得られたグラファ
イトを加速器質量分析装置で分析します。土岐地球年
代学研究所では試料の燃焼を行う元素分析計に自動グ
ラファイト調製装置を接続することで、これまで手作業で実施していた試料燃焼からグラファイト調製までの前処理作業を完全自動化し効率的に分析を進めています。この装置を使った従来法では 1 mg 以上の炭素が必要となっていましたが、本研究では独自にグラファ

イト調製時の分析条件を最適化し、炭素量 1 mg 以下の微少量でも年代測定結果を得られる試料前処理手法を検討しました（図 8-24）。
本研究では、国際標準試料等を用いて炭素量 0.1 mg、及び炭素量 0.05 mg での試験測定を実施しました。特に、装置内部で使用する鉄触媒の添加量を調整することにより、グラファイトの収率が改善されたことで微少量の試
料前処理を行うことができました。炭素量 0.1 mg 及び0.05 mg での測定結果は既報値と不確かさの範囲内で一致しました（図 8-25）。これは従来法の 20 分の 1 の炭素量で年代測定ができることを示しています。また、微少量で年代測定を実施する際に重要となる分析作業時の炭素汚染評価を行い、試料燃焼時に使用する銀製の容器、及び装置内を適宜洗浄することで、分析時に混入する炭素（バックグラウンド）の低減も同時に行うことができました。今後は、バックグラウンドの補正手法の構築を進め、さらに少量である炭素量 0.05 mg 以下での測定を検討しています。
本研究は経済産業省資源エネルギー庁からの受託事
業「平成 28 ～ 30 年度高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業（沿岸部処分システム高度化
開発）」の成果の一部です。
（渡邊 隆広）●参考文献

Watanabe, T. et al., Preliminary Report on Small-Mass Graphitization for Radiocarbon Dating Using EA-AGE3 at JAEA-AMSTONO, Geochemical Journal, vol.55, no.4, 2021, p.277-281.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2287バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8-9

地形や処分場深度の変化を考慮した安全性の評価－地層処分の安全評価のための地形・処分場深度変遷解析ツールの開発－

B 処分場深度変化のみが大きい
処分場深度変化のみが大きい
地表からの処分場の深さ●ケース１
0.3 mm/y●ケース２
0.6 mm/y●ケース３
0.9 mm/y

一様な値を設定

隆起速度の設定

●ケース４
海側へ傾動

0

【主な変化】●処分場深度●移行経路●流出場所 etc.

C 地形と処分場深度両方の変化が大きい

地形と処分場深度両方の変化が大きい【主な変化】●地形・地表環境●地下水流動場●処分場深度●移行経路●流出場所 etc.

500

（m）

【顕著な変化なし】

100 万年後
1000

処分場の位置0年
050

地形の険しさ（高度分散量）（m）

初期条件として設定した地形と処分場位置

200 万年後
100

A 地形と処分場深度ともに変化が小さい

図 8-26 地形・処分場深度変遷解析ツールを用いた処分場深度と地形変化の計算例
複数の隆起速度の設定（ケース 1 ～ 4）に対して、処分場深度と地形変化を計算しました。図のように地形と処分場深度変化にはいくつかのパターンがあり、計算結果がどのパターンに近いかを推定することで、安全評価で着目する影響の判断に活用できます。また、出力される地形や深度変化の定量的な情報を、地下水流動や地表への核種移行経路の評価の前提条件として活用することも可能となります。

高レベル放射性廃棄物の地層処分では、火山・火成
活動、地震・断層活動、隆起・侵食等の自然現象による著しい影響が回避されるように除外要件などに照らしてサイトが選定されます。一方、幅広い地域で確認されている気候変動や緩慢な隆起・侵食の影響については、その影響をあらかじめ評価しておくことが重要です。
本研究では、隆起・侵食が地層処分システムの性能に及ぼす影響を、場所に依存する影響も含めて広く評価できるようにするために、隆起・侵食による地形及び処分場深度の時間変化を、初期の地形、隆起速度やその分布、処分場の位置等の条件を変えて迅速に計算できるツールを構築しました。隆起・侵食によって地形や処分場深度が変化すると、それらは地下水流動場の変化を介して処分場から地表への核種の移行挙動や移行経路、地表への流出場所等に影響を及ぼすことが想定されます。一方、地形や処分場深度の変化は、評価の対象となる場所の条件、例えば初期条件としての地形や処分場位置、隆起速度等に依存するため、それらの組合せによってどのような変化が顕在化するのかが異なることになります。具体的には、場所の条件の違いによって、A ～ C の三つの●参考文献

パターンが想定されます。
A） 地形と処分場深度ともに変化が小さい
B） 処分場深度変化のみが大きいC） 地形と処分場深度ともに変化が大きい
図 8-26 は今回構築したツールを活用して複数の隆起速度の設定（ケース 1 ～ 4）に対して、処分場深度と地形変化を計算したものです。このように本ツールを様々な場所の条件に適用して地形と処分場深度の時間変化を計算し、それらが上記のどのパターンに近いかを推定することで、安全評価における隆起・侵食の影響を考慮する際に着目すべき場所の条件やそれによる影響（例えば移行経路の変化や地表への流出場所の変化等）の判断にもつながると考えられます。また、本ツールにより出力される地形や深度変化の定量的な情報を、地下水流動や地表への核種移行経路の評価の前提条件として活用することも可能となります。
今後は本ツールを活用し、地下水流動や地表への核種移行経路の評価、さらにはそれらを用いた核種移行評
価や生活圏評価につなげていくことが重要です。
（山口 正秋）

山口正秋ほか, 地層処分における隆起・侵食影響評価のための地形・処分場深度変遷解析ツールの開発, 原子力バックエンド研究,vol.27, issue 2, 2020, p.72-82.

