現状の希ガス（Xe-135）の濃度監視（濃度は臨界判定基準である1Bq／cm3に対して十分に低いレベル）や予想される燃料デブリの存在状態から、福島第一原子力発電所の燃料デブリでは工学的にみて臨界が起こる可能性は低いと考えられるものの、燃料デブリ取り出し時の燃料デブリの形状変化等により臨界になり得る条件を把握し、合理的で確実な臨界発生防止が必要である。過去、内部調査等や燃料デブリ取り出し時の各段階で得られる情報から、燃料デブリの臨界性に関して、臨界の起こりにくさや影響度を評価する手法の整備が進められてきた。それらの評価を行うため、臨界評価に対し影響の大きいパラメータに関する情報が内部調査や取り出し作業を進める過程で入手できるように計画される。

燃料デブリのU含有率が不明な場合において、事故前の燃料集合体中のU含有率である97～98%を用いて臨界管理や構外輸送の安全評価、安全対策を保守的に検討することが想定される。シビアアクシデントコードの計算結果やPCV内部調査の映像から、周囲の構造材と溶融・混合してU含有率は低下している可能性が高いが、評価に用いる値がないことから安全対策に過度の裕度を含ませることになる。

燃料デブリ取り出し初期においては、把持、吸引といった燃料デブリの形状を大きく変化させない方法や、推定反応度変化量に基づく加工量制限を実施、また、燃料デブリ取り出し規模を拡大していく段階や切削を行う段階においては、作業前の未臨界度測定や中性子吸収材の投入準備などの措置を講じることが検討されている。また、取り出し作業に伴う燃料デブリ周辺の中性子信号の変動量を確認して燃料デブリの臨界性を評価しながら取り出しを行うことで、設計による対応と運転員による監視と判断を組み合わせた、確実な臨界防止を行うことも考えられている。

既存の中性子検出器としては、核分裂電離箱、B-10 比例計数管、半導体検出器など用途に応じた多様な種類が存在しており、これらの特徴を踏まえつつ、中性子検出器を選定していくことが重要である。

臨界監視用の中性子検出器の要求仕様としては次が挙げられる。　①作業期間に応じた寿命（集積線量（Gy））が維持できること 　②想定する装置に搭載できること（サイズ・重量、ケーブル径）、または作業場所に設置できること（サイズ・重量、ケーブル引き回し） 　③必要な検出効率(時間、精度) を満たすこと。

燃料デブリの臨界性が高いことが判明した場合に備えて、通常の燃料デブリ取り出し時に、五ホウ酸ナトリウムで満たす場合の必要ホウ素濃度の評価や設備成立性等の検討が進められ、漏えい時の環境影響や構造材であるコンクリートとの共存性が評価されている。また、PCV 循環冷却系への影響を局所的に留めることのできる非溶解性中性子吸収材についても開発が進められている。これまでに、基礎物性試験・耐放射線性能試験等を行い、非溶解性中性子吸収材の候補として、B4C 金属焼結材・B／Gd 入ガラス・Gd2O3 粒子、水ガラス／Gd2O3 造粒粉材が挙がり、これらの候補材について、燃料デブリ保管時の長期照射による収納缶健全性への影響、デブリ加工に対応した燃料デブリへの散布方法や散布後の効果が確認されている。2020 年度は循環水システムにおける、ホウ酸の調整設備の成立性の検討を行い、今後は中性子検出器と組み合わせた現場運用の技術開発が進められる。

燃料デブリ取り出し時等における臨界を未然に防ぐための臨界監視や臨界管理のためのシステム構築が進められている。ほとんどの作業で臨界の可能性はかなり低いとされているが、万が一再臨界となった場合に備えて、例えば燃料デブリが付着した構造物の取り出しの際には中性子吸収剤を容器に貯めておくなどの対策が検討されている。