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1
帰還困難区域の家屋における様々な部材の汚染低減試験
森 愛理; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢
JAEA-Technology 2017-006, 38 Pages, 2017/03
福島第一原子力発電所事故により大量の放射性物質が環境に放出され、近隣の市街地や森林等が汚染された。家屋や学校等の周辺の除染は国および地方自治体により進められているが、住環境にある壁や床、窓等については公的な除染が行われていない。本試験では、容易に実施できる作業により効果的に汚染を低減する手法を整備するため、住環境にある様々な部材に対し拭き取り等の試験を行った。試験を実施した部材は繊維類、木材類、ガラス類、コンクリート類、プラスチック類、塩化ビニル類、金属類、その他である。各部材は旧警戒区域(現在の帰還困難区域)内の実家屋から採取しており、事故により放出された放射性物質で汚染されたものである。これらの部材に対して乾式の手法(吸引、拭き取り、吸着、剥離)、湿式の手法(拭き取り、ブラッシング、表面研磨、洗濯)、および物理的な手法(剥離)を適用することで、簡易で効果的な汚染低減手法を検討した。試験の結果、一般的に水の浸透性が低い部材(ガラス、コンクリート、プラスチック、塩化ビニル、および金属)については湿式の手法(拭き取り、表面研磨、またはブラッシング)を用いることで高い汚染低減率が得られることがわかった(90%程度)。一方で水の浸透性がある木材の場合は剥離用塗料が比較的効果的(汚染低減率60%-70%程度)であった。このほか補足的データとして、洗剤の性質による汚染低減率の違い、および剥離用塗料の擦り込みの効果についても検討を行った。最後に、これらの結果を踏まえ最適であると考えられる手法をまとめた。
2
内閣府除染モデル実証事業後の空間線量率の推移に関する調査結果; 第1回$$sim$$第11回調査結果概要(受託調査)
川瀬 啓一; 北野 光昭; 渡邊 雅範; 吉村 修一; 菊池 四郎; 西野 克己*
JAEA-Review 2017-006, 173 Pages, 2017/03
環境省からの依頼により内閣府除染モデル実証事業を行った地区の空間線量率の推移調査として、環境省の了解が得られた地区(9市町村15地区)を対象とした空間線量率の推移に関する調査(モニタリング)を平成24年10月から11回(平成27年10月現在)実施してきた。 本調査における空間線量率の測定は、NaIシンチレーション式サーベイメータ等を用いた定点測定とガンマプロッタHを用いた測定の2方法で行った。
3
Proceedings of the Research Conference on Post-accident Waste Management Safety (RCWM2016) and the Technical Seminar on Safety Research for Radioactive Waste Storage; November 7th and 8th 2016, LATOV, Iwaki, Fukushima, Japan
本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。
4
Mechanism of Cs removal from Fukushima weathered biotite by heat treatment with a NaCl-CaCl$$_{2}$$ mixed salt
本田 充紀; 岡本 芳浩; 下山 巖; 塩飽 秀啓; 鈴木 伸一; 矢板 毅
ACS Omega (Internet), 2(2), p.721 - 727, 2017/02
An in situ extended X-ray absorption fine structure (in situ EXAFS) spectroscopic analysis at high temperature was conducted to investigate the mechanism of Cs removal from weathered biotite (WB) from Fukushima, induced by heating with a mixed salt of NaCl and CaCl$$_{2}$$. This indicated that most Cs remained in WB during heating at 200-700$$^{circ}$$C. In addition, the in situ EXAFS spectra gradually changed on heating with the mixed salt and a completely different spectrum was observed for the sample after cooling from 700$$^{circ}$$C to room temperature. Ex situ EXAFS measurements and X-ray fluorescence analyses were also conducted on samples after heat treatment and removal of the mixed salt to clarify the temperature dependence of the Cs removal ratio. Based on the results of radial structure function analysis obtained from in situ EXAFS, we concluded that almost all Cs was removed from WB by heating at 700$$^{circ}$$C with the mixed salt, and that Cs formed CsCl bonds after cooling to room temperature from 700$$^{circ}$$C. In contrast, although more than half of the Cs present was removed from WB by heat treatment at 500$$^{circ}$$C, most Cs was surrounded by silica tetrahedrons, maintained by Cs-O bonds. On the basis of these results, different Cs removal processes are suggested for the high-temperature (600-700$$^{circ}$$C) and low-temperature (400-500$$^{circ}$$C) regions.