88

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

バックエンド対策及び再処理技術に係る研究開発

8 - 1 0 電気化学的手法でオーバーパックの腐食挙動を評価する－塩水環境における緩衝材共存下での炭素鋼の不働態化条件の探索－
10 ‑2
10 ‑3

岩盤

オーバーパック
ガラス固化体

電流密度

緩衝材（ベントナイト＋ケイ砂）

地下
300 m
以深

2

10 ‑4

電流の停滞
pH 8.5 緩衝材あり（A/cm ）10 ‑5

pH 10 緩衝材あり
pH 12 緩衝材あり
pH 8.5 緩衝材なし

10 ‑6

pH 10 緩衝材なし

人工バリア

pH 12 緩衝材なし

‑7

10
‑1.2

天然バリア

‑1

‑0.8 ‑0.6 ‑0.4 ‑0.20電位（V vs.Ag/AgCl）

図 8-27 高レベル放射性廃棄物の地層処分の概念図
ガラス固化体を封入する容器である炭素鋼製のオーバーパックには、ガラス固化体の放射能や発熱が高い期間（1000 年間）、ガラ
ス固化体と地下水の接触を防ぐ機能が期待されています。

図 8-28 分極測定結果
pH を 8.5、10、12 に調整し、人工海水を蒸留水で 10 倍希釈した溶
液中での分極測定の結果です。電流密度の停滞が生じている緩衝材なし pH 12 の条件では不働態化が発生したと考えられます。

高レベル放射性廃棄物の地層処分では、ガラス固化体を封入する容器である炭素鋼製のオーバーパックはベントナイトを主な構成材料とした緩衝材で周囲を覆われた状態で埋設されます（図 8-27）。炭素鋼の腐食形態は、不働態化が発生しない場合には全面腐食、発生する場合には局部腐食となります。不働態化は耐食性の良い薄い酸化被膜（不働態皮膜）が金属表面に生成する現象です。全面腐食の場合、腐食速度に基づいて腐食量を推定することができるため、炭素鋼製オーバーパックの寿命を予測することができます。一方、局部腐食では孔食などの激しい腐食が起こりうるため、全面腐食の場合よりも短期間で炭素鋼製オーバーパックが腐食により貫通する可能性があります。したがって、局部腐食の起こらない条件で炭素鋼製オーバーパックを使用することが重要です。このことから処分環境で不働態化を起こす条件を把握する必要があります。このため従来より炭酸に富む
地下水環境など、不働態化しやすいとされる条件での調査が行われています＊1。他方、近年、処分に向けての廃棄物輸送の観点から、沿岸域近くでの立地が好ましい＊2と考えられ、そうした場の地下水環境を想定した調査も必要となっています。
本研究では、アノード／カソード分極測定により、模
擬緩衝材（ベントナイト）に覆われた状態での炭素鋼の腐食挙動を調査しました。地層処分で想定している地下の環境を模擬するため、雰囲気は低酸素雰囲気とし、試験溶液には沿岸部の地下水を想定し、海水起源の地下水と降水起源の地下水が混合した地下水を想定した水溶液（人工海水を蒸留水で希釈した水溶液）を用いました。
また、炭素鋼の不働態化が生じやすいことが知られている高 pH 環境での不働態化挙動を検討するため pH は
8.5、10、12 に調整しました。緩衝材に炭素鋼電極を埋め込み、低酸素グローブボックス内で試験溶液を真空含浸させ 80 ℃まで昇温させた後、アノード／カソード分極測定を実施しました。比較のため、緩衝材に覆われていない条件でも測定を行いました。
図 8-28 に測定結果を示します。緩衝材なしの条件では、pH 12 で不働態化の兆候と考えられる電流の停滞が観察されました。一方、緩衝材ありの条件では、どのpH 条件でも不働態化を示す挙動は観察されませんでした。これは、緩衝材の持つ pH 緩衝作用により炭素鋼に接する溶液（ベントナイト間隙水）の pH が低下した結果、試験溶液が高 pH であっても不働態化しなかったと考えられます。また、いずれの場合にも、試験溶液のイ
オン強度に依存した変化は確認できませんでした。
これらの結果から、沿岸部の地下水を想定した溶液
条件で、炭素鋼の不働態化が起きやすいとされる高 pH
条件においても、緩衝材に周囲を覆われていれば不働態化が発生する可能性は低く、腐食形態は全面腐食である
ことが分かりました。これらの成果は、沿岸域での地層処分における炭素鋼製オーバーパックの腐食に対し、全面腐食を基本とする腐食評価モデルの適用性が確認できました。
本研究は、経済産業省資源エネルギー庁からの受託
事業「平成 29 年度、平成 30 年度高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業（沿岸部処分シス
テム高度化開発）」において得られた成果の一部です。
（北山 彩水）＊1

谷口直樹ほか, 圧縮ベントナイト中における炭素鋼の腐食形態と腐食速度の評価, JNC-TN8400 99-003, 1999, 88p.
＊2
総合資源エネルギー調査会 電力・ガス事業分科会 原子力小委
員会 地層処分技術 WG, 地層処分に関する地域の科学的な特性の提示に係る要件 ･ 基準の検討結果, 2017, p.59-62.

●参考文献

Kitayama, A. et al., Electrochemical Behavior of Carbon Steel with Bentonite/Sand in Saline Environment, Materials and Corrosion,
vol.72, issues 1-2, 2021, p.211-217.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2289

