検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Discriminative measurement of absorbed dose rates in air from natural and artificial radionuclides in Namie Town, Fukushima Prefecture

小倉 巧也*; 細田 正洋*; 玉熊 佑紀*; 鈴木 崇仁*; 山田 椋平; 根上 颯珠*; 辻口 貴清*; 山口 平*; 城間 吉貴*; 岩岡 和輝*; et al.

International Journal of Environmental Research and Public Health, 18(3), p.978_1 - 978_16, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.8(Environmental Sciences)

Ten years have elapsed since the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in 2011, and the relative contribution of natural radiation is increasing in Fukushima Prefecture due to the reduced dose of artificial radiation. In order to accurately determine the effective dose of exposure to artificial radiation, it is necessary to evaluate the effective dose of natural as well as artificial components. In this study, we measured the gamma-ray pulse-height distribution over the accessible area of Namie Town, Fukushima Prefecture, and evaluated the annual effective dose of external exposure by distinguishing between natural and artificial radionuclides. The estimated median (range) of absorbed dose rates in air from artificial radionuclides as of April 1, 2020, is 133 (67$$sim$$511) nGy h$$^{-1}$$ in the evacuation order cancellation zone, and 1306 (892$$sim$$2081) nGy h$$^{-1}$$ in the difficult-to-return zone. The median annual effective doses of external exposures from natural and artificial radionuclides were found to be 0.19 and 0.40 mSv in the evacuation order cancellation zone, and 0.25 and 3.9 mSv in the difficult-to-return zone. The latest annual effective dose of external exposure discriminated into natural and artificial radionuclides is expected to be utilized for radiation risk communication.

論文

A Unique high natural background radiation area; Dose assessment and perspectives

細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.

Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:97.14(Environmental Sciences)

低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする3$$sim$$5ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h$$^{-1}$$から1109nGy h$$^{-1}$$の間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m$$^{-3}$$から1015Bq m$$^{-3}$$であった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq m$$^{-3}$$を超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。

論文

Reconstruction of residents' thyroid equivalent doses from internal radionuclides after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*

Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:74.78(Multidisciplinary Sciences)

福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。

論文

Cesium concentrations in various environmental media at Namie, Fukushima

Heged$"u$s, M.*; 城間 吉貴*; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 鈴木 崇仁*; 玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 辻口 貴清*; 山口 平*; 小倉 巧也*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 323(1), p.197 - 204, 2020/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.77(Chemistry, Analytical)

福島県浪江町において、2017年の部分的な避難指示区域の解除後、2つの主要河川の水中及び堆積物中の放射性セシウム濃度を大気中放射性物質濃度とともに測定した。観測された濃度は、ろ過していない河川水中の$$^{137}$$Csで最大384$$pm$$11mBq/L、大気中の$$^{137}$$Csで最大1.28$$pm$$0.09mBq/m$$^{3}$$であり、堆積物中の$$^{137}$$Csでは最大で44900$$pm$$23.4Bq/kgであった。$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs比は、これまでの研究報告とよく一致し、浪江町における堆積物中の放射性セシウムの主な起源が1号機である可能性が高いと考えられる。

論文

Comparative study on performance of various environmental radiation monitors

玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 鈴木 崇仁*; 黒木 智広*; 佐賀 理貴哉*; 水野 裕元*; 佐々木 博之*; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 床次 眞司*

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.307 - 310, 2019/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.18(Environmental Sciences)

