臨界安全評価において、現状では保守的な仮定に基づくホウ酸注入、非溶解性中性子吸収物質の事前投入、中性子測定に基づく未臨界度合監視作業等が検討されているところであるが、燃料デブリサンプルの分析とそれに基づく合理的な評価により、号機毎・部位毎の燃料デブリの臨界可能性有無に係る根拠（例えば、中性子吸収物質のUとの随伴性、Uの量、中性子吸収材等）を示す必要がある。

発熱・冷却対策において、発熱対策は現場での冷却水注入停止試験により温度分布の変化を評価することで解析的に評価できるが、特定部位で温度上昇が見られた場合にはU同位体比やFP組成等、熱源に係る知見を取得することが重要となる。その一方で、冷却対策では、冷却方法を変えることによる化学環境変化が燃料デブリの特性に与える影響評価や、負圧管理時に雰囲気への酸素混入に起因する燃料デブリ表面や堆積状態の変化に関する評価が重要となる。

水素発生対策においては、水素発生源として考えられるβ・γ核種（特に低エネルギー線の影響大）による冷却水の放射線分解、及び燃料デブリ取り出し時に新たな表面が暴露されることによる未酸化物質と冷却水との反応に関する評価が必要となる。

切断時のαダスト等の閉じ込めにおいて、現状では切断方法としてレーザー切断や機械的な切断を念頭に、模擬デブリを用いた切断模擬試験及び過去のホットセルでの経験等によるダスト飛散の概略評価が進んでいる。レーザー切断に関しては、燃料デブリの高温化に伴う酸化度の変化（酸化度が低い場合には低次酸化物が生成される可能性があり、再蒸発の懸念がある）や含有する揮発性物質がどの程度飛散するかの評価が重要である。機械的切断に関しては、燃料デブリの機械的な特性（硬さ、もろさ、融点等）及び化学的な特性（相や化合物の混合物・凝集物としての平均的な特性等）の把握が重要となる。

燃料デブリの取り扱いに関しては、安全性・作業性の観点と、放射線量の観点からの検討が必要である。まず、安全性・作業性の観点からは、化学的に活性と考えられる金属系デブリの取り扱い、取り出し作業における新たな燃料デブリ表面露出による局所的な化学反応・FP溶出、硬い物質（残留B4C、ホウ化物）の残留・析出等の解明が課題である。なお、空冷の場合には、燃料デブリ表面に付着する微粒子などが飛散する可能性があるため、乾燥時の表面付着物も考慮する必要がある。次に、放射線量に関しては、作業員被ばく管理や使用機器の寿命評価の基礎データとして燃料デブリの線量率が重要な情報となり、また、時々の線量率評価に必要な線源情報を分析により把握することが重要である。

燃料デブリ取り出しの横アクセス工法の検討においては、相当量の燃料デブリが残留しているRPV内部の状態評価精度の向上が重要となる。このためには、ペデスタル等から取得される燃料デブリを含むサンプルの分析に基づき、事故進展逆問題解析により、RPV下部プレナムでの燃料デブリ堆積や下部ヘッドの破損状況の評価精度を向上することが重要となる。逆問題解析で重要となる分析項目は、燃料デブリや堆積物の主成分（U, Zr, Fe, B等）の化学特性とその評価に係る項目であり、特に重要となるのはUを含有する粒子及び相の化学特性である。

燃料デブリ中のU, Pu, 可燃性毒物, FP核種の濃度が不明の場合、燃料デブリの臨界安全や冷却、輸送・貯蔵容器の放射線遮へい、導入機器の耐放射線性、水素発生等の対策においては、最大（または最小）燃焼度を仮定し、可燃性Gdなし、残存FPなし（または全FP残存）等、燃料デブリ取り扱いに応じた保守的仮定をおき、安全性評価が進められると考えられる。極端な保守的仮定は取り扱い量が多くなる燃料デブリの取り出しを遅延させ、新たなリスクを発生させる可能性があるため、より合理的な保守的評価を可能にするために、燃焼率指標（燃料デブリ中の148Nd（または代替となる核種or元素）質量/U質量、燃料デブリ中の235U質量/U質量）の分析が望まれる。

保管・管理における臨界安全に関する分析では、基礎データとして燃料デブリ中の核燃料物質の組成及び同位体比が重要となるととともに、主な中性子吸収物質の組成や同位体比、燃料デブリの密度、含水率等の基礎情報が必要であり、燃料デブリ分析・評価の指標となる148Nd等の情報もFPの寄与を評価するうえで重要である。なお、燃料デブリは多様な組成の核燃料物質が非均質に混合していることが想定されるため、非均質性は考慮すべき事項である。