９ システム計算科学研究
原子力研究開発を支える計算科学技術
スーパーコンピュータの進展
ペタ(1015)フロップス 2012〜

エクサ(1018)フロップス 2020〜
数百万並列＋アクセラレータ（GPU等）

数万並列
シミュレーション技術の進展
第一原理計算の実問題応用

複雑問題のマルチスケール解析
第一原理計算

AI技術
モデル化

Cs
土壌中のCs
吸着機構評価

機械学習による大規模原子シミュレーションの実現（トピックス1‑18）

計算基盤技術の進展
超並列計算技術

5.2

加速率

処理速度
︵ペタフロップス︶

6
5
4
3
2
1
0

0.1
0.01

10 3

10 4

計算機台数

実機スケール
多相多成分
熱流動解析

最先端アクセラレータ等利用技術

1.0

0.001
10 2

物性値

10 5

100万並列でも計算機台数に比例した計算性能を引き出す技術を実現

2.8
1.5

1.0
従来手法

1.5

従来手法

OakforestPACS
PACS

新手法

富岳

従来手法

新手法

Summit最新計算機用の最適化技術
従来手法の2〜3倍の高速化を実現（トピックス9‑2）

汚染物質拡散のリアルタイム
解析を実現（トピックス9‑1）

図 9-1 システム計算科学センターにおける計算科学研究
スーパーコンピュータの性能は、一秒に可能な演算回数（フロップス）で評価され、今後標準となると目されるエクサ（10 の 18 乗）フロップス級の計算機をフル活用する技術（エクサスケール計算機技術）が求められています。システム計算科学センターではこれまで開発してきた技術に加え、エクサスケール計算機技術、機械学習技術等の最新技術を取り入れ、原子力分野における複雑現象解析のための基盤技術開発を推進しています。

放射性物質の環境動態、過酷事故の解析等、東京電力福島第一原子力発電所事故を契機に発生した課題の解
決や将来の原子力システムの研究開発には、様々な要因が絡み合う複雑な現象の解析技術が不可欠です。
例えば、事故やテロ等で放射性物質が放出された際、その拡散を迅速に予測するには建物周辺の複雑な風の流れを気象データから再現する必要があり、そのためには風の流れを高速かつ高精度に計算する流体解析技術が必要となります。また、次世代原子炉の材料開発や過酷事故解析においては、材料の複雑な原子配列を再現する nm スケー
ルの解析と、その結果を取り入れて cm スケールの燃料溶融現象などを解析する技術が重要となります。
そして、
これらの複雑現象の解析は、「富岳」に代表される、数十の演算器を集積した CPU を多数用いて数百万の並列計算が可能な、エクサ（10 の 18 乗）フロップス級の計算機をフル活用する技術（エクサスケール計算機技術）と組み合わせることで、これまで不可能だった大規模な解析が可能となることが期待されます。
システム計算科学センターでは、これまで複雑現象解析の基礎となる原子・分子シミュレーション、流体計
算等の解析技術、及び、数値計算アルゴリズム、可視化
90

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

等の技術を開発してきました。現在、これらの技術を発展させ、機械学習技術によるシミュレーションの高度化、大規模解析を可能とする新たなエクサスケール計算機技
術、
さらに気象学分野で近年発展した「データ同化技術」の応用によるシミュレーションの精度向上に取り組んでいます（図 9-1）
。このような複雑現象の解析技術は原子力研究開発全般における共通基盤技術となります。
2020 年度は、福島の再生・復興への計算科学技術の活用として、福島県の森林における空間線量率の主要因を明らかにするとともに（第 1 章トピックス 1-17）、コンク
リートへのセシウム吸着機構を解明するための原子シミュ
レーションの基礎を確立しました（第 1 章トピックス 1-18）。
一方、複雑現象解析に必要な様々な解析技術の高度化に関しては、新たな物性評価手法の開発や材料設計への応用、また、高速な流体計算手法の開発や実用的な都市気流計算の実現に成功した成果を紹介します（トピックス 9-1、9-2、9-3、9-4）。システム計算科学センターでは、原子力研究開発の共通基盤となる計算科学技術の研究を、今後も着実に進展させ、その成果を積極的に展開していきます。

システム計算科学研究9-1

環境評価基準を満たす汚染物質拡散シミュレーション－メートルスケールのリアルタイム風況解析のアンサンブル計算を実現－

計果結算（s/m3 ）

観測値（s/m 3）

図 9-2 オクラホマ市の野外拡散実験に対する汚染物質の可視化
市街地中心部を含む 4 km 四方の解析領域に対して、メソスケー
ル気象予測モデルが与える気象条件及び市街地中心部の建物
データを反映した、汚染物質拡散の可視化事例を示します（観測点：A ～ H）。

図 9-3 汚染物質放出量で規格化した濃度の観測と計算の比較
一つの観測時刻、8 観測点（図 9︲2：A ～ H）での汚染物質濃度の各アンサンブル値（白抜き）及びアンサンブル平均値（塗りつぶし）を示します。破線は誤差が 2 倍（Factor2）、点線は誤差が 10 倍（Factor10）となります。