東京電力福島第一原子力発電所事故後の放射能(線)監視データが不足していたため、第一陣の緊急対応者の放射線量は正確に評価されなかった。原子力事故で緊急対応をしている労働者の放射線量を評価することは重要である。本研究では、外部被ばく線量と内部被ばく線量の両方を評価できる新しい装置を開発し、緊急時の環境放射能(線)モニタリングの観点から、市販のモニタを含む様々な環境放射能(線)モニタの性能を比較した。福島県で各モニタのバックグラウンド計数値と周辺線量当量率を測定した。ベータ線の検出限界はISO11929に従って評価した。ZnS(Ag)とプラスチックシンチレータを用いたダストモニタのガンマ線に対する感度は高いが、CsI(Tl)結晶を有するシリコンフォトダイオードを用いた外部被ばくモニタの感度は比較的低かった。検出限界は100$$mu$$Sv h$$^{-1}$$で190-280Bq m$$^{-3}$$であり、日本の原子力規制委員会による要求下限値の100Bq m$$^{-3}$$の検出限界を超えていた。要求下限値を達成するには、鉛によるシールドを用いることが必要である。これらの結果から、評価対象モニタの中でも、ZnS(Ag)シンチレータとプラスチックシンチレータを併用したダストモニタが外部被ばくモニタに適しており、開発された内部被ばくモニタが緊急時の内部被ばくモニタとして適していることがわかった。将来的には、アルファ線の計数効率, 相対不確かさ及び検出性能が評価され、さらに可搬性を考慮した上でどのタイプのモニタが適しているかが検討される予定である。

論文

The Hydrogen gas generation by electron-beam irradiation from ALPS adsorbents solidified by several inorganic materials

佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 87, 2017/03

福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する廃吸着材は$$beta$$線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、ケイチタン酸塩とSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$beta$$線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、模擬廃棄物の種類が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。

論文

The Hydrogen gas generation by gamma-ray irradiation from ALPS adsorbents solidified by several inorganic materials

佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 88, 2017/03

福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、ケイチタン酸塩及びSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$gamma$$線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、固化した模擬廃棄物の違いによるG値への影響が観察された。このことから、廃棄物に含まれる構成成分が固化試料の水素ガスの発生に寄与していることが示された。

報告書

焼却灰のセメント固化試験手引書

中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB

日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。

論文

Expansion control for cementation of incinerated ash

中山 卓也; 鈴木 眞司; 花田 圭司; 富岡 修; 佐藤 淳也; 入澤 啓太; 加藤 潤; 川戸 喜実; 目黒 義弘

Proceedings of 2nd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/06

A method, in which incinerated ash is solidified with a cement material, has been developed to dispose of radioactive incinerated ash waste. A small amount of metallic Al, which was not oxidized in the incineration, existed in the ash. When such ash was kneaded with a cement material and water, H$$_{2}$$ generation began immediately just after the kneading, H$$_{2}$$ bubbles pushed up the kneaded muddy material and an expanded solidified form was obtained. In this study, we tried to control H$$_{2}$$ generation by means of following two methods, one was a method to let metallic Al react prior to the cementation and the other was a method to add an expansion inhibitor that made an oxide film on the surface of metallic Al. The solidified forms prepared using the pre-treated ash and lithium nitrite were not expanded.

口頭

焼却灰のセメント固化試験,3; 種々の焼却灰を用いて作製した固化体の性能

中山 卓也; 鈴木 眞司; 川戸 喜実; 目黒 義弘

no journal, , 

焼却灰は炉型や焼却対象により成分や性質が異なる。このため、種々の焼却灰を用いて固化体を作製し、作製時の混練状況及び作製した固化体の性能に及ぼす灰の違いの影響を調べた。その結果、流動性,圧縮強度,硬化時間は焼却灰の種類によって大きく異なることを見いだした。

口頭

焼却灰のセメント固化試験,4; ふげん焼却灰のセメント固化体の特性

中山 卓也; 鈴木 眞司; 川戸 喜実; 目黒 義弘

no journal, , 

放射性物質で汚染した可燃物の焼却残渣(炉底灰及び飛灰)をセメント固化した際の混練性や固化体の特性を調べた。混練物の流動性は減水剤を添加することで向上することがわかった。炉底灰の固化体は硬化が遅く、膨張することを見いだした。

