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眞田 幸尚
福島イノベーション・コースト構想; 浜通りの未来を拓く実用化開発プロジェクト2018年度版, P. 35, 2019/05
福島県イノベーションコースト構想における実用化開発等促進事業に公募し、浜通り所在の事業者らと研究開発体制を組み、無人船の開発を行った。同船は、放射線の測定のみならず海底土サンプルの採取や海水の基礎的な情報(水温等)を取得できるマルチセンサーを搭載しており、開発で得られた要素技術と共に、多様な分野への応用が期待される。
高橋 千太郎*; 川島 茂人*; 日高 昭秀; 田中 草太*; 高橋 知之*
Nuclear Technology, 205(5), p.646 - 654, 2019/05
A simulation model was developed to estimate an areal (surface) deposition pattern of 
Te after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and by using this model, timing and intensity of the release of Te were reversely estimated from the environmental monitoring data. The validation using data for 
Cs showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of Te was consistent with the actually measured one. The estimated time and activity of Te emission seemed to indicate that the Te was emitted mainly from Unit 3.
三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO
、CsSi
O
及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。
中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)を用いて既存モデルを修正することで、気相中の水酸化セシウム濃度やSS304中のケイ素濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部,スタブ管,溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼、ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。
奥野 浩; 岡本 明子; 海老根 典也; 早川 剛; 田中 忠夫
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 15 Pages, 2019/05
原子力事故時や放射線の緊急事態の際には、災害対策基本法に基づく指定公共機関である日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国及び地方公共団体を支援する役割を負っている。本論文では、(1)原子力施設の原子力事故時又は放射線緊急事態への準備及び対応のための指定公共機関としてのJAEAの役割を明らかにし、(2) 2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の制御不能に起因する敷地外の放射線緊急事態におけるJAEAの防災業務計画に基づく緊急時対応活動の概要、さらに(3)国の防災基本計画及び都道府県の地域防災計画を踏まえ、国及び地方公共団体が実施する訓練への参加を中心に平常時の活動を報告する。
日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された
線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された
Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。
谷藤 祐太; 川端 邦明
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
This paper describes about the development of an environment recognition method with point cloud data collected in a dark place like Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). We reported the results of a feasibility study of the structure discriminations from LiDAR 3D point cloud data by a deep learning approach. Proposed method utilizes the image data of projected 3D point cloud as input for the classifier instead of coordinate data of 3D points directly. This idea realized to make shorten the learning time without large capacity of the memory for the computations. We selected five kinds of structures (Stairs, Pipe, Grating, Switchboard and Valve) commonly appeared in the general plant as a discrimination subjects for evaluating proposed method. As a result, the classifier showed an accuracy of 99.6% to five categories and we could confirm the validity of proposed method for the structure discrimination.
羽成 敏秀; 川端 邦明
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
