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森下 祐樹; 黒澤 俊介*; 山路 晃広*; 林 真照*; 笹野 理*; 牧田 泰介*; 東 哲史*
Scientific Reports (Internet), 11(1), p.5948_1 - 5948_11, 2021/03
被引用回数：2 パーセンタイル：31.78(Multidisciplinary Sciences)原子力施設内で二酸化プルトニウム粒子を吸入することによる作業者の内部被ばくは、放射線防護の観点から重要な問題である。核施設の作業現場において、内部被ばく評価のための二酸化プルトニウム粒子の空気力学的直径の放射能中央値(AMAD)をリアルタイム測定するため、ZnS(Ag)シンチレータ,光学顕微鏡、及び電子増倍CCD子カメラを用いた高分解能
イメージャーを開発した。開発したイメージャーを用い、実際の二酸化プルトニウム粒子を測定し、リアルタイムに個々の線の位置を特定することができた。複数の線の平均の空間分解能を評価したところ16.2
2.2umFWHMであった。また、二酸化プルトニウム粒子の空間分解能は、二酸化プルトニウム粒子とZnS(Ag)シンチレータの間の距離に起因して302.74.6umFWHMであった。
線の影響は無視でき、線と識別できた。測定した計数率から二酸化プルトニウム粒子の等価粒径を計算することができた。これらの結果から、開発したイメージャーが原子力施設の作業現場でのリアルタイムの二酸化プルトニウム粒子測定に有効であることが示唆された。
大西 世紀*; 近藤 恵太郎*; 東 哲史*; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 村田 勲*; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.695 - 699, 2012/08
被引用回数：11 パーセンタイル：63.41(Nuclear Science & Technology)散乱断面積データの検証のために、DT中性子ビームを用いた新たな積分実験を開始した。最初に、コリメーターでDT中性子ビームを構築し、その特性を調べた。次に、このDT中性子ビームを用いて、SUS316体系を用いた新しい積分実験を行った。体系内中心軸上及び中心軸から15cm, 30cm離れた点で
Nb(n,2n)
Nb反応の反応率を放射化箔法で測定し、モンテカルロコードMCNP及び核データライブラリJENDL-4.0, JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8を用いた計算との比較を行った。実験値に対する計算値の比はどの核データを用いても中心軸から離れるにつれて1より小さくなった。0度よりも大きな角度に散乱する断面積に問題がある可能性を指摘した。
森下 祐樹; 黒澤 俊介*; 山路 晃広*; 林 真照*; 笹野 理*; 牧田 泰介*; 東 哲史*
no journal, ,
原子力施設内の作業員がプルトニウム粒子を吸入した恐れがある場合、内部被ばくを考慮することが重要である。そこで、原子力施設の作業現場におけるPu粒子のAMAD値をリアルタイムに測定するために、高感度CCDカメラと光学顕微鏡を用いた高分解能イメージング検出器を開発し、これを実際のプルトニウム粒子の測定に応用した。ZnS(Ag)シンチレータにより線はシンチレーション光に変換され、シンチレーション光を電子増倍(EM)CCDカメラで撮像した。ズーム範囲は5倍
20倍の範囲で調整した。20倍のズーム範囲を使用した場合、解像度は0.81um/pixel、視野は412.9um
412.9umであった。アルファ粒子の半値最大全幅(FWHM)は17.9umと評価された。プルトニウム粒子からの放出される線の位置をリアルタイムで特定することができ、その計数率は、市販のZnS(Ag)シンチレーションカウンターを用いて測定した数と一致した。測定された数は、AMAD値に変換することができる。このように、超高分解能イメージャは、原子力施設の作業現場でのプルトニウム粒子のAMADの測定手法として有望である。
吉田 浩子*; 林 真照*; 牧田 泰介*; 東 哲史*; 笹野 理*; 津田 修一
no journal, ,
2012年から旧・現避難指示区域の住家において継続して住家内外の空間線量率を測定している。飯舘村及び南相馬市小高区の住家54戸について、除染前の数値に対する、除染直後、2019年, 2020年での各空間線量低下率を屋外・屋内それぞれについて比較した。除染直後における屋外の空間線量低下率は、屋内よりも高い値を示していたが、2019・2020年の評価では、屋外・屋内での両者の低下率に差は見られないことがわかった。これは、屋内での空間線量率の減少率が屋外より小さいことを意味する。スペクトル解析及び住家屋根への放射性物質の沈着データの解析結果から、除染範囲以遠からの除染範囲及び住家へのあらたな放射性物質の飛散・沈着が原因のひとつと推定される。
林 真照*; 牧田 泰介*; 東 哲史*; 笹野 理*; 吉田 浩子*; 津田 修一
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故によって現在も避難している住民の安全な帰還を判断する上で、土壌に沈着した人工核種による線量評価は極めて重要である。本研究では、福島県内の家屋内外におけるNaI(Tl)シンチレータを用いた測定データに対してアンフォールディング法を適用し、
線核種のエネルギースペクトルを評価した。環境中の放射性核種から放出される線は測定器に到達するまでに空気や土壌等によって散乱されるが、天然核種(カリウム, ウラン・トリウム系列等)起源の直達線の線量に対する散乱線による線量の比率を評価した結果、人工核種が存在しない場合におけるその比率は線量率によらずおおよそ一定であることがわかった。この結果は、人工核種の残存する場所において天然核種のみの線量率を差し引くことで、人工核種のみによる線量率を精度よく評価できる可能性を示唆する。
坂東 大都*; 佐々木 凌太郎*; 福田 貴斉*; 山路 哲史*; 山下 拓哉
no journal, ,
As one of the three tasks of "Project of Decommissioning, Contaminated Water and Treated Water Management (Development of Analysis and Estimation Technologies for Characterization of Fuel Debris) (Development of Estimation Technologies of RPV Damaged Condition, etc.)", this study presents evaluation of the fuel debris behavior below the damaged RPV lower head boundary of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Unit-2. The focus of the study is to evaluate the debris behavior at the time of / after the failure of the RPV boundary. It is expected to provide more comprehensive understanding of the precedingly obtained muon image, which seemed to indicate that a large amount of highly-dense materials distributed between the RPV lower head and the thermal insulation structures just below the RPV. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is being developed to evaluate the fuel debris behavior in/under the actual plant geometry and conditions. The melt behavior analysis code, based on the MPS method, is being developed to analyze the following two debris behaviors. Firstly, the debris discharge behavior from penetration tube structures is analyzed. The solidified debris blocks are represented by rigid bodies, using the Passively Moving Solid (PMS) model with consideration of decay heat