口頭

$$gamma$$線照射による焼却灰のセメント固化体からの水素ガス発生,2

中山 卓也; 川戸 喜実; 鈴木 眞司; 目黒 義弘

no journal, , 

原子力機構で発生した可燃物,難燃物の放射性廃棄物は焼却処理し、セメント固化体として廃棄体化することが検討されている。セメント固化体は内包する水の放射線分解により水素ガスが発生するおそれがある。廃棄体の健全性を評価するため、焼却灰の充填率,水セメント比,自由水の有無,線量率をパラメータとし、$$^{60}$$Coを線源とする$$gamma$$線照射を行い、焼却灰セメント固化体から発生する水素のG値の算出を試みた。焼却灰の充填率,水セメント比を変化させてもG値は2.8$$pm$$0.6molecule/100eVと大きな差はなく、G値への顕著な影響は観察されなかった。一方、線量率が低く長時間照射した固化体ほどG値は大きくなる傾向を示した。また、固化体を乾燥させて自由水を蒸発させると、G値は乾燥前後で3.0から0.18molecule/100eVと大きく減少し、固化体から発生する水素は自由水量に大きく依存することがわかった。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討,3; 模擬スラッジ固化体の性能評価

佐藤 淳也; 中山 卓也; 鈴木 眞司; 富岡 修; 川戸 喜実; 菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 目黒 義弘

no journal, , 

福島第一原子力発電所における汚染水処理で発生したスラッジの長期保管方策の検討において十分な保管性能が担保されないケースに対応し、処分を見据えた廃棄体化に係る処理技術の基礎的検討を行っている。本件では無機固型化材(セメント2種(OPC, BB), 水ガラス(CG), ジオポリマー(GP))を用いてスラッジ模擬物を対象とした固化体を作製し、水浸漬による固化体からのCN$$^{-}$$の溶出濃度及び$$^{60}$$Coを線源とした$$gamma$$線照射時における水素発生量への固型化材の影響を調べた。水浸漬試験では、充填率40%のBB固化体を除きすべての試料で廃棄物処理法上の基準値を超過した。いずれもpH10以上であるため、難溶性フェロシアン化合物中からCN$$^{-}$$が溶離してきたと推察される。照射試験では、CGは他固型化材よりG値が高く、含有成分による水素発生促進や発生した水素の再吸収が少ない等の可能性が示唆された。以上から、スラッジをセメント等で固化する場合、固化体からのシアン成分の溶出が処分上の課題となる可能性がある。将来的な処理処分に向けて、シアン化合物の処理等の方策の検討が必要である。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術の検討,2; 無機固型化材による模擬スラッジの固化試験

中山 卓也; 佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 富岡 修; 川戸 喜実; 菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 目黒 義弘

no journal, , 

福島第一原子力発電所における汚染水処理によって発生したスラッジの模擬試料を、無機固型化材(セメント2種,ジオポリマー,水ガラス)を用いて固化した。硬化性に及ぼすスラッジの充填率、スラッジ中の海水塩濃度、固型化材の種類の影響を調査した。スラッジに含まれる海水塩がセメント及び水ガラス固化法では混練時の流動性を低下させるが、ジオポリマー固化法では影響が小さいことを明らかにした。

口頭

焼却灰のセメント固化試験,5; 放射線分解による水素ガス発生

中山 卓也; 鈴木 眞司; 花田 圭司; 川戸 喜実; 目黒 義弘

no journal, , 

焼却灰をセメントで固化した試料に$$gamma$$線照射し、発生する水素ガス量を調べた。放射線分解によりセメント固化試料から発生する水素は試料中の自由水量に大きく影響すること、混練条件や照射条件の違いによる顕著な影響がないこと、水素ガス発生のG値が単純な水の放射線分解のそれとは異なることなどを見出した。

