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笠原 茂樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 知見 康弘
JAEA-Review 2025-024, 243 Pages, 2025/11
JAEA-Review-2025-024.pdf:27.13MB
2000年代初頭以降、国内の発電用沸騰水型軽水炉の一次系冷却材環境において非鋭敏化低炭素ステンレス鋼の溶接部近傍に粒界型応力腐食割れによる損傷が顕在化したことを受け、メカニズム解明研究と対策技術開発が進められている。これまでの調査、検討では、低炭素ステンレス鋼の溶接部近傍は、溶接入熱による膨張と収縮によって局所ひずみが蓄積して硬さが上昇したことが粒界型応力腐食割れの材料因子となっていると考えられており、硬さ上昇と粒界型応力腐食割れの因果関係の解明が急務となっている。上記に加えて、沸騰水型軽水炉の炉内構造物の健全性評価に当たっては、溶接熱影響部の中性子照射による硬さの上昇(照射硬化)の重畳を考慮した粒界型応力腐食割れの評価が求められ、溶接熱影響硬化部に対する照射影響評価に資する多角的、系統的なデータの拡充と公開が望まれる。本調査では、これまで未公開だったデータを中心に、原子力安全基盤機構が実施した「低炭素ステンレス鋼応力腐食割れ進展への中性子照射影響実証」事業で取得された低炭素ステンレス鋼溶接熱影響部の機械的性質や高温水環境中亀裂進展速度等に係る照射データを調査、収集した。
高山 裕介; 佐藤 大介*; 杉田 裕
Kansai Geo-Symposium 2024; 地下水地盤環境・防災・計測技術に関するシンポジウム論文集, p.115 - 119, 2024/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分施設閉鎖後初期には、緩衝材中の温度が高くなることが想定されるため、緩衝材に用いられるベントナイトの基本特性の温度依存性に関する試験が実施されてきた。しかし、温度が膨潤圧や透水係数に及ぼす影響と比較すると、変形挙動に及ぼす影響に関する知見は少ない。そこで本論文では、温度制御可能な圧密試験機を用い、室温から80
Cまでの温度一定条件で載荷・除荷・再載荷を行う試験、載荷圧一定条件で室温から80Cまでの範囲で温度変化を与える試験の2種類の試験を実施した。高温状態でより大きな圧縮変形が生じることや、温度変化に伴う変形は過去の応力履歴の影響を受け、正規圧密状態の場合には非可逆的な変形が生じることが明らかとなった。
竹内 竜史; 西尾 和久*; 國分 陽子
JAEA-Data/Code 2023-013, 74 Pages, 2024/01
JAEA-Data-Code-2023-013.pdf:4.2MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターは、同センターが進める瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業において、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴い瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境への影響の有無を確認することを目的とした環境モニタリング調査を実施している。本報告書は、2022年度の環境モニタリング調査のうち瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境影響調査(研究所用地周辺の井戸における地下水位調査、研究所用地周辺河川流量測定、研究所用地放流先河川水の水質分析、研究所用地周辺騒音・振動調査、研究所用地周辺土壌調査)に関する記録を取りまとめたものである。
奥野 浩; 川上 剛; 渡辺 文隆; 堀越 秀彦*
Journal of Disaster Research, 18(8), p.911 - 917, 2023/12
2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の放射線健康影響に関する住民の不安に対応するため、文部科学省の依頼により日本原子力研究開発機構(原子力機構)では電話相談の体制をとった。8回線、電話代無料の電話回線を準備し、放射線影響の知識のある職員を配置した。電話相談に対する原子力機構専門家の対応グループは、電話対応チーム、質疑応答チーム及び管理者で構成された。2011年3月17日から2012年9月18日までのべ約35,000件の相談に応じた。相談内容のテキストマイニング分析の結果、最大の不安要素は子供の健康への影響であることを明らかにした。この経験を踏まえて、電話相談のための原子力機構の体制を改良した。2020年に発行されたIAEA指針GSG-14を参考に、原子力機構の電話相談体制のさらなる充実を図るべく検討を行った。
横山 須美*; 浜田 信之*; 辻村 憲雄; 欅田 尚樹*; 西田 一隆*; 江崎 巌*; 加藤 昌弘*; 大久保 秀輝*
International Journal of Radiation Biology, 99(4), p.604 - 619, 2023/04