5
Dissolved radiocaesium in seawater off the coast of Fukushima during 2013-2015
福田 美保*; 青野 辰夫*; 山崎 慎之介*; 西川 淳*; 乙坂 重嘉; 石丸 隆*; 神田 譲太*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 311(2), p.1479 - 1484, 2017/02
 パーセンタイル:0(Chemistry, Analytical)
福島第一原子力発電所(福島第一原発)近傍における海水中の放射性セシウム分布の決定要因を明らかにするため、2013年から2015年にかけて福島第一原発から10km圏内の7観測点で得られた海水中の$$^{137}$$Cs濃度と、海水の特性(塩分、水温、ポテンシャル密度)との関係についてまとめた。海水中の$$^{137}$$Cs濃度は原発近傍で高く、また比較的低密度の海水で高かった。この結果から、河川水や福島第一原発港湾内からの海水の流入が、局所的に高い$$^{137}$$Cs濃度の増加をもたらしたと推測される。なお、これらの比較的高い$$^{137}$$Cs濃度を持つ海水は、より低密度の海水の下層へと貫入することにより、水深20$$sim$$50m付近まで運ばれる場合があることが明らかになった。
6
放射性物質の環境動態に伴う被ばく経路を考慮したコンパートメントモデルの構築
操上 広志; 新里 忠史; 鶴田 忠彦; 加藤 智子; 北村 哲浩; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*
JAEA-Research 2016-020, 50 Pages, 2017/01
本報告では、河川(二級河川)流域規模での放射性物質(特に放射性セシウム)の動態に伴う被ばく経路を考慮したコンパートメントモデルを構築し、試行的な解析を行った。その結果、各コンパートメントのインベントリや濃度、コンパートメント間のフラックスはおおよそ現実的な値となった。一方で、堆積物や外洋への移行、農林水産物への移行について実測値との比較によるモデル検証は十分でなく、今後、実測値との比較を詳細に実施し、コンパートメント設定やパラメータの設定の妥当性を確認していく必要がある。
7
Assessment of residual doses to population after decontamination in Fukushima Prefecture
森 愛理; 高原 省五; 石崎 梓; 飯島 正史; 眞田 幸尚; 宗像 雅広
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 1), p.74 - 82, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
福島第一原子力発電所事故により多量の放射性物質が環境中へ放出され、事故の影響を受けた地域で暮らす住民は日常生活を通して放射線を被ばくしている。住民の被ばく線量を管理するために、年間の追加被ばく線量を1mSv/y以下にするという長期的目標が定められ、この目標を達成するために、測定値における0.23$$mu$$Sv/hが除染実施の目安値とされた。本研究の目的は、この目安値に基づく除染作業の効果を明らかにし、今後の除染戦略における課題を抽出することである。本研究では確率論的なアプローチを用いて福島県内における屋内作業者、屋外作業者および自宅滞在者の年間の実効線量を評価した。本研究で用いた確率論的なモデルでは、生活パターンおよびCs-137の地表面濃度の変動を考慮した。評価の結果、福島県の全59の自治体のうち53の自治体における屋内作業者および自宅滞在者については、汚染発生から5年後の年間実効線量の95パーセンタイル値が1mSv/yを下回っていた(0.026-0.73mSv/y)。しかし、25の自治体の屋外作業者については1mSv/yを上回っていた(1.0-35mSv/y)。したがって屋内作業者および自宅滞在者に対しては目安値が有効であるが、屋外作業者にさらなる対策をすべきか否かを判断するためには、より現実的な仮定を用いた詳細な評価が必要であることがわかった。
8
Spectrum-dose conversion operator of NaI(Tl) and CsI(Tl) scintillation detectors for air dose rate measurement in contaminated environments
津田 修一; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 3), p.419 - 426, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
東京電力福島第一原子力発電所事故後、福島県をはじめ東日本の広域において、環境中の空間線量率測定等が継続して実施されている。測定には、原子力発電所等で利用されるサーベイメータ等の測定器が使用され、それらは基準校正場と呼ばれる既知の放射線場において、一方向からの照射条件で線量の校正が行われている。しかし一般に、測定器は入射する放射線の方向によって異なる感度を有し、実際の環境中では、放射線は様々な方向から測定器に入射する。そこで本研究では、通常よく用いられるNaI(Tl)およびCsI(Tl)シンチレーション式測定器で得られる線量の光子入射方向依存性を評価するために、ほぼ無限に広がった地面に放射性核種が存在する環境をPHITSコード上で再現し、周辺線量当量に対する環境測定用のスペクトル-線量変換演算子(G(E)関数)を導出した。その結果、通常よく用いられるシンチレーション式測定器は、単色エネルギー光子の場合、線量を最大で約40%過大評価する可能性のあるものの、実際の環境中では+20%以内で環境線源に対する線量を再現することを明らかにした。
9
Measurements of air dose rates in and around houses in the Fukushima Prefecture in Japan after the Fukushima accident
松田 規宏; 三上 智; 佐藤 哲朗*; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 3), p.427 - 435, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
Measurements of air dose rates in less contaminated areas were conducted in and around houses. The relation of both was summarized as dose reduction factors. For wooden and lightweight steel houses, the dose rates showed a positive correlation and linear regression with a slope-intercept form due to the natural background. The average dose reduction factor was 0.38 on the first floor. The reductions in indoor dose rates are observed because a patch of ground under each house is not contaminated (this is the so-called uncontaminated effect). The characteristics were clarified through Monte Carlo simulations. For reinforced steel-framed concrete houses, the dose rates did not show a correlation. It was found that there is a great variation in air dose rates even within one house, such as the size and shape of a house, construction materials acting as a shield and as sources, position (including height) within a room, floor number, total number of floors, and surrounding environment.