福島第一原子力発電所の廃炉作業において、作業を円滑に進めるために原子炉建屋内の状態を把握することは重要である。本発表では、福島第一原子力発電所で撮影された画像から復元された立体モデルの視認性を改善する方法について報告する。提案手法は、画像の品質を改善する前処理、立体復元を行うStructure from Motion (SfM)、視認性を向上させた立体モデルを生成する後処理の3つのプロセスから構成されている。提案手法を用いて、東京電力ホールディングスのHP上で公開されている水中ROVによる原子炉格納容器(PCV)内の調査動画から得られた時系列画像に対して立体復元を試みた。その結果から、時系列画像から構造物の大まかな立体復元が可能であることが確認できた。
西村 昭彦; 吉田 稔*; 山田 知典; 荒川 了紀
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 3 Pages, 2019/05
原子力機構は楢葉遠隔技術研究開発センターにおいて、遠隔センシングロボット技術の開発を支援している。センターに設置されている水槽を模擬的な原子炉格納容器に見立てた。光ファイバ干渉方式の小型の地震振動計が使用された。特別設計されたロボットシステムが地震計ユニットの設置のために試験された。本試験では地面の振動を利用して、水槽の振動応答関数を明らかにする準備を行った。
Cs retention mechanism in surface soils during the early stage after the Fukushima nuclear accident小嵐 淳; 西村 周作; 安藤 麻里子; 武藤 琴美; 松永 武*
Scientific Reports (Internet), 9, p.7034_1 - 7034_10, 2019/05
本研究では、福島原子力発電所(福島原発)事故によって陸域生態系にもたらされたCsの表層土壌における保持メカニズムを解明することを目的として、異なる陸域生態系における表層土壌中のCsの保持状態を、土壌鉱物及び土壌有機物との相互作用に着目して調べた。その結果、森林や果樹園の土壌では、事故から3.5カ月の時点で多くのCsが土壌鉱物を主体とする土壌フラクションではなく粒子状有機物を主体とする土壌フラクションに存在していること、4年後においてもその存在割合は維持されていることが明らかになった。
安藤 真樹
放計協ニュース, (63), p.2 - 5, 2019/04
原子力規制庁からの受託研究として実施している福島第一原子力発電所から80km圏内でのKURAMA-IIを用いた歩行サーベイによる空間線量率測定についての解説記事である。KURAMA-IIの概要、歩行サーベイ測定により得た空間線量率分布マップや経時変化に関する解析結果について、これまでの受託成果報告書や論文発表した内容を元に紹介している。
森 愛理; 石崎 梓; 普天間 章; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢; 宗像 雅広
保健物理, 54(1), p.45 - 54, 2019/04
Large quantities of radionuclides were released as a result of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. It is known that these radionuclides contaminated inside houses as well as outdoor environment. Considering the radiation protection of residents after a nuclear power station accident, it is important to know the influence of radionuclides inside houses to radiation dose to residents. In this study, we investigated removal factors and fractions of fixed contamination of various materials inside houses in Okuma Town, Futaba Town, and Namie Town to assess the contamination level inside house appropriately. Nine kinds of materials, fibers, woods (smooth), woods rough), glasses, concretes (smooth), concretes (rough), plastics, PVCs and metals, were used in examinations. The lowest and the highest removal factors were 23% - 16% of woods (rough) and 79% - 7.7% of glasses, respectively. Removal factors of all materials were higher than 10% which is recommended by Japanese Industrial Standard. The negative correlation was found between removal factors and fractions of fixed contamination. Using this correlation, the decontamination factor, which means the ratio of the activity removed from the surface by one smear sample to the activity of the total surface activity, was proposed. The air dose rate from the contamination inside house was calculated using obtained decontamination factors and removal factor of 10%. In the case using the removal factor of 10%, the air dose rate derived by indoor contamination was approximately 2 times higher than the case using obtained decontamination factors. We found that the air dose rate derived by indoor contamination was much lower than the air dose rate outside house, and the influence of indoor contamination on the external exposure was small.