被引用回数：6 パーセンタイル：37.98(Biology)2011年4月、国際放射線防護委員会は、水晶体の職業被ばく限度の引き下げを勧告した。この新しい水晶体線量限度は、これまで多くの国で取り入れられており、また他の国でも規制実施に向けた議論が盛んに行われている。日本では、2013年4月に日本保健物理学会(JHPS)、2017年7月に放射線審議会で議論が開始され、2021年4月に新しい水晶体線量限度が規制実施されることになった。その経験を共有するために、日本での状況をまとめた論文を、2017年初頭までに入手可能な情報に基づく第1論文、2019年初頭までに第2論文と、順次発表してきた。本稿(シリーズ3回目)では、新たな水晶体線量限度の規制実施、審議会の意見を踏まえた関係省庁の最近の議論、安全衛生管理体制の構築過程、水晶体線量モニタリングと放射線安全に関するJHPSガイドライン、認可事業者の自主対策、水晶体線量校正方法の開発、原子力作業者の水晶体被ばくと水晶体への生物影響に関する最近の研究など、2022年半ばまでに入手できる最新の情報に関して検討することを目的とするものである。
竹内 竜史; 西尾 和久*; 花室 孝広; 國分 陽子
JAEA-Data/Code 2022-010, 110 Pages, 2023/03
JAEA-Data-Code-2022-010.pdf:6.2MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターは,同センターが進める瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業において,瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴い瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境への影響の有無を確認することを目的とした環境モニタリング調査を実施している。本報告書は、2020年度、2021年度の環境モニタリング調査のうち瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境影響調査(研究所用地周辺の井戸における地下水位調査、研究所用地周辺河川流量測定、研究所からの排出水、湧水および狭間川の水質分析、研究所用地周辺騒音・振動調査、研究所用地周辺土壌調査)に関する記録を取りまとめたものである。
岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*
Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12
被引用回数：5 パーセンタイル：52.01(Materials Science, Multidisciplinary)窒素濃度(0.0034-0.029wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。
と
相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。
古田 裕繁*; 佐藤 薫; 西出 朱美*; 工藤 伸一*; 三枝 新*
Health Physics, 121(5), p.471 - 483, 2021/11
被引用回数：3 パーセンタイル：26.10(Environmental Sciences)従来、国内の放射線業務従事者の低線量放射線被ばくによる発がん等の健康影響は、個人線量計の指示値(個人線量当量: Hp(10))と疾病情報を用いた疫学的解析によって推定されていた(J-EPISODE: the Japanese Epidemiological Study on Low-Dose Radiation Effects)。一方、放射線被ばくによる発がんは臓器線量に依存するため、放射線防護の目的で使用されるHp(10)を用いて発がん率等を推定することは適切でなかった。そこで本研究では、放射線業務従事者のHp(10)から臓器線量を推定する手法を新たに構築した。構築した推定手法では、着用個人線量計の応答特性、被ばくジオメトリ・エネルギー、体格等のパラメーターを考慮することで、国内の放射線業務従事者を対象とした疫学的解析を可能にした。今後、構築した臓器線量推定方法を用いて、放射線影響協会の放射線従事者中央登録センターにより管理・保存されている被ばく線量データを解析することにより、国内の放射線業務従事者における低線量放射線被ばくによる健康影響の推定に利用する予定である。
飯島 和毅; 林 誠二*; 玉置 雅紀*
Global Environmental Research (Internet), 24(2), p.85 - 93, 2021/06
福島第一原子力発電所事故による環境の放射性物質による汚染は、事故から約10年が経過する間に明らかに減少している。しかし、除染されていない森林に起因すると思われる自然生態系の汚染の長期化が多くの研究で指摘されており、生物学的に利用可能な放射性セシウムの環境動態とその生態系への移行については、より詳細な調査が必要と考えられた。また、生物への放射線の影響については、特に福島の避難地域では、放射線による直接的な影響よりも野生生物への避難の影響が顕著であった。
川崎 浩平; 品田 健太; 岡本 成利; 影山 十三男; 江田 考志; 岡崎 日路; 鈴木 弘道; 山本 和也; 小田部 隼
JAEA-Technology 2020-025, 80 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-025.pdf:3.72MB