汚染物質の大気拡散解析は、都市街区内の放射性物質の拡散予測に基づく核テロ対策や原子力発電所の廃炉作業で必要となる放射性物質拡散の事前評価など、原子力分野の課題解決に大きく貢献できます。
この解析技術は、
都市街区内の詳細な風況解析に基づくスマートシティ設計にも応用できるなど、幅広い工学分野への貢献も期待できます。
都市部は様々な建物や構造物が林立した複雑な形状をしており、それらにより空気の流れ（風）が乱流状態になるため、時々刻々と変化する流れを予測できる高精度な数値流体力学（CFD）解析が必要となります。また、それらの流れが人の生活圏に及ぼす影響を評価するためには、数 km の都市広域から数 m の細かな路地等をモデル化した大規模なマルチスケール解析が必須です。一方で、核テロ対策等の緊急時の汚染物質拡散予測には、実時間よりも速いシミュレーションの実現が求められます。
しかしながら、その実現には、以下の二つの課題の解決が必要であることが分かりました。第一の課題は計算の高速化です。既存の CFD 手法にて、細かな路地等を捉えた高解像度シミュレーションを実施する場合には、
リアルタイム計算を実現するために数十倍の高速化が必要です。第二の課題は計算の高精度化です。従来の汚染
物質拡散手法を用いたシミュレーションでは、実験結果との差異が 5 倍程度となりますが、これを環境アセス
メント等で用いられている指標の 2 倍以内へと改善す
ることが必要です。
それらの課題を、私たちは二つの技術革新により解決しました。第一の技術革新はリアルタイムのマルチ
スケールシミュレーションの実現に向けた高速化技術です。本研究では都市の風の流れのスケールの違いに着目し、そのスケールに応じて計算格子の解像度を変化することができる適合格子細分化（AMR）法に基づく CFD
解析コード CityLBM を開発しました。具体的には、流れが乱流状態となる建物周りにのみ細かな計算格子を配置することで、AMR 法を適用していない手法と比較して計算格子点数（計算量）を約 10 倍削減し、10 倍の高速化を達成しました。また、この解析手法に Graphics
Processing Unit（GPU）向けの最適化を適用することでさらに 10 倍の高速化を実施し、最終的に約 100 倍の高速化を達成することで、実時間よりも速いシミュレー
ションを実現しました。加えて、本手法により、計算時間が同じ場合の比較で、解像度を従来の 3 倍高めることにも成功しました。
第二の技術革新は、確率論的な評価に基づく解析精度の向上です。高い解像度の解析では、乱流の影響により汚染物質濃度が高い領域が間欠的に移流し、計測機器の時系列値に大きな変動を与えます。そこで、初期値が僅かに異なる複数ケースのアンサンブル計算に基づく確率論的な評価を行うことで、解析の高精度化を図りました。米国オクラホマシティの市街地中心部から汚染物質を模擬したトレーサーガスを拡散させた野外拡散実験＊
に対する検証解析（図 9-2）を行なった結果、各アンサ
ンブルケースの汚染物質濃度の計算値（白抜き記号）が観測値（黒線）に対して大きく分散しているのに対して、そのアンサンブル平均値を用いた評価（塗りつぶし）により、環境アセスメントの基準値（実験との差異が 2倍以内）を全観測点（8 観測点× 3 時刻）の 70% 以上で達成しました（図 9-3）。
以上の技術革新により、実験結果との差異を 2 倍以内まで改善したリアルタイムのアンサンブル計算を世界で初めて実現しました。
本研究の一部は、日本学術振興会科学研究費補助金
基盤研究（C）（No.JP19K11992）
、基盤研究
（C）
（No.
JP17K06570）
、基盤研究
（B）
（No.JP17H03493）、学
際大規模情報基盤共同利用・共同研究拠点（課題番号 :jh200050-NAH）の支援の下で得られた成果です。
（小野寺 直幸）＊

Leach, M. J., Final Report for the Joint Urban 2003 Atmospheric
Dispersion Study in Oklahoma City: Lawrence Livermore National
Laboratory Participation, UCRL-TR-216437, 2005, 94p.

●参考文献

Onodera, N. et al., Real-Time Tracer Dispersion Simulations in Oklahoma City Using the Locally Mesh-Refined Lattice Boltzmann
Method, Boundary-Layer Meteorology, vol.179, issue 2, 2021, p.187-208.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2291

システム計算科学研究9-2

富岳と Summit を用いたエクサスケール流体解析－メニーコア CPU と GPU で共通に利用可能な混合精度行列解法の開発－

64bit演算開始
Ax=bの規格化計算
前処理計算
反復行列解法計算（解ベクトルの修正）
No

収束判定
Yes

16bit演算16bit演算16bit演算16bit演算主要な処理時間を占める前処理計算を16bit演算で加速し、反復回数の削減と処理時間の短縮を両立

終了

図 9-4 混合精度行列解法の模式図
連立一次方程式 Ax=b の反復行列解法を示します。行列 A の近似解を求める前処理計算に「富岳」で新たに利用可能となった 16bit 演算（緑）を適用して 4 倍の演算数を同時処理することで計算を加速します。これ以外の反復行列解法計算には 64bit 演算（青）を用います。

「富岳」をはじめとする 1 秒間に 1018 回規模の演算を処理できるエクサスケール計算機を駆使した数値流体力学（CFD）解析（エクサスケール流体解析）が原子力分野を含め幅広い科学・工学分野で活用されつつあります。このような大規模 CFD 解析を効率的に実行するために、エクサスケール計算機向けの計算アルゴリズムが必須となっています。今回、CFD 解析の中核を成す行
列計算に関して、メニーコア CPU 計算機「富岳」（理
化学研究所）で新たに利用可能となった可変精度演算を活用した混合精度行列解法を原子力機構と理化学研究所（理研）が共同で開発しました。この解法を理研が「富岳」向け、原子力機構が GPU 計算機「Summit」（オー
クリッジ国立研究所）向けに実装し、メニーコア CPU
及び GPU に基づくエクサスケール計算機で高性能計算が可能であることを実証しました。
CFD 解析では流体モデルの時間発展を離散化することで得られる連立一次方程式 Ax=b を多数回計算します。ここで、格子数 N の問題に対して、CFD スキームが与える行列 A はサイズ N × N の大規模疎行列、b は現在の時刻の流体変数によって決まるサイズ N のベク
トル、x は次の時刻の流体変数を表す解ベクトルを示します。このような大規模疎行列の計算では反復行列解法を用いますが、大規模 CFD 解析では 1 回の計算に数千回以上の反復計算が必要となっていました。反復回数を削減する方法として、前処理行列 M をかけて問題
を M-1Ax=M-1b と変換して、問題を解きやすくする手法があります。ここで、M は A の近似解となるように選びますが、その近似精度は任意に選ぶことができます。
●参考文献

図 9-5 混合精度行列解法の処理性能比較「Oakforest-PACS」、「富岳」における 1440 台のCPU 及び「Summit」における 1440 台の GPU を用いて計測したプラズマ流体解析（約 1000 億格子）の行列解法の処理性能比を示します。

