福島第一原発港湾から流出した放射性ストロンチウムSr(Sr)量の経時変化の推定; 原発事故から2022年3月までの流出量変化の分析と福島沿岸および沖合への環境影響評価

町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進; 乙坂 重嘉*; 小林 卓也; 船坂 英之*; 森田 貴己*

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(4), p.119 - 139, 2023/11

https://doi.org/10.3327/taesj.J22.016

本論文では、2013年6月から2022年3月までの福島第一原子力発電所(1F)港湾からのSrの月間流出量を、港湾内のSrのモニタリング結果からボロノイ分割法を使用して推定した。その結果、2015年の海側遮水壁閉合が、流出量の削減に最も効果的であったことがわかった。また、福島沿岸および沖合のバックグラウンドレベルから放射能濃度の上昇を観察するために必要な月間流出量を推定し、事故後の流出量の変遷と沿岸および沖合での放射能濃度の変化について議論した。これらの結果は、1Fに蓄積された処理水の今後の放流計画に対する環境影響を考慮する上で重要と考えられる。

Experimental study on the localization and estimation of radioactivity in concrete rubble using image reconstruction algorithms

高井 静霞; 行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司

IEEE Transactions on Nuclear Science, 69(7), p.1789 - 1798, 2022/07

https://doi.org/10.1109/TNS.2022.3181241

福島第一原子力発電所内に保管されている大量の汚染コンクリートがれきの量を減らすためには、サイト内で低い放射能のがれきを再利用することが有用である。事故によるがれきの汚染の詳細は明らかでなくホットスポットを含む可能性がある。そのため、安全性を確保しながら再利用を進めるためには、コンクリートがれきの平均放射能だけでなく放射能濃度分布を効率的に評価する必要がある。しかし、厚いまたは密な物質の不均質な汚染の評価は、クリアランスモニタ等の従来の測定システムでは困難であった。本研究では、容器内に収納されたコンクリートの放射能濃度分布の評価に対する、画像再構成アルゴリズムの適用可能性を実験的に確認した。放射線は容器(505040cm)の周囲に設置したプラスチックシンチレーションファイバーにより測定した。局所的なホットスポットは、汚染瓦礫の主要核種の一つである、Csの標準線源により模擬した。放射能濃度分布は容器内の100または50のボクセル(ボクセルのサイズ: (10cm)または101020cm)に対して評価した。ボクセル数が100の場合容器内部のホットスポットは検知できなかったが、ボクセル数が50の場合容器内部・表面の両者のホットスポットを再現できた。画像再構成アルゴリズムのうち、ML-EM法により評価された濃度分布が最も精度が良く、全7つの実験ケースに対し70%の精度で平均濃度を評価できた。

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和元年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一

JAEA-Review 2020-015, 66 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-015.pdf:4.27MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手した。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和元年度の検討結果を取りまとめたものである。

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB
JAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB

本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。

原子力施設解体におけるエアロゾル粒子の飛散挙動

島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏

混相流, 13(4), p.350 - 357, 1999/12

https://doi.org/10.3811/jjmf.13.350

原子力施設の解体時には、機器や構造物を各種工法により切断する。このときエアロゾル粒子等の副次生成物が発生し、作業員の内部被ばくや汚染拡大の原因となる。副次生成物の発生を抑制するとともに、その飛散挙動を制御することによって安全な解体作業が実現できる。原研ではその安全性評価の一つとして解体作業時のエアロゾル粒子飛散挙動を数値解析により評価し、またその検証のためにグリーンハウス内で切断実験を行った。本稿では改良したFLOW3Dを用いての解析方法、切断実験の測定方法を述べ、それぞれの結果を比較した。その結果、切断を行う以前の定常状態はもちろん、多量の熱供給によって発生する上昇流を十分な精度で模擬できることを確認した。切断中及び切断後の空気中放射能濃度の時間変化及び空間分布を評価した。

A Nuclide-separation wire precipitator for measurement of noble-gas fission products

片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(93)90712-Q

3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、Kr,KrおよびXeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cmであった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。

TRU固化体等品質保証海外技術調査研究報告書

福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄

PNC TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09

PNC-TN8420-92-017.pdf:3.28MB

平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。

Safety evaluation of asphalt products, 1; Radiation decomposition of asphalt products

土尻 滋; 松鶴 秀夫; 森山 昇

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.125 - 130, 1977/02

https://doi.org/10.3327/jnst.14.125

放射性廃棄物を固化したアスファルト固化体の貯蔵時の安全性を、放射線分解という観点から評価した。試験は主に原研で実際に処理されたスラッジ43w/o-アスファルト固化体を試料として、Co、線により10Rまで外部照射して行なわれた。発生ガスの75~95%が水素であり、また、発生ガス量は照射線量に比例し、水素発生率は5.510cm/g.MRであった。発生ガス量はアスファルト量のみに支配され、スラッジの影響はうけず、また線量率効果は全く認められなかった。ストレートアスファルトの方がブローンアスファルトよりも若干良い結果を示した。原研のアスファルト固化体(10Ci/kg)の水素発生量は200l1個当り永年で約3cmであるので爆発火災の危険性は全くないが、放射能濃度を濃度10Ci/kg以上の固化体では貯蔵中比較的短時間で爆発限界をこえることが予想される。

局所的土壌汚染における土壌中放射性セシウム濃度と線量当量率の関係

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也

no journal, , 

除染等作業の現場から退出する労働者に対して表面汚染検査の実施要件を緩和できる条件を明確にすることを目的に、我々は、土壌中放射能濃度(Bq/g)と衣服への土の付着密度(g/cm)の乗算から衣服の放射性表面密度(Bq/cm)を推定する手法について検討を進めている。これにあたって、周辺線量当量率サーベイメータによる作業現場での測定から放射性セシウムの土壌中放射能濃度を大まかに推定可能かどうかモンテカルロ計算によって調べた。その結果、幅30cmの広がりをもったスポット状の汚染土や側溝の底にたまった汚染土については、線量当量率が5Sv/h未満であれば放射能濃度は50万Bq/kg(平成26年4月現在)を超えないと推定できることが分かった。