10
Vertical distributions of global fallout $$^{137}$$Cs and $$^{14}$$C in a Japanese forest soil profile and their implications for the fate and migration processes of Fukushima-derived $$^{137}$$Cs
小嵐 淳; 安藤 麻里子; 天野 光*; 松永 武
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 311(1), p.473 - 481, 2017/01
 パーセンタイル:0(Chemistry, Analytical)
核実験由来の$$^{137}$$Csと$$^{14}$$Cの、2001年における日本の森林土壌中の深さ分布を調査した。その結果、$$^{137}$$Csの多くは沈着から38年後もなお鉱物土壌層表層に存在していた。一方で、土壌特性の変化するA層とB層の境界層における$$^{137}$$Csの特異的な蓄積を発見した。この蓄積から、$$^{137}$$Csが年間0.20%の割合で有機物が豊富なA層を経由して下方へ移行したこと、及び層位境界層が$$^{137}$$Csの移行を妨げるバリアとして働くことを見出した。炭素14は$$^{137}$$Csと同様の深さ分布を示したことから、両核種が数十年の時間スケールで、同様の物理的経路を経て土壌中を移行したことが示唆された。
11
放射線測定器で何が測れるか
竹安 正則
とみおか放射線情報まとめサイト(インターネット), 2 Pages, 2017/01
福島県富岡町が住民に貸出を行っている放射線測定器の種類とその目的、使用上の留意点、測定結果の解釈の仕方について解説する。
12
土壌流亡予測式USLEを用いた土砂及びCs移動解析プログラムSACT(Soil and Cesium Transport)利用マニュアル
齊藤 宏; 山口 正秋; 北村 哲浩
JAEA-Testing 2016-003, 68 Pages, 2016/12
SACT(Soil and Cesium Transport)は、福島第一原子力発電所事故後に地表に降下した$$^{137}$$Csを長期移行評価することを目的に、原子力機構が開発した土砂及びCs移行解析プログラムである。本プログラムは、既往のソフトウェア"ArcGIS"上で動作し、米国農務省を中心に開発された土壌流亡予測式"USLE"を用いて土砂の流亡土量を計算したのち、既往の計算式を用いて、砂に対して掃流砂の計算を、シルト及び粘土に対して浮流砂の計算を行う。さらに、各粒度の土粒子に吸着した$$^{137}$$Csの濃度比を考慮することで$$^{137}$$Csの移動量を計算する。SACTは、迅速に広範囲かつ長期の計算を行うことができるという特徴を有するとともに、着目する領域の土地利用や土壌、降雨特性等の地域性を考慮してパラメータの値を設定することにより、別途現場で取得されたデータを反映した計算を行うことも可能である。当マニュアルは、SACTが広く利用されるよう促進するとともに、利用方法、手順、注意点や最低限必要となる情報を提供するものである。
13
Temporal variation of dose rate distribution around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using unmanned helicopter
眞田 幸尚; 織田 忠; 鳥居 建男
Applied Radiation and Isotopes, 118, p.308 - 316, 2016/12
 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)
福島第一原子力発電所事故により飛散した放射性セシウムの環境中への影響を調査するため、無人ヘリコプター(unmanned helicopter)に放射線検出器を搭載した放射線モニタリングシステム(Unmanned helicopter monitoring system: UHMS)が開発された。UHMSは、主に福島第一原子力発電所周辺のモニタリングに利用され、2012年$$sim$$2015年までに6回のモニタリングを実施した。これらの結果を比較すると、放射線分布の変化傾向が定量的に明らかとなった。
14
A Trajectory generation method for mobile robot based on iterative extension-like process
川端 邦明
Artificial Life and Robotics, 21(4), p.500 - 509, 2016/12
本論文では、繰り返し伸長型プロセスに基づいた移動ロボットの軌道生成手法について提案を行う。実世界での移動ロボットの活用を考えれば、軌道はその都度直面する状況に応じて生成されなければならない。提案手法では、オンラインで繰り返し軌道セグメントと呼ばれる局所的な軌道の伸長を行う形式の軌道生成手法の計算手法について述べる。
15
Post-deposition early-phase migration and retention behavior of radiocesium in a litter-mineral soil system in a Japanese deciduous forest affected by the Fukushima nuclear accident
小嵐 淳; 西村 周作; 中西 貴宏; 安藤 麻里子; 竹内 絵里奈; 武藤 琴美
Chemosphere, 165, p.335 - 341, 2016/12
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
福島原子力発電所事故の環境・公衆影響を評価するためには、地表面に沈着したセシウムのリター-土壌系における挙動を把握することが重要であるが、特に沈着後初期段階におけるこの挙動に関する知見は少ない。本研究では、事故後すぐに落葉広葉樹林においてライシメーターを設置し、4年間にわたってリター-土壌境界層及び土壌層内におけるセシウムの下方移行量を直接測定した。その結果、セシウムの下方移行量はすべての深さにおいて年々減少し、リター層に沈着したセシウムが速やかに土壌へ移行するとともに、土壌表層5cm以内で急速に移動性を失う様子を捉えることに成功した。この結果により、日本の落葉広葉樹林では、土壌-植生間におけるセシウムの循環は長期にわたって継続しないことが示唆された。
16
