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論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

Evaluation of particulate $$^{137}$$Cs discharge from a mountainous forested catchment using reservoir sediments and sinking particles

舟木 泰智; 吉村 和也; 佐久間 一幸; 伊利 沙汀; 小田 好博

Journal of Environmental Radioactivity, 189, p.48 - 56, 2018/09

 被引用回数:1

The time and size dependencies of particulate $$^{137}$$Cs concentrations in a reservoir were investigated to evaluate the dynamics of $$^{137}$$Cs pollution from a mountainous forested catchment. Sediment and sinking particle samples were collected using a vibracorer and a sediment trap at the Ogaki Dam Reservoir in Fukushima, which is located in the heavily contaminated area that formed as a result of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident of 2011. The particulate $$^{137}$$Cs concentration showed a decline with time, but the exponent value between the specific surface area and the $$^{137}$$Cs concentration for the fine-sized particle fraction remained almost constant from the immediate aftermath of the accident. These quantitative findings obtained by reconstructing the contamination history of particulate $$^{137}$$Cs in reservoir sediments and sinking particles have important implications for the evaluation of $$^{137}$$Cs dynamics in mountainous forested catchments.

論文

Radiocesium interaction with clay minerals; Theory and simulation advances Post-Fukushima

奥村 雅彦; Kerisit, S.*; Bourg, I. C.*; Lammers, L. N.*; 池田 隆司*; Sassi, M.*; Rosso, K. M.*; 町田 昌彦

Journal of Environmental Radioactivity, 189, p.135 - 145, 2018/09

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は土壌中の粘土鉱物に強く吸着されていることがわかっているが、その吸着メカニズムは今も解明されていない。本論文は、これまで蓄積された粘土鉱物による放射性セシウム吸着現象に関する実験結果と、最新のシミュレーション研究の進展をまとめたものである。論文では、実験結果についてまとめられ、それらの結果を基にした最新のシミュレーション研究によって明らかにされた、次のような研究結果について説明されている:(1)粘土鉱物表面におけるセシウム吸着のエネルギースケール、(2)実験では観測が難しい粘土鉱物エッジの原子レベル構造についての理解の進展、(3)粘土鉱物の水和した層間におけるセシウム吸着現象の詳細、(4)ほつれたエッジにおけるイオン半径と層間距離の関係と吸着の選択性、(5)層間におけるセシウムの深部への移動、(6)放射性セシウムの核崩壊の影響。さらに、これらの知見に基づいた除染による廃棄土壌の減容技術開発の可能性についても述べられている。

論文

Characterizing regional-scale temporal evolution of air dose rates after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

Wainwright, H. M.*; 関 暁之; 三上 智; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 189, p.213 - 220, 2018/09

本研究では、福島第一原子力発電所周辺の特定の区域における空間線量率の時間的な変化を定量化し、将来の空間的な線量の分布を予測した。我々は、まず、異なる規模・解像度・範囲・精度を持つ線量測定のデータセット(歩行サーベイ, 車両サーベイ, 航空機サーベイ)の統合のため、Wainwright等によって開発された地理統計的なベイズ手法を使った。そして、この手法を3年間(2014年から2016年)のデータに適用した。これによって作成した3つの統合マップからわかる時間的変化から、放射性物質による線量の空間的・時間的なダイナミクスが特徴付けられた。

論文

モンテカルロ放射線輸送コード(PHITS)を用いた森林内空間線量評価ツールの開発

佐久間 一幸; 新里 忠史; Kim, M.; Malins, A.; 町田 昌彦; 吉村 和也; 操上 広志; 北村 哲浩; 細見 正明*

環境放射能除染学会誌, 6(3), p.145 - 152, 2018/09

開発した森林を考慮したPHITSを用いて、森林内放射性Cs動態を考慮した空間線量率計算を実施した。その結果、2015年10月時点の観測データを用いると、樹木に放射性Csがほとんど存在しないため、樹冠からリター層へ移行してもほとんど地上1m空間線量率は変化しなかった。一方、2011年8-9月時点の放射性Cs濃度を用いると、樹冠に放射性Csが多く存在し、樹冠近傍や地上200m程度まで空間線量率が高い傾向が見られ、樹冠からリター層へ移行すると、地上1m高さの空間線量率は、線源からの距離が近くなったことにより3倍程度大きくなった。いずれの入力データにおいても、樹冠から土壌層へ放射性Csが移行することで、土壌の遮蔽効果により地上1m高さの空間線量率は3分の1から2分の1程度減少した。