本研究では前処理計算以外の反復行列解法の計算には科
学技術計算で標準的な 64bit 演算を利用し、前処理計算に 16bit 演算を利用する混合精度行列解法を構築しました（図 9-4）。16bit 演算は機械学習で多用されており、
これまで GPU では利用可能でしたが、CPU では「富岳」ではじめて利用可能となりました。64bit 演算に比べて、16bit 演算は一度に 4 倍の演算数を処理できるため、演
算加速に有効です。本研究では、16bit 演算による桁落ちを防ぐように問題を規格化することで、計算精度の劣化を回避することに成功し、反復回数を一桁削減しました。
「富岳」と「Summit」において、1440 プロセッサを用いて約1000億格子規模のプラズマ流体解析を実施し、開発手法の処理性能を従来のメニーコア CPU 計算機「Oakforest-PACS」（東京大学／筑波大学）と比較しました（図 9-5）。ここで、CFD 解析の処理性能を決める
主要なハードウェア性能（メモリバンド幅）の比は「富岳」、「Summit」ともに「Oakforest-PACS」の約 2 倍となります。従来手法を用いた場合には 1.5 倍の性能向上であったのに対し、開発手法を用いた場合には「富岳」
で 5.2 倍、「Summit」で 2.8 倍とハードウェア性能比を上回る性能向上が得られ、メニーコア CPU と GPU の両方で開発手法の有効性を確認できました。
本研究は、文部科学省「富岳」成果創出加速プログ
ラム「核燃焼プラズマ閉じ込め物理の開拓（hp200127）」
およびOak Ridge Leadership Computing Facility（OLCF）
Director’s Discretion Project「Exascale CFD Simulationsat JAEA（CSC367）」の支援の下で得られた成果です。
（井戸村 泰宏）

Idomura, Y. et al., Acceleration of Fusion Plasma Turbulence Simulations Using the Mixed-Precision Communication-Avoiding Krylov
Method, Proceedings of International Conference for High Performance Computing, Networking, Storage and Analysis (SC), online, U. S. A.,
vol.1, 2020, p.1318-1330.

92

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

システム計算科学研究

9-3

従来の量子力学概念を越えた先に見えた特異な現象「フェルミアーク」を理論的に予言－重元素化合物内での強く影響しあう多数の電子の挙動を解明する新手法の開発－

（a）

（b）
運動量 ＞＞相互作用

運動量 ＜＜ 相互作用

通常の電子の集団（解析可能）

強く相互作用する電子の集団（解析困難）

電子

電子

フェルミアーク（等高線が途切れている）

電子のエネルギー

電子の運動量

：相互作用

半導体等

高温超伝導や重元素化合物

図 9-6 強く相互作用する電子を簡潔に表す
図9-6(b)半導体等における通常の電子の集団（相互作用が小さい集団）の解析は、20
世紀中に物理理論や計算手法が開発され簡潔な解析手法が存在しています（（a）左図：青丸は電子を表す）。ウラン等の原子番号の大きい元素を含む重元素化合物（（a）右図：水色の丸は電子、赤は相互作用を表す）では、多数の電子が互いに強く影響しあって運動しています。その運動は複雑で計算が困難
ですが、量子力学の方程式を一部拡張し、方程式の係数に虚数が現れることを許すことで、その複雑な動きを的確に捉えられることが分かりました。その結果、電子のエネルギーの振る舞いに「フェルミアーク」が現れることを理論的に予言することができました（b）。

物質の性質の多くは、物質中の電子の振る舞いによって説明されます。電子はミクロの世界を支配する量子力学の法則に従って運動しており、日常の常識から外れた
奇妙な振る舞いを見せることがあります。例えば、電気抵抗が突然ゼロとなる「超伝導」はその一例で、電子の動きを量子力学により計算することで、そのような現象を理論的に予言することが可能となります。これらの性質を活用することで、リニアモーターカーや MRI 技術など、様々な革新的な技術が開発されてきました。しかし、これらの物質の超伝導は超低温で発現するため、より高温で超伝導となる物質の探索が日夜行われています。30 年前に発見された銅酸化物高温超伝導体は、従来の超伝導体より 100 度以上も高い温度で超伝導が発現しますが、電子同士の相互作用が強く、互いに強く影響を及ぼしながら運動するため、従来の計算方法では現象を再現することができません（図 9-6（a））
。このような互いに強く影響を及ぼしあう電子集団を有する物質は高温超伝導体だけでなく、ウラン等の重元素を含む重元素化合物も該当します。
もし、強く影響を及ぼしあう電子集団を理論的に解析することが可能になれば、高温超伝導のような優れた性質を示す未知の物質探索が可能になると考えられ、新たな計算手法の開発を目指して、世界中の研究機関が研究開発を行ってきました。
本研究では、互いに強く影響を及ぼしあう電子集団が特異な性質を示す重元素化合物の電子の振る舞いに注目し、他の電子の影響を強く受けながら運動する電子を表現する方法を探索しました。その際、重元素化合物の電子が、比較的自由に動ける電子と他の電子の影響を強く受ける電子の二つの側面を持つことに着目しました。そして、従来の発想を大きく転換し、従来とは異なる量子力学原理を用いることで、より的確にその運動を捉えることに成功しました。発見した理論を用いて計算した結果、
重元素化合物では見つかっていない特異な現象（「フェルミアーク」と呼ばれる量子現象）を理論的に予言することが可能となりました（図 9-6（b））
。
フェルミアークとは、電子のエネルギーの高さを表す等高線が千切れたように見える領域のことです。銅酸化物高温超伝導体では角度分解光電子分光実験等で観測がされていますが、重元素化合物では見つかっていません。フェルミアークは通常の電子の集団運動の解析では現れません。通常、等高線は連続的につながった線で表されますが、量子力学の方程式を一部拡張し、方程式の係数に虚数が現れることを許すことでこのような千切れた領域が現れます。
開発した理論を用いて新現象が予測可能となれば、今後、高温超伝導など革新的機能を持つ物質の発見も、その先に期待できると考えられます。
本研究は、日本学術振興会科学研究費補助金基盤研
究（C）（No.JP15K00178）、（C）（ No.JP18K03552）、
新学術領域研究（研究領域提案型）（No.JP18H04228）（No.JP16H00995）の助成を受けたものです。
（永井 佑紀）●参考文献

