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論文

原子力事故後の家屋内におけるさまざまな部材の拭き取り効率調査

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(インターネット), 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.

報告書

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

JAEA-Technology-2017-006.pdf:2.98MB

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。

報告書

砂利の除染試験; 敷砂利及びバラストの効果的な除染方法の確立

加藤 貢; 田辺 務; 梅澤 克洋; 和田 孝雄

JAEA-Technology 2016-004, 129 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-004.pdf:20.42MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性物質が環境中に飛散したため、空間線量率を下げるべく除染作業が進められている。このうち、住宅、公共施設、墓地、軌道等に敷いている砂利について、物理的な複数の方法により除染試験を行った。試験としては、材質や形状の異なる各砂利に対し、摩砕やブラスト等の除染効果の可能性がある機器を用いて、作業性や安全性における合理的かつ高い除染効果が得られる除染方法を確立することを目的とした。試験結果から、砂利の特徴に応じた除染方法による適用性と除染効果(低減率)を確認できた。一括りに砂利といっても特徴があるため、砂利の特徴に応じた除染方法を選択する必要があることが分かった。また、同じ場所から採取した砂利でも個々の汚染状態に大きなバラツキがあることも分かったため、除染前後の測定では、汚染状態のバラつきに応じた手法と手順、仕様を採用することが肝要である。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF gravity-driven safety injection experiment Run SB-CL-27

与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.

JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-069.pdf:4.07MB

本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。

報告書

耐放射線性機器・材料データベースの構築・整備

福島 峰夫; 川妻 伸二; 和田 孝雄; 山本 隆一; 田中 康正

PNC-TN8410 93-192, 129 Pages, 1993/05

PNC-TN8410-93-192.pdf:3.02MB

原子力施設など放射線環境下で使用される電子部品や材料等について、多くの放射線照射試験が行われ、様々なデータが得られている。これらのデータは、原子力施設で使用される機器の設計の際、部品の選定や採用の可否の検討に極めて有効であることから、機器・材料の放射線劣化のデータを蓄積・活用するためのデータベースを構築・整備した。データベース構築にあたって、始めに予備検討を行い基本要件(利用対象者、収集するデータ範囲等)及び構築の条件(目的、機能等)を明らかにした。次に、データ入力のためのデータシートの検討を行った。以上の検討結果を基に、データベースシステムの試作を行った後、試作したシステムの課題点を抽出し、データベースシステムの改良を実施した。また、システムの改良と並行して、半導体及び高分子材料の放射線劣化のデータを収集・蓄積した。データベースに関する専門知識のない者でも簡単に操作できるデータベースシステムを構築することができ、平成5年7月現在で、半導体データ約1000件、高分子材料データ約500件を蓄積できた。構築したデータベースを用いて、放射線環境下で使用する電子機器の耐放射線性の評価を実施することができた。今後は放射線環境下で使用される機器の設計支援を行えるように、継続してデータの収集及びシステムの課題点の摘出・改良を行う。

報告書

両腕型サーボマニプレータ操作技量認定方法の開発

和田 孝雄; 山本 隆一; 河田 東海夫

PNC-TN8410 91-245, 87 Pages, 1991/09

PNC-TN8410-91-245.pdf:4.38MB

:大型セルで遠隔保守の中心的機器となる両腕型サーボマニプレータ(BSM)を、ホット施設で安全確実に操作できる技量を明確化し、その技量を効率的に養成する方法の確立を目的とする。:訓練員の技量に合わせた5段階の教育訓練計画を設定した。また、各段階毎にその習熟度を判定する試験を行い、合格者には5級$$sim$$1級の技量を認定して次段階の教育訓練に移行する方法とした。:大型セル遠隔保守方式での施設操業は、ガラス固化技術開発施設(TVF)が我国初の試みとなる。このため、平成元年度からTVF運転要員のBSM操作訓練を開始し、これに本カリキュラムを適用した結果、訓練員の技量レベルに沿った重点的訓練が可能となり、訓練の効率化と訓練期間中のトラブル防止に寄与できた。また、実際のホット施設でBSMを安全に操作するための技量基準を明確化することができた。:BSM操作訓練に本カリキュラムを適用することで訓練の効率化が可能となる。また、ホット施設でBSMを操作する作業員が必要となる技量を明確化したことで、非習熟者の操作によるトラブル等の発生が防止できるものと考えられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.

JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。

報告書

ROSA-IV/LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-18 data report

熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.

JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03

JAERI-M-89-027.pdf:2.8MB

本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。

報告書

ROSA-IV計画のLSTF装置におけるTMI模擬実験の検討

田中 貢; 田坂 完二; 伊藤 秀雄; 大和田 孝雄; 大和田 明彦; 小笹 竪太郎*

JAERI-M 83-105, 61 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-105.pdf:2.4MB

ROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)は、PWRにおける小破断冷却材喪失事故や運転時の異常な過渡などに関するシステム効果実験を行うことを目的としており、現在、その設計ならびに建設が進められている。このLSTFにおける実験の一環として、1979年3月、米国で発生し、一種の小紙断冷却材喪失事故でありながら、商業原子炉史上、最悪の事故となったTMI事故を模擬した実験を実施することが計画されている。本報告は、TMI事故時のプラントの運転状況を詳細に調査して明らかにするとともに、さらにそれを基に、LSTFによるTMI模擬実験の実施方法の考え方をまとめたものである。実験を実施するにあたっては、本報告書をもとに、今後さらに、LSTFの具体的な運転手順を検討する必要がある。