論文

楢葉遠隔技術開発センターにおける廃炉のための遠隔技術開発および操作訓練を支援する技術開発の取り組み

川端 邦明

日本ロボット学会誌, 36(7), p.460 - 463, 2018/09

日本原子力研究開発機構は、廃炉作業におけるロボット等の遠隔技術の開発支援および操縦者訓練を目的とするモックアップや要素試験施設の整備を行う楢葉遠隔技術開発センターを設置して2016年4月より運用を開始している。楢葉遠隔技術開発センターでは、施設の整備、運用と並行して、福島第一原子力発電所での作業経験や知見を参考にして廃炉作業環境を想定した遠隔機器の開発支援やオペレータの操作習熟度向上に資する技術の研究開発にも取り組んでいる。本稿では、遠隔機器による廃炉作業支援のために取り組んでいる技術開発内容について紹介する。

論文

Adsorption of Cs onto biogenic birnessite; Effects of layer structure, ionic strength, and competition cations

Yu, Q.*; 田中 万也; 香西 直文; 坂本 文徳; 谷 幸則*; 大貫 敏彦

ACS Earth and Space Chemistry (Internet), 2(8), p.797 - 810, 2018/08

Mn酸化物の多くは微生物起源であり、Csを吸着することが知られている。本研究では、微生物起源Mn酸化物形成時に環境中の微量元素が取り込まれることによるMn酸化物の構造変化とCsの吸着挙動の関係を調べた。微生物起源Mn酸化物が金属イオン(Zn, Ni等)を取り込んで形成すると、取り込まれた金属イオンはpHが低下すると溶出し、Mn酸化物に空孔が生じる。この空孔がCsの吸着サイトとなることがわかった。

論文

Radiocesium distribution in aggregate-size fractions of cropland and forest soils affected by the Fukushima nuclear accident

小嵐 淳; 西村 周作; 安藤 麻里子; 松永 武*; 佐藤 努*; 長尾 誠也*

Chemosphere, 205, p.147 - 155, 2018/08

福島原子力発電所事故の長期的な影響を評価するためには、土壌に沈着した放射性セシウムの挙動の理解が重要であるが、土壌の団粒構造が放射性セシウムの移動性や生物利用性に及ぼす影響は未解明である。本研究では、福島原子力発電所事故の影響を受けた農耕地及び森林の表層土壌を対象に、土壌の団粒化と放射性セシウムの団粒サイズ間における分布や抽出性を調べた。その結果、農耕地土壌では団粒の発達が乏しく、セシウムの多くは粘土サイズの土壌粒子に強く固定されているが、森林土壌では団粒が発達し、大きな団粒に比較的抽出されやすい状態で保持されているセシウムの割合が多いことが明らかになった。

論文

原子力発電所の廃炉技術最前線; 福島第一原発の廃止措置に向けた取り組み,1; 現状と課題、求められる技術

小川 徹

電気学会誌, 138(8), p.518 - 521, 2018/08

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けた技術課題を解説記事としてまとめた。1Fの放射線環境の現状をTMI-2やJPDR廃炉と対比させて紹介する。放射線管理や遠隔技術の高度化に向けた課題について議論する。

論文

原子力発電所の廃炉技術最前線; 福島第一原発の廃止措置に向けた取り組み,3; 放射線分布の可視化技術の開発

鳥居 建男

電気学会誌, 138(8), p.525 - 528, 2018/08

福島第一原子力発電所の廃炉を円滑に進める上で放射線源の強度とその分布を知る必要がある。そのための様々な取り組みが行われている。本稿は、そのような放射線分布を把握するための研究開発の取り組み、特にガンマカメラを中心に紹介するとともに、今後必要となる課題について報告する。

論文

Vertical distribution of $$^{129}$$I released from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in the Kuroshio and Oyashio current areas

鈴木 崇史; 乙坂 重嘉; 桑原 潤; 川村 英之; 小林 卓也

Marine Chemistry, 204, p.163 - 171, 2018/08

福島第一原子力発電所から放出された放射性物質の深さ方向への移行を調べる事を目的に、親潮,黒潮、及びそれらの混合海域においてヨウ素129($$^{129}$$I)の鉛直分布を明らかにした。福島第一原子力発電所起因の$$^{129}$$Iは親潮及び混合海域においては表層で、黒潮海域においては亜表層で観測された。親潮及び混合海域で観測された$$^{129}$$I/$$^{134}$$Csは福島第一原子力発電所の原子炉内のそれより高いことが明らかとなった。高い$$^{129}$$I/$$^{134}$$Csは、(1)事故時に放射性ヨウ素は放射性セシウムより放出されやすかった、(2)汚染地域から$$^{129}$$Iが再放出され、大気経由で沈着した、(3)放射性セシウムが除去された汚染水が観測地点に到達した可能性が示唆された。また亜表層で観測された福島第一原子力発電所起因の$$^{129}$$Iは黒潮続流の蛇行によって運び込まれたと考えられる。、

論文

Validation of free-convective heat transfer analysis with JUPITER to evaluate air-cooling performance of fuel debris in dry method

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00115_1 - 18-00115_13, 2018/08

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have evaluated the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the validation of the free-convective heat transfer analysis of JUPITER were performed to evaluate the air-cooling performance of fuel debris in the dry method by using JUPITER. As the preliminary analysis, JUPITER was compared with OpenFOAM for simple configurations. The comparison proved that JUPITER can calculate the vertical temperature distribution as well as OpenFOAM on the condition of the lower heating amount. In the validation, JUPITER was compared with the heat transfer experiments of free convection in air adjacent to an upward-facing horizontal heating surface. The comparison proved that JUPITER was in good agreement with the experiment on the condition of the lower heating-surface temperature. The result indicated that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the free-convective heat transfer of the fuel debris in the dry method.