Nagai, Y. et al., DMFT Reveals the Non-Hermitian Topology and Fermi Arcs in Heavy-Fermion Systems, Physical Review Letters,
vol.125, issue 22, 2020, 227204, 7p.
原子力機構の研究開発成果

2021︲2293

システム計算科学研究9-4

アルミニウム合金の水素脆化防止－ 合金内部の金属間化合物の中から水素をよく吸うものを計算で特定 －

0.0

Fe
Cu
H

水素トラップエネルギーAl

0.56 eV/atom

‑1.0
H-Al
結合

‑2.0
‑3.0

（eV）‑4.0
‑5.0

H-Fe
結合

0.40 eV/atom
0.16 eV/atom
0

2

4

6

8

10

12

セル内水素原子数
図 9-7 Al7FeCu2 化合物結晶構造と水素原子の入る位置
水素（H）原子位置には二種類あり、Al、Fe、Cu
原子の格子点を中心とするボロノイ多面体の頂点に位置するものが薄い色の球、面の中心に位置す
るものが黒い色の球です。

図 9-8 Al7FeCu2 化合物のアルミニウム中での水素吸蔵能力
水素原子はセルの中で最初は 0.56 eV/atom というエネルギーで吸われ、だんだん吸われにくくなるものの、約 40 原子のセルの中で約 8 個の水素原子が吸われると期待できます。

アルミニウム合金は、鉄鋼などのように比較的歴史がある構造用金属であるにもかかわらず、長らく、その強度は大幅には向上していません。例えば、航空機などに用いられるジュラルミンなどのアルミニウム合金では、添加する亜鉛の量を増やせば強度を向上できることは、昔から知られていました。その一方で、このように合金元素を添加することによって生成された高強度アルミニ
ウム合金では、製造段階で水素が内部に入ってしまうた
め、水素脆化による破壊が誘発されることが分かっています。水素は最も小さな元素であり、材料の内部を素早く動きます。その水素挙動を直接的に捉えることは困難であることから、水素が変形や破壊に及ぼす影響はあまり分かっていません。しかしながら、水素をできるだけ取り除くことができれば、水素脆化を防止できることは確かです。
このため私たちは、アルミニウム合金中に含まれる様々な金属間化合物の中にもしも水素をよく吸う化合物があれば、その化合物の量を材料内部で増やしてあげることにより、水素脆化を防ぐことができるのではないかと考えました。そこで第一原理計算によって、いくつかの化合物の水素を吸う能力を調べました。その結果、●参考文献

Al7FeCu2 という化合物が水素を強く吸うことを発見しました。
図 9-7 は Al7FeCu2 化合物の結晶構造と、水素原子が入ることのできる格子間の候補位置を示したものです。
ここでは、ボロノイ多面体分割という方法で、水素原子の入りやすそうな位置を探し出しています。次に、水素原子を置いて第一原理計算からエネルギーを計算し、水素を強く捕まえる位置を発見しました。さらに図 9-8に示すように、どのぐらいの量の水素を吸うことができるかを、計算から評価しました。
この計算の後、Al7FeCu2 の含有量を増やしたアルミニウム合金において水素脆化が抑制される効果が見られることが、実験で確認されました。そこで、このアルミニウム合金を水素脆化が抑制された合金として、また、
Al7FeCu2 含有量を増やして水素を吸わせて脆化を抑制する方法を、国内特許として九州大学と共同出願しました（特願 2020-96333）。
本研究は、科学技術振興機構産学共創基礎基盤研究
プログラム（No.JPMJSK1412）「ヘテロ構造制御：水素分配制御によるアルミニウム合金の力学特性最適化」の支援を受けました。
（山口 正剛）

Yamaguchi, M. et al., Hydrogen Trapping in Mg2Si and Al7FeCu2 Intermetallic Compounds in Aluminum Alloy: First-Principles
Calculations, Materials Transactions, vol.61, issue 10, 2020, p.1907-1911.

94

原子力機構の研究開発成果

2021︲22

10 核不拡散・核セキュリティ科学技術開発
原子力平和利用を支える核不拡散・核セキュリティに関する技術開発・人材育成
人材育成支援2011 年からアジア諸国を始めとした各国への人材育成支援事業を開始し、2021 年 3 月までに核セキュリティ
や核不拡散（保障措置）に関して国内外で実施したセミ
ナー、トレーニング等に、延べ約 4900 名が参加しています。2020 年度は新型コロナウイルス感染症の影響下でも海外向けを中心にオンライン方式に切り替え、本分野で世界初となる 4 件の海外向けオンライントレーニングを実施する等して、人材育成支援を継続しました。こ
うした活動を通して、アジアを中心とした地域で核不拡
散・核セキュリティ分野で活躍する人材を輩出しており、IAEA や国内外から高く評価されています。

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター（ISCN）は、
核兵器・核テロの脅威のない世界を目指して、国内外の関係機関と連携し、核不拡散・核セキュリティ分野における技
術開発や人材育成支援等を実施しています（図 10-1）。
日本のための、そして世界のための技術開発
国内外の動向を踏まえた核不拡散・核セキュリティ強化のための技術開発を実施しています。核検知・測定技術開発に関し、外部パルス中性子源を用い高放射性物質中の核物質等を非破壊で測定する技術や、大規模イベント等の核セキュリティの強化を目的とし、放射線イ
メージング等を用いた広範囲の核・放射性物質の検知技
術開発を行っています。犯罪行為等に使用された核物質等の特徴を分析し、起源や履歴を特定する核鑑識技術の開発については、小型で比較的安価な検出器を組み合わせた核・放射線テロ事象後の初動対応者向け検出器開発
や AI を用いたデータ解析技術開発を実施するとともに国際共同試料分析を通じた国際的核鑑識能力の向上に貢献しています。また、日米で協力して核・放射線テロ対策のための核・放射性物質の特性評価や脅威の削減方法の開発にも取り組んでいます。