Field test around Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site using improved Ce:Gd$$_{3}$$(Al,Ga)$$_{5}$$O$$_{12}$$ scintillator Compton camera mounted on an unmanned helicopter
志風 義明; 西澤 幸康; 眞田 幸尚; 鳥居 建男; Jiang, J.*; 島添 健次*; 高橋 浩之*; 吉野 将生*; 伊藤 繁樹*; 遠藤 貴範*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1907 - 1918, 2016/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
無人ヘリ搭載用に軽量・低消費電力のコンプトンカメラ方式のガンマカメラを開発した。検出器に関して、散乱体・吸収体の各層のGAGGシンチレータ・アレイの4$$times$$4から8$$times$$8への増加、及び、2層間の距離の拡張により、それぞれ、検出効率と角度分解能が改善した。改良したコンプトンカメラを用いた測定を福島県浪江町の請戸川河川敷で実施した。飛行経路と速度のプログラミングが可能な無人ヘリの機能を用いて、65$$times$$60mの範囲を5mの測線間隔の13測線で、及び、65$$times$$180mの範囲を10mの測線間隔の19測線で、高度10m・速度1m/sにて櫛形に往復させながら、それぞれ、20分間と30分間で測定した。測定データと校正用データの解析により、地上1m高さでの空間線量率分布マップが、高度10mから約10mの位置分解能に相当する角度分解能にて精度よく得られた。また、ホバリングフライトでは、ホットスポット上で高度5-20mで10-20分間程度測定を行った。再構成ソフトの使用後に検出効率の補正や線量換算を経て、ホットスポットを含む$$gamma$$線の画像を得た。再構成$$gamma$$線画像の角度分解能は測定位置をシフトさせた結果の比較より、室内実験での性能(約10度)と同程度であることを確認した。
17
Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water
柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C$$_{0}$$, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I$$_{S0}$$ were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.
18
Development of an extraction chromatography method for the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water generated at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
島田 亜佐子; 亀尾 裕
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 310(3), p.1317 - 1323, 2016/12
 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)
A new mutual separation method was developed to enable the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). First, distribution coefficient (${it K}$ $$_{d}$$) values between Tetra Valent Actinide (TEVA) resin, and HF, HF/HNO$$_{3}$$, and HF/HCl solutions were obtained to select the conditions for chromatographic separation. The separation performance of the developed method was validated with a control sample, which contained elements that could be interfere with the measurement of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo, (Cr, Co, Ni, Ge, and Se) and non-radioactive elements of high-dose nuclides in the contaminated water (Cs, Sr, and Y). The scheme was also evaluated with a simulated seawater sample because seawater was injected into the damaged reactors to assist cooling in the early stages of reactor failure. Finally, the chromatographic separation method was applied to the analysis of$$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in contaminated water sampled at the FDNPS.
19
内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
20
Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*
Nuclear Technology, 196(3), p.499 - 510, 2016/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)を2012年の11月に開始した。計画の目標は、事故の進捗と燃料デブリの分布を含む炉内状況を推定し、福島第一原子力発電所の廃止作業に反映することである。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて、地震から6日間について、熱流動挙動を解析した。冷却材水位、水素発生量、炉心溶融の開始と進展、圧力容器の破損、溶融固化物の分布と組成、及び溶融物とコンクリートの反応について参加者から提出された計算結果を比較検討した。本論文は、比較と議論の結果を不確かさ及びデータニーズとともにプロジェクトの成果として取り纏めたものである。