論文

両腕型マニプレ-タ Bilarm Model W

林 正太郎; 和田 孝雄; 川上 秀雄; 川妻 伸二*

明電時報, (208), 50 Pages, 

両腕型マニプレータBilarm Model W;Bilarm Model Wは主に原子力分野での使用を前提に開発された両腕型マニプレータシステムで2.58$$times$$104C/Kg(108R)までの耐放射線性や遠隔で自己保守できる特長をもっている。両腕型マニプレータの制御;マニプレータの性能評価の一つに操作性があり、これには、軽操作性、バイラテラル感度、追従性、作動角、安定性などが含まれる。本マニプレータの制御は、これらの要因をおさえ、良好な結果が得られた。

口頭

JAEAにおける環境汚染の修復に向けた除染技術の取組; 除染モデル実証事業の成果; Cグループ

田辺 務; 和田 孝雄; 飯島 和毅

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、内閣府委託事業として警戒区域等に指定された11市町村で除染モデル実証事業を進めてきた。このうち福島第一原子力発電所の南側の警戒区域を含む4市町村(大熊町,川内村,楢葉町,広野町)で実施したCグループ除染モデル事業の概要について、ポスター発表により報告する。除染モデル実証事業では、除染事業を滞りなく実施でき、(1)試行技術も含めた除染技術の除染効果及び空間線量率の低減効果、(2)除去物の発生量と仮置き方法、(3)作業員の被ばく量等を確認できた。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,4; 自治体支援

須藤 智之; 石川 浩康; 上坂 貴洋*; 薗田 暁; 石川 信行*; 新里 忠史; 見掛 信一郎; 青木 勲; 石崎 暢洋; 今村 弘章; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県の環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施している。本報告は、福島県内の各市町村が除染計画を策定して除染を進める地域(以下、非直轄地域という。)における除染計画策定協力や除染活動にかかわる技術指導・支援などの自治体支援のうち、一般家庭の家屋除染での技術指導で得られた知見を紹介する。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,3; 除去物の仮置き

三枝 博光; 操上 広志; 舟木 泰智; 佐藤 隆; 北野 光昭; 笹山 康夫; 和田 孝雄

no journal, , 

除染作業により除去された土壌,落葉,草木等は、中間貯蔵施設へ搬出されるまでの間、仮置場/現場保管場で保管されることとされている。原子力機構は内閣府委託事業として、警戒区域等に指定された11市町村で除染モデル実証事業を進めてきた。除染モデル実証事業では、地元自治体と福島除染推進チーム、内閣府原子力被災者生活支援チームの調整に基づき、各市町村1$$sim$$2か所の合計14か所の仮置場/現場保管場の候補地が選定され、筆者らは、設置場所の条件の異なる仮置場/現場保管場の設計・建設や監視を実施した。このような経験及びそこから得られた教訓を整理することは、今後行われる本格除染等における仮置場/現場保管場の整備において非常に有益であると考える。以上のことを踏まえ、除染モデル実証事業における仮置場/現場保管場の設計・建設や監視の結果、さらには、そこから得られた教訓等を取りまとめて、報告書として公表した。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,1; 自治体支援(国有林仮置場設置計画にかかわる除染関係ガイドラインとの整合性確認)

住谷 正人; 池田 幸喜; 薗田 暁; 新里 忠史; 見掛 信一郎; 阿部 寛信; 井上 誠; 江口 和利; 小澤 政千代; 照沼 章弘; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県において環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施している。本報告では、福島県内の各市町村が中心となって除染計画を策定し、除染を実施する区域(以下、「除染実施区域」という。)における除染計画策定協力や除染活動にかかわる技術指導・支援などの自治体支援の実績とそこから得られた教訓のうち、除染で発生した除去土壌等を一時保管するための仮置場を国有林に設置する際に行う除染関係ガイドラインとの整合性確認等について紹介する。

口頭

The Development of a new "Water Monitoring Car"

梅澤 克洋*; 加藤 貢; 田辺 務; 和田 孝雄

no journal, , 

新しい水モニタリング装置-モバイル型・1台の車両へのオールインワン型の水モニタリング車の開発に取り組んできた。本研究開発は、福島において、水中の放射能濃度測定のニーズ(たとえば、農業用ため池や、家庭に引かれた飲料用の沢水)に基づいて行われたものである。このモニタリング車は、サンプルを持ち帰ることなく水中の放射能濃度のIn-situ測定, 連続測定, $$^{137}$$Cs及び$$^{134}$$Csの定量のための$$gamma$$線波高分析を行えるように設計している。このモニタリング車を使用することにより、福島の住民のため、さまざまな環境条件下で水中の放射能濃度測定を行うことができる。このシステムの測定器はGe半導体検出器である。Ge半導体検出器のエンドキャップ周囲にはスパイラルチューブがある。鉛の遮へい体は、チューブの周囲のみ10cmの厚さで設置され、システム全体の軽量化を図っている。測定対象の水は、水源からポンプとホースを用いてチューブまで移送され、チューブの内側を通過し、系外に排水されるような仕組みである。

口頭

避難指示区域内における家屋内の汚染による被ばく線量の評価

森 愛理; 石崎 梓; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢; 宗像 雅広

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故により放出された放射性物質の一部は家屋内へ浸入し、家屋の開口部等を中心に家屋内を汚染している可能性がある。家屋内の汚染による被ばく線量を評価するためには、直接法およびスミア法といった手法により家屋内の床や壁等の表面汚染密度を測定する必要がある。直接法では対象物の周囲の汚染も測定されることから、家屋の壁面等の汚染の測定にはスミア法が適している。しかしスミア法の拭き取り効率をJISで定められた10%とすると、汚染を過大評価する可能性がある。よって本研究では、家屋内汚染状況調査および拭き取り効率等の調査結果から家屋内の表面汚染密度を計算し、得られた汚染分布をもとに家屋内の汚染による被ばく線量を評価した。

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