CTBT に係わる国際検証体制への貢献
国際的な核実験監視体制の確立に向けて、包括的核実験禁止条約（CTBT）国際監視制度施設や国内データセンターの暫定運用をしています。CTBT 機関（CTBTO）の核実験検知能力強化を目的として、日本政府が 2017 年
2 月に CTBTO に行った拠出により、CTBTO との放射性希ガス共同観測プロジェクトを、2018 年から北海道幌延町と青森県むつ市で実施しています。同プロジェクト
では、主に東アジア地域の放射性キセノンバックグラウン
ドの挙動解明のための観測を継続しており、国の政策実
現に大きく貢献しています。本プロジェクトは 2022 年
3 月まで延長することが決定されました。

技術的知見に基づく政策研究
関係行政機関からの要請に基づき、過去に非核化を達成した南アフリカ、ウクライナ、ベラルーシ及びカザ
フスタン、核開発を試みたリビア、イラン、イラク、北朝鮮等における非核化に向けた取組み事例を、核開発の動機、内外情勢、核開発の進捗、制裁等の効果等の観点で調査し、非核化達成のための要因分析を実施しています（トピックス 10-1）。また、原子力平和利用の観点か
ら、核兵器に利用可能な核物質の処理・処分、その製造施設等の無能力化、及びそれらの検証に係る技術的プロ
セスについて調査検討を行っています。

欧州原子力共同体（EURATOM）

核物質輸送及び研究炉燃料に係わる業務支援
各研究開発拠点が行う核物質輸送を支援するとともに、試験研究炉用燃料の需給及び使用済燃料の処置方策の検討を実施しています。高濃縮ウラン燃料の対米返還輸送を計画的に推進することにより、世界的な核セキュ
リティを強化してきた地球規模脅威削減イニシアティブに貢献しています。
理解増進のための取組み
核不拡散・核セキュリティ分野の動向やそれらに対する分析、ISCN の活動等を掲載したニューズレターのメール配信や国際フォーラムの開催等により、国内外における本分野の理解増進に貢献しています。
米国エネルギー省
国家核安全保障庁（U.S.DOE/NNSA）

国際原子力機関（IAEA）

中国・韓国
国内関係機関東京電力福島第一原子力発電所の溶融燃料計量管理技術開発、先進保障措置技術、
核検知・非破壊測定技術、核鑑識技術開発、
核・放射性物質魅力度評価手法開発

トレーニング、セミナー、ワークショップ等によるキャパシティ・ビルディング機能の強化

原子力の平和利用と核不散・
核セキュリティに関する今日的課題について政策研究を実施

ISCNニューズレターの配信、国際フォーラムの開催

CTBT核実験検証技術の高度化開発及び国際的な監視体制の確立

関係府省

CTBT機関（CTBTO）

原子力機構が行う核物質輸送支援、試験研究炉用燃料の需給及び処理処分の検討を実施

世界核セキュリティ
協会（WINS）

東南アジア諸国連合（ASEAN）エネルギー部局（Center for Energy）

図 10-1 核不拡散・核セキュリティ総合支援センターの実施内容と連携機関
国内外の関係機関と連携し、核不拡散・核セキュリティ強化に資する活動を行っています。
原子力機構の研究開発成果

2021‑2295

核不拡散・核セキュリティ科学技術開発

10 - 1 核兵器と核テロの無い世界の実現に向けて－非核化の事例調査と要因分析－
表 10-1

非核化の特徴及び関連する非核化要因等

核開発能力及び非核化の方法（非核化要因の③、⑥）
対象国

（A）

非核化を
実施した国

核兵器に転用可能な
核物質の処理・処分等

南アフリカ

高濃縮ウラン（HEU）型核爆発装置 6 発を保有したが、自ら解体・廃棄HEU は国内保管

南アフリカ自身による非核化①〜③, ⑥〜⑧

イラク

核開発は計画段階で放棄

未取得

受け入れざるを得なか
った非核化

②,⑤,⑦

リビア

核開発は計画段階で放棄

未取得

迅速な非核化②〜⑧

ウクライナ

核兵器を カザフスタン（B） 継承したが撤去した国 ベラルーシ

非核化等が（C） 追求されている国

非核化の特徴、関連する主要な非核化要因

核兵器等の解体・廃棄等

HEU は国外搬出

旧ソ連から核兵器を継承、後に露国に搬出HEU は国外搬出（一部未完）

安全保障の提供と引き換えに非核化を決断①〜③, ⑤〜⑧

北朝鮮

6 回の核実験実施済み。
複数の核弾頭を保有していると推定される

HEU／プルトニウムを保有

米朝枠組み合意、六者会合が実施されるも、合意破棄で非核化に至
らず

①〜⑧

イラン

核開発は計画段階で放棄

未取得

包括的共同作業計画（JCPOA）に 基 づ く
非核化

①〜⑧

核兵器と核テロの無い社会を実現していくためには、
核兵器不拡散条約に加入した非核兵器国が、同条約を誠実に履行していくことが必要不可欠です。私たちは、上記の観点及び将来的に非核化を成功裏に導く方策を探る
ため、過去の非核化への事例の調査と要因の分析を行いました。
まず事例調査の対象国として、（A）非核化を実施した国、（B）核兵器を継承したが撤去した国、また（C）
非核化等が追求されている国、の計 8 か国を選び、核開発及び非核化の歴史、核開発能力及び非核化の措置等を調査しました（表 10-1）。例えば、秘密裏にウラン濃縮
及び核開発を行っていたイラクは、1991 年の湾岸戦争に敗北し、国際連合安全保障理事会決議（UNSCR）に基づき大量破壊兵器（WMD）の廃棄を受け入れました。同
国の秘密裏の核活動の検証は、国際原子力機関（IAEA）
が、国際連合大量破壊兵器廃棄特別委員会（UNSCOM）の協力と支援を得て実施しました。一方同じく秘密裏に
ウラン濃縮及び核開発を実施しようとしたリビアは、自身の核開発能力が皆無だったこともあり、2003 年末に
リビア経済を疲弊させていた制裁の解除を条件に、それらの廃棄を決断しました。同国からのウラン濃縮関連資機
材等の搬出は、米英により迅速に実施されました。
次に私たちは上記の事例調査をベースに、国際社会が非核化を導く上で鍵となる 8 つの要因（非核化要因）を抽出しました。それらは①核開発の動機／継承した核兵器を維持しようとした動機、②非核化決断時点の内外●参考文献