口頭

$$gamma$$線照射による焼却灰のセメント固化体からの水素ガス発生,3

中山 卓也; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 川戸 喜実; 目黒 義弘

no journal, , 

原子力機構で発生した可燃物,難燃物の放射性廃棄物は焼却処理し、セメント固化体として廃棄体化することが検討されている。セメント固化体は内包する水の放射線分解により水素ガスが発生するおそれがある。廃棄体の健全性を評価するため、焼却灰の充填率,水セメント比,吸収線量率,吸収線量をパラメータとし、$$^{60}$$Coを線源とする$$gamma$$線照射を行い、焼却灰セメント固化体から発生する水素のG値の算出を試みた。固化体中の自由水量が多くなるにつれ水素ガス発生量は多くなる傾向を示した。一方、自由水に対するG値は自由水量が多くなるにつれ、G値が小さくなる傾向が見られた。

口頭

無機固型化材ジオポリマーの金属イオン保持性能の評価

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

no journal, , 

非晶性アルミノシリケート粉体から形成されるジオポリマーは、福島廃棄物の汚染核種Cs, Srや機構廃棄物の有害重金属Pb, Cdなどをセメントよりも高性能に閉じ込める可能性を持っており、次世代の固型化材として有望である。そこで、これら元素を添加した固化試料の溶出試験を実施し、イオンの価数及びジオポリマーの組成をパラメータとする金属イオンの保持性能を調べるとともに、Siに着目した固体NMRスペクトルを解析することで、各元素の固定化機構を考察した。Cs, Srと比較してPb, Cdでは溶出性が低く、NMRスペクトルの解析結果からCs, SrとPb, Cdでは固定化様式が異なっていることが示唆された。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術の検討,4; 無機固型化材による模擬スラリーの固化試験

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 山下 昌昭; 佐藤 史紀; 助川 博文; 目黒 義弘

no journal, , 

本件では無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメントB種(BB), ジオポリマー(GP))を用いて、多核種除去設備ALPSより発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーの模擬物の固化体を作製し、固化試料の圧縮強度や水浸漬による元素の浸出性への模擬廃棄物や固型化材の影響を調べた。圧縮強度試験では、GP試料と比較してOPC試料及びBB試料で高い強度が得られ、過剰な水分がGPの形成に悪影響を及ぼしたものと推察される。さらに、GP試料ではセメント試料と比較してスラリーによる硬化への影響が小さいことが示唆された。浸出試験では、OPC試料及びBB試料では模擬核種のCsやSrが溶出したのに対し、GP試料ではほとんど検出されなかった。CsやSrがGPの構造中に保持され不溶化したことにより浸出量が低くなったものと考えられる。今回の結果から、ALPSから発生したスラリーは、含有する成分による固化体の強度への影響が示唆されるものの、セメントやジオポリマーにより固化可能であることが示された。また、安定化処理方法によっては、スラリー中の水分が固化性状に悪影響を与えることが考えられるため、適切な処理方法を選択する必要がある。

口頭

模擬ALPSスラリー固化体を対象とした電子線照射時における水素ガスの評価

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

no journal, , 

福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する凝集沈殿スラリーは$$beta$$線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$beta$$線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、鉄共沈スラリー固化試料では炭酸塩スラリー固化試料と比較して水素の発生量が少なく、廃棄物に含まれる構成成分が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。

口頭

ALPS廃棄物を模擬した無機固化体を対象とした$$gamma$$線照射時における水素ガスの評価

佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

no journal, , 

福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している凝集沈殿スラリーや吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)とチタン系吸着材(酸化チタン及びチタン酸ナトリウム)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$gamma$$線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、模擬スラリー固化試料はチタン系吸着材固化試料と比較して、水素ガス発生のG値と固化試料の含水率がいずれも大きくなった。また、模擬スラリー固化試料では、固型化材の違いによるG値への影響も観察された。このことから、廃棄物や固型化材に含まれる構成成分が水素ガスの発生に寄与していることが推察された。

25 件中 1件目~20件目を表示