鈴木 知史; 矢板 毅; 鈴木 伸一; Pacold, J.*; Altman, A. B.*; Minasian, S. G.*; Tyliszczak, T.*; Shuh, D. K.*; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 127, p.169 - 177, 2019/04
パーセンタイル：100(Chemistry, Multidisciplinary)密度汎関数法(DFT: density-functional theory)を用いて、Cs M
X線吸収端近傍微細構造(NEXAFS: near-edge X-ray absorption fine structure)スペクトルを解析する手法を確立し、粘土鉱物中のCsの電子状態を評価した。各種のCsハロゲン化物のDFTによる解析を行うことにより、内殻空孔強度を組み込みその値を最適化して、NEXAFSスペクトルの再現に成功した。本DFTによる解析手法を用いて、粘土鉱物のCs M NEXAFSスペクトルを解析したところ、主要な遷移およびテール構造を含めて、実験によるNEXAFSスペクトルを良好に再現することができた。本手法を用いて、電荷密度や電子状態の解析を行い、NEXAFSスペクトルに現れる構造が結合状態およびCs原子の周りの局所環境を反映する可能性が高いこと、粘土鉱物中においてCsと最近接原子との相互作用が最も大きいこと等を示した。
Cs retention capability of organic layers in Japanese forest ecosystems affected by the Fukushima nuclear accident小嵐 淳; 安藤 麻里子
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 320(1), p.179 - 191, 2019/04
被引用回数：1 パーセンタイル：100(Chemistry, Analytical)森林表面の有機層による放射性セシウムの保持が森林生態系内の放射性セシウムの長期的循環挙動において重要な役割を果たすが、日本の森林生態系における有機層による放射性セシウムの保持挙動やリターダイナミクスとの関連性は未解明である。本研究では、福島原子力発電所事故の影響を受けた森林の有機層を構成するリターを起源樹種別及び分解度別に分画し、それぞれのリター画分に対してCsの生態学的半減期を評価した。その結果、生態学的半減期は0.7年から4.4年の範囲であり、広葉樹やマツ起源のリターで短く、スギ起源のリターで長いことを明らかにした。日本の森林における有機層のCs保持能力は、ヨーロッパの森林のそれに比べて低いことを示した。
宮原 要; 川瀬 啓一
原子力のいまと明日, p.159 - 167, 2019/03
福島原子力発電所事故からの環境修復の準備のため実施された除染モデル実証事業で得られた知見について解説する。
内田 俊介
原子力のいまと明日, p.63 - 68, 2019/03
福島第一原子力発電所の事故後8年間の汚染水処理の状況をレビューし、汚染水に係わる課題、特にトリチウムの取り扱いと今後への提言を紹介した。
Cs releases dispersion modelling over the Pacific Ocean; Comparisons of models with water, sediment and biota dataPeri
ez, R.*; Bezhenar, R.*; Brovchenko, I.*; Jung, K. T.*; 上平 雄基; Kim, K. O.*; 小林 卓也; Liptak, L.*; Maderich, V.*; Min, B. I.*; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 198, p.50 - 63, 2019/03
パーセンタイル：100(Environmental Sciences)北西太平洋海域における福島第一原子力発電所事故起源のCs放出に対して、複数の海洋拡散モデルを適用し、モデル対モデル及びモデル対観測の比較を実施した。シミュレーション期間は2年間とし、施設から海洋への直接放出と大気から海洋表層への沈着過程を考慮した。海洋拡散モデルには生物モデルが導入されている。シミュレーション結果は海水中,堆積物中,海産生物中のCs濃度で比較した。その結果、モデル対モデル及びモデル対観測の比較において、妥当な結果が得られた。
Fedkin, M. V.*; Shin, Y. K.*; Dasgupta, N.*; Yeon, J.*; Zhang, W.*; van Duin, D.*; Van Duin, A. C. T.*; 森 健人*; 藤原 敦志*; 町田 昌彦; et al.
Journal of Physical Chemistry A, 123(10), p.2125 - 2141, 2019/03
パーセンタイル：100(Chemistry, Physical)Li
, Na, K, Cs, F
, Cl, Iなどの水-電解質系を記述する新しいReaxFF反応力場を開発した。反力場パラメータは、水結合エネルギー, 水和エネルギーおよびプロトン移動のエネルギーに関連した量子力学的計算に対してトレーニングされている。水中での様々な電解質のイオン化について、分子動力学シミュレーションの結果と実験結果及び熱力学との比較によって力場の検証を行った。その結果、大部分の原子対(水分子の酸素および水素を含むカチオンまたはアニオン)について、得られた動径分布関数はDFT計算の結果と良く一致することがわかった。また、この力場を用いて、アルカリ金属水酸化物と塩化物塩溶液における水分子および電解質イオンの拡散定数が組成および電解質濃度の関数として得られた。
山下 拓哉; 佐藤 一憲
Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 13 Pages, 2019/03
福島第一原子力発電所事故(1F)廃止に向けては、炉心物質の最終的な分布とその特性を理解することが重要である。これらの特性は明らかに各ユニットの事故進展に左右される。ただし、BWRの事故進展挙動には大きな不確かさが存在する。MAAP-MELCOR Crosswalkによって明らかにされたこの不確かさは、既存の実験データと知識では解決できない。冷却材がBWR炉心から失われると、その後のシナリオはTMI-2に代表されるものと「連続ドレン型」というシナリオに分けられる。この分岐点の主な不確かさは、2つの疑問点としてまとめられる。(Q1)高温で燃料溶融に近接した損傷炉心のガス透過性はどのようなものか。(Q2)燃料溶融前の高温炉心の下方移動とその構造材加熱への影響はどうか。これらの問題に取り組むために、炉心物質の溶融および再配置に関わるCMMR実験が行われた。CMMR-4試験では、スランピング直前の炉心状態に関する有用な情報が得られた。酸化物燃料が溶融に近接する条件での炉心の巨視的なガス透過性の存在が確認され(A1)、実際の炉で生じる可能性の高い燃料柱崩壊があった場合、最も高温の燃料は炉心の高温部から効率的に低温部に移動できず、炉心燃料最高温度の効果的な制限や、支持構造の著しい加熱が生じないことを示唆している(A2)。