情勢、③核開発の進捗度、④制裁の効果、⑤非核化の国
際的枠組み、⑥非核化の方法、⑦非核化の検証方法・検証者、⑧非核化の対価です。
そして最後に、国際社会が非核化を成功裏に導く可能性のある方策を、8 つの非核化要因を元に分析しました。
まず対象国に非核化を決断させる上では、対象国の①核開発の動機と、②同国を取り巻く内外情勢を鑑み、対象
国に非核化を決断させる⑧対価が必要であり、安全保障の提供や、特に対象国が国際社会から制裁を課されておりそれが対象国に一定の影響を及ぼしていれば、④制裁の解除が一定の役割を果たし得ます。次に非核化の実施
体制及び方法について、⑤非核化の国際的枠組みには、核兵器国（NWSs）を含む国際的な合意や、核兵器の知見を有する NWSs の関与が必要であり、また対象国の③核開発の進捗度や対象国の②内外情勢を考慮して、不可逆的な⑥非核化の方法・手段を選択し、それを効果的、効率的かつ迅速に実施する必要があると考えます。そして⑦非核化の検証について、対象国が核兵器を保有している場合には核不拡散の観点から NWSs が、そうでない場合には、IAEA が、NWSs の協力を得て、対象国と締結している包括的保障措置協定や追加議定書による検認手法等を基本として検証を行うことが適切と考えます。
今後は、対象国が非核化を決断した後の⑥非核化の方法・手段と、⑦非核化の検証方法・検証者に焦点を当て、より詳細かつ具体的な措置や手順等につき研究を深めていきます。
（田崎 真樹子）

田崎真樹子ほか, 非核化達成のための要因分析に関する研究（4）イラク : 非核化の特徴について, 日本核物質管理学会第 40 回年次大会論文集, 東京, 日本, 2019, p.93-96.

96

原子力機構の研究開発成果

2021‑22

原子力機構の研究開発成果 2021-22
URL：https://rdreview.jaea.go.jp/

発
行
編集・発行

2021 年 10 月
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

成果普及情報誌『原子力機構の研究開発成果』編集委員会
委 員 長
吉澤 道夫
委
員
岩月
仁
鈴木 喜雄
小泉 光生
宇田川 豊
香西 直文
原田 秀郎
酒井 健二
北村 誠司
佐藤 博之
佐藤 和彦
印

刷

鷲谷
森田
浜田

忠博
泰治
広次

飯島
横田
水野

和毅
光史
崇

松枝印刷株式会社

本誌は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が年に一回発行する研究開発の成果普及情報誌です。
本誌の内容、入手及び著作権利用に関するお問い合わせは、下記までお願いいたします。

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
JAEA イノベーションハブ

研究成果利活用課（研究連携成果展開部 研究成果管理課は、2021 年 10 月に名称が変わりました。）〒 319-1195 茨城県那珂郡東海村大字白方 2-4
TEL 029-282-6387
FAX 029-282-5920
e-mail ird-seika_shi@jaea.go.jp©2021 日本原子力研究開発機構（禁無断転載）

◆表紙デザインと画像◆
デザイン要素に取り入れています「正六角形」は玄武すなわち亀の甲羅を表し、長寿のシンボルとして古来より尊ばれた紋様です。
なお、高温工学試験研究炉「HTTR」の燃料体も正六角形です。
画像は、グラフェン（炭素原子 1 層でできた網）を酸素分子が通り抜けるイメージ（左上）と地形・処分場深度変遷解析ツールを用いた処分場深度と地形変化の計算例（右下）です。
前者では、私たちの身の回りにある酸素分子の中で高速な酸素分子が炭素原子の網であるグラフェンを透過できることを放射光実験と計算機シミュレーションから明らかにできました。本研究は、錆や食品腐食などの防止膜の開発等の応用が期待されています（第 5章トピックス 5-6、p.62）。
後者は、複数の隆起速度の設定に対して処分場深度と地形変化を計算したものです。地形と処分場深度変化にはいくつかのパターン
があり、どのパターンに近いかを推定することで、安全評価で着目する影響の判断に活用できます（第 8 章トピックス 8-9、p.88）。

原子力機構の研究開発成果

ISSN 2188-1464
eISSN 2188-1472

２０２１ ２２

原子力機構の研究開発成果
2021 - 22

国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構

グラフェン（炭素原子 1 層でできた網）を酵素分子が通り抜けるイメージ（トピックス 5‑6）

一様な値を設定

B 処分場深度変化のみが大きい
処分場深度変化のみが大きい
地表からの処分場の深さ

国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構

隆起速度の設定●ケース１
0.3 mm/y●ケース２
0.6 mm/y●ケース３
0.9 mm/y
●ケース４
海側へ傾動

0

【主な変化】●処分場深度●移行経路●流出場所 etc.

C 地形と処分場深度両方の変化が大きい

地形と処分場深度両方の変化が大きい【主な変化】●地形・地表環境●地下水流動場●処分場深度●移行経路●流出場所 etc.

500

（m）

【顕著な変化なし】

100 万年後
1000

処分場の位置0年
050

地形の険しさ（高度分散量）（m）

初期条件として設定した地形と処分場位置

200 万年後
100

A 地形と処分場深度ともに変化が小さい

地形・処分場深度変遷解析ツールを用いた処分場深度と地形変化の計算例（トピックス 8‑9）

原子力機構が保有する知的財産のうち、産業上応用可能な特許技術やノウハウ等を解説した「JAEA 技術シーズ集 第 7 版」もご参照ください。
原子力機構全体の活動状況は、「2020 年度事業報告書」をご参照ください。