保管・管理における核種、放射能に関する分析では、水素発生量、発熱量の評価に必要な情報を取得する必要がある。水素発生量に関しては水素発生に寄与しうる核種（α線源、β線源、γ線源）とそれらの放射能強度、及び放射線源の物理的性状（粒形等）、収納物の含水率あるいは収納容器中の水分量を推定する必要がある。また、発熱量に関しては、収納後数十年間の発熱に寄与する核種（137Cs, 90Sr）に関する各種の放射能測定、そして、アクチノイド核種の燃料デブリ中の濃度測定（対ウラン比）に関するデータが必要となる。

保管・管理中における経年変化に関する分析では、これまで模擬燃料デブリによる経年変化挙動の評価が進められてきたが、今後は実際の燃料デブリを用いて実証することが重要となる。具体的に、燃料デブリの特性（特にアクチノイド元素等のキーとなる元素の存在状態、化学状態）、物理的・化学的・生物学的メカニズムの検証（温度変化による風化、水との接触による溶出、微生物による分解作用等）の確認・検証が必要である。

保管・管理中における化学的安定性に関しては、収納容器の腐食評価に関する知見や情報の収集が重要となる。燃料デブリ中及びその周辺の液相中のpH、塩素イオン濃度、窒素酸化物濃度に関する分析が望まれる。

保管施設の合理化に関しては、収納する燃料デブリの核種とその放射能強度を分析し、収納缶の発熱量を評価し、冷却能力の確認を行うことが望まれる。

燃料デブリに含まれる放射性核種のインベントリや核種移行パラメータ値は処理処分の安全性の評価のために用いられる。なお、大熊の分析研究施設においては処分において重要と考えられる38核種（3H, 14C, 36Cl, 41Ca, 60Co, 59Ni, 63Ni, 79Se, 90Sr, 93Zr, 94Nb, 93Mo, 99Tc,107Pd, 126Sn, 129I, 135Cs,137Cs, 151Sm, 152Eu, 154Eu, 233U, 234U, 235U, 236U, 238U, 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu,241Am, 242mAm, 243Am, 244Cm, 245Cm, 246Cm）を対象とした分析計画がたてられている。

処分の安全評価においては、環境条件の変動を把握し、信頼性の高い評価とするためには、燃料デブリの臨界安全評価、燃料デブリからの核種の溶出特性（処理後の廃棄体を含む）、処分環境条件（核種移行パラメータ（溶解度、バリアの収着分配係数、拡散係数等）に影響を及ぼす液性）や人工バリアの諸特性に影響を及ぼす含有物質（影響物質）の化学組成、量の把握が重要となる。さらに、これらの影響物質の把握と併せて、環境に影響を与える有害物質の組成、量の把握も重要となる。

例①放射線計測技術への応用：１F廃炉においては、既設の原子力プラントの廃止措置と異なり、汚染状況は未知である。そのため、放射線測定結果（例えばスペクトル）では、各核種の放射能濃度を分析することが困難な場合があり、より詳細な測定・分析を行う必要があり、この作業が膨大となる。そこで、既知の資料に対する測定結果や、シミュレーション結果をAIに機械学習させ、未知の資料に対する測定結果から真値を類推する技術を開発する。これが可能となれば、分析に係る作業・時間を大幅に短縮させることが可能となる。

例②放射性廃棄物・燃料デブリ分析技術への応用：どんな汚染状況かも未知である放射性廃棄物。様々なものが溶け込んで構成されている燃料デブリ。汚染分布や構成成分・濃度は不均一かつ非均質であるため、全体を正確に知るためにはサンプル分析ではなく、全量分析が必要となる。ここにAIを導入することで、極力少ないサンプルから全体を精度高く類することを目指す。これが可能となれば、分析に係る作業・時間を大幅に短縮させることが可能となり、また二次廃棄物の発生量を大幅に抑制することができる。

上記はAIの活用事例の一つのアイデアであるが、他にもAIを活用して１F廃炉における課題の解決に資することが期待される。

そのためには、１F廃炉における課題・ニーズを具体的に明らかにするとともに、１F廃炉のニーズ側と、AI技術のシーズ側の協働・共創が重要となる。