プルトニウム燃料第三開発室は、高速実験炉「常陽」及び高速増殖原型炉「もんじゅ」のMOX燃料製造を目的に昭和63年に運転を開始した施設であり、非密封の核燃料物質を大量に取り扱う大型のグローブボックスが設置された。これらのグローブボックス窓板には「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の施行(平成25年12月)以降に設置するものを除き、アクリル(可燃性)が用いられている。グローブボックス内の火災に対しては、建設当初からハロゲン化物消火設備による自動消火システムを導入しているが、グローブボックスの外側からの火災に対して、アクリルの直接的な対策が課題であった。そのため、可能な限りグローブボックスの外側からの火災に対するグローブボックス窓板への影響を軽減する火災対策シートを開発、最終的には難燃性のシートを実装した。開発の着眼点は、不燃又は難燃シートに粘着材を塗布した複合材で不燃又は難燃性を有していること。また、使用環境(核燃料物質からのガンマ線、蛍光灯からの紫外線)で劣化が著しくないこと、グローブ作業での作業員の視認性を確保できる透明なシートであること等とした。これらの火災対策シートを貼り付けたアクリル板の火災損傷防止試験及び火災対策シートを用いた使用環境影響試験を行い、良好な結果を得た。一方、火災対策シートの貼り付け作業等における外部被ばくを低減する観点から、プルトニウム燃料技術開発センター内にワーキンググループを立ち上げ、施工試験等で効率的な施工を実現する方法を検討・試行し、作業の標準化を図り、基本手順書にまとめた。本報告書は、グローブボックス窓板用火災対策シートに係る火災損傷防止試験及び使用環境影響試験と、施工性試験等を通じて得られた知見を取りまとめたものである。
CsCl-supplemented diet to evaluate the effects of low dose-rate exposure田中 草太; 木野内 忠稔*; 藤井 告*; 今中 哲二*; 高橋 知之*; 福谷 哲*; 牧 大介*; 納冨 昭弘*; 高橋 千太郎*
Scientific Reports (Internet), 10, p.16055_1 - 16055_7, 2020/09
被引用回数：7 パーセンタイル：42.27(Multidisciplinary Sciences)福島第一原子力発電所事故以降、鱗翅目昆虫における形態異常が報告されてきた。しかしながら、この形態異常が放射線によって直接引き起こされたかどうかについては、吸収線量と線量効果関係の研究がなされていないため、明らかではない。本研究では、CsCl溶液を添加した人工飼料を用いてカイコに対する内部被ばく実験を実施し、形態異常を評価するために吸収線量を推定した。サナギの翅の長さと全長の比を被ばく群とコントロール群で比較した結果、有意差は認められなかった。この結果は、福島第一原子力発電所事故後のCs汚染による直接的な放射線影響により、鱗翅目昆虫に形態異常が生じる可能性が低いこと示唆している。
高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07
原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。
窪田 健二*; 青柳 和平; 杉田 裕
Proceedings of 2019 Rock Dynamics Summit in Okinawa (USB Flash Drive), p.729 - 733, 2019/05
高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設時には、坑道周辺に掘削影響領域が形成される。この領域の存在により、岩盤内の核種の移行挙動に影響が生じるため、掘削影響領域の理解は重要である。掘削影響領域の評価のために、本研究では、幌延深地層研究センターの深度140mおよび250m調査坑道において、坑道掘削前、掘削中、および掘削後に原位置試験を実施した。結果として、140m調査坑道では、坑道掘削により生じた割れ目が0.45mの範囲まで発達しており、250m調査坑道では、約1mの範囲まで発達していることが分かった。また、不飽和領域に関しては、140m調査坑道では約1m発達したが、250m調査坑道ではほとんど発達していないことがわかった。
岩月 輝希; 柴田 真仁*; 村上 裕晃; 渡辺 勇輔; 福田 健二
土木学会論文集,G(環境)(インターネット), 75(1), p.42 - 54, 2019/03
地下施設における吹付けコンクリート支保工が地下水水質に与える影響を明らかにするため、深度500mの花崗岩に掘削した坑道を閉鎖する実規模原位置試験を行った。閉鎖坑道内の水質観察、吹付けコンクリートの分析、それらに基づく水質再現解析の結果、Brucite, Ettringite, Ca(OH) 
, Gibbsite, KCO
, NaCO・10HO, SiO (a), Calciteの溶解・沈殿反応が水質に影響する主要反応であることが明らかになった。更に、坑道内に施工された吹付けコンクリートはCa(OH)に飽和した地下水(pH12.4)を約570m
生成する反応量を持つと見積もることができた。これにより坑道閉鎖後の長期的な化学影響の予測解析の確度が向上すると考えられた。
窪田 健二*; 青柳 和平; 杉田 裕
公益社団法人物理探査学会第138回(平成30年度春季)学術講演会講演論文集, p.51 - 54, 2018/05