論文

Reduction of water content in calcium aluminate cement with/out phosphate modification for alternative cementation technique

Garcia-Lodeiro, I.*; 入澤 啓太; Jin, F.*; 目黒 義弘; 木下 肇*

Cement and Concrete Research, 109, p.243 - 253, 2018/07

Cementation of the secondary aqueous wastes from TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is challenging due to the significant strontium content and radioactivity, leading to a potential risk of hydrogen gas generation via radiolysis of water content. The present study investigates the reduction of water content in calcium aluminate cement (CAC) with/out phosphate modification by a heat-treatment during the solidification. The reduction of water in the CAC was found restricted by the rapid formation of crystalline hydration phases, whereas the phosphate-modified system allowed the gradual reduction of water, achieving the reduction of 60% water content at 95$$^{circ}$$C. Curing at 60-95$$^{circ}$$C also eliminated the significant cracks found at 35$$^{circ}$$C in the phosphate system. The possible difference in the amorphous products, NaCaPO$$_{4}$$.nH$$_{2}$$O type at 35$$^{circ}$$C and Ca(HPO$$_{4}$$).xH$$_{2}$$O type at 60-95$$^{circ}$$C, may have contributed to the improvement in the microstructure together with the change in the pore size distribution.

論文

Evaluation of physicochemical properties of radioactive cesium in municipal solid waste incineration fly ash by particle size classification and leaching tests

藤井 健悟*; 越智 康太郎; 大渕 敦司*; 小池 裕也*

Journal of Environmental Management, 217, p.157 - 163, 2018/07

福島第一原子力発電所事故後、高濃度の放射性セシウムにより汚染された大量の都市ごみ焼却飛灰は、環境回復の観点から大きな問題となっている。本研究では、福島県で採取した都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの物理化学的特性を、粒形分別と環境省告示第13号試験により評価した。結果から、都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの放射能濃度とシルバイトなどの共存物質含有量は、都市ごみ焼却飛灰の粒形に応じて変化することが分かった。粉末X線回折分析の結果、水溶性の放射性セシウムはCsClとして存在し、難溶性の放射性セシウムは非晶質物質の内部に結合していることが分かった。

論文

Review of reduction factors by buildings for gamma radiation from radiocaesium deposited on the ground due to fallout

吉田 浩子*; 松田 規宏; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 187, p.32 - 39, 2018/07

In order to estimate residents' external dose due to radionuclide exposure resulting from fallout deposit on the ground, the shielding and dose reduction effects provided by structures such as houses and workplaces are taken into account as most individuals spend a large portion of their time indoors. Soon after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, several measurements and calculations were performed to obtain specific reduction factors for Japanese settlements due to this lack of data. This research reviews previous studies that determined factors such as, shielding factors, protection factors, reduction factors, and location factors and summarizes specific results for Japan. We discuss the issues in determining these factors and in applying them to estimate indoor dose. The contribution of surface contamination to the indoor ambient dose equivalent rate is also discussed.

論文

Atmospheric modeling of $$^{137}$$Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出された$$^{137}$$Csの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中$$^{137}$$Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、$$^{137}$$Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算$$^{137}$$Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算された$$^{137}$$Cs沈着量の高い場所は$$^{137}$$Csプルームの経路と一致していたが、大気中$$^{137}$$Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、$$^{137}$$Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

放射線分布の3次元イメージング技術

佐藤 優樹; 鳥居 建男

Isotope News, (757), p.44 - 47, 2018/06

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(以下、福島第一原発という)の円滑な廃炉作業に向けて、日本原子力研究開発機構廃炉国際共同研究センターでは、放射線イメージングセンサーとして大きな遮蔽体の要らない小型コンプトンカメラを用い、放射性物質の立体的な分布を示そうと、福島第一原発の作業環境において放射線物質の3次元可視化技術の研究開発に取り組んでいる。本研究開発では、レーザー光を利用した測域センサー(LiDAR)で取得した建屋構造物の3次元モデルにコンプトンカメラで取得される汚染分布の情報を重ね合わせることにより、実空間における汚染分布の拡がりをより詳細に可視化する手法を検討している。本稿では、これらの技術と取り組みについて紹介する。

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