高レベル放射性廃棄物の地層処分場建設に際しては、坑道掘削に伴う応力再配分により掘削影響領域が発生する。この領域は、廃棄体埋設後の核種の選択的な移行経路になることが想定されるため、掘削時および掘削後の挙動の理解が重要となる。本研究では、幌延深地層研究センターの深度140mおよび250mの調査坑道において実施した原位置試験結果について述べる。各深度の調査坑道における試験結果を比較したところ、掘削により割れ目が発達していた領域は、140m調査坑道で壁面から0.45m, 250m調査坑道で壁面から1.0mであった。一方、不飽和領域の発達は、140m調査坑道で壁面から1.0mであったのに対し、250m調査坑道ではほとんど発生していなかった。
山本 正弘
材料と環境2017講演集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/05
わが国においてこれまで2回にわたり腐食コスト調査が実施された。1回目の調査は1975年に腐食防食協会と防錆技術協会が共同で実施し、腐食による経済的な損失がGDPの1.8%にもなることが報告された。その後4半世紀を経た1998年に2回目の腐食コスト調査が実施された。この間に我が国の経済事情は大幅に変化し、腐食コストにもその影響が表れた。本報告ではこれら2回の腐食コスト調査の内容を概説する。
佐々木 聡
技術士, 29(3), p.4 - 7, 2017/03
オフサイトの現状と課題を、放射線被ばくによる健康影響と社会的影響に整理して解説した。福島の復興のために重要なことは、県外への放射線リスクと福島の実情への正しい理解、県内では放射線以外の社会的課題への取組で、そのための専門家の役割を考察した。
-ray irradiated condition山本 正弘; 佐藤 智徳; 小松 篤史; 中野 純一; 上野 文義
Proceedings of European Corrosion Congress 2015 (EUROCORR 2015) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2015/09
福島第一原子力発電所では、廃炉に向かう取り組みが進められているが、これは30年もかかる事業である。原子炉の健全性をこの期間中保つためには、一部で使用されている炭素鋼の腐食劣化が大きな課題である。核燃料デブリなどの放射線の影響下での腐食を明らかにするために
Coを用いた線照射下での腐食試験を実施した。試験より、放射線の線量率の上昇に伴い炭素鋼の腐食量が増加し、同様に酸化剤の生成量も増加することが分かった。この結果をもとに、放射線下での炭素鋼の腐食速度予測手法を提案した。
中村 康雄; 中谷 隆良
JAEA-Technology 2014-048, 18 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-048.pdf:7.75MB
日本原子力研究開発機構の余裕深度処分対象廃棄物のうち、再処理施設から発生するアスファルト固化体には硝酸塩が含まれており、この廃棄体を余裕深度処分する場合、硝酸塩も放射性物質と同様に地表水へ移行し環境影響が懸念される。硝酸塩は、環境基本法第十六条の規定で示されている水質の汚濁に関わる環境基準で定められた水質基準で規制対象となる物質(硝酸性及び亜硝酸性窒素)である。こうした有害物質の扱いについては、「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方(平成22年8月、原子力安全委員会)」では、"なお、非放射性の有害物質そのものの環境影響については、(中略)必要に応じ国あるいはその他関連する機関が定める規定に準じて別途考慮されなければならない"とされている。本報告では、硝酸塩が地下水とともに生活圏へ移行した場合の地表水中の硝酸性窒素濃度について計算し、環境基準を満足することを確認した。また、多重バリアで構成される処分システムにおいて、廃棄体層の間隙率及び移行経路上の分配係数の違いによる影響についても評価を行い、天然バリアにおける分配係数が評価点における硝酸性窒素濃度に感度があることを確認した。
放射線管理部
JAEA-Review 2015-003, 187 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2015-003.pdf:18.34MB
本報告書は、平成21年度に核燃料サイクル工学研究所(以下、「サイクル研究所」という)放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び放出管理、個人被ばく管理、環境放射線及び環境放射能の監視、放射線管理用機器等の保守管理、研究開発及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。サイクル研究所には日本原子力研究開発機構の中長期計画に基づき、核燃料サイクルの使用済燃料の再処理技術、プルトニウム(MOX)燃料製造技術、次世代サイクル技術、放射性廃棄物の処理・処分技術の研究開発などを進めるため、再処理施設、核燃料物質使用施設及び放射性同位元素使用施設がある。放射線管理部ではこれらの施設における放射線業務従事者等の放射線安全を目的として、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。また、サイクル研究所周辺の公衆の放射線安全を目的として、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、サイクル研究所周辺の陸域及び海域の環境放射線/環境放射能の監視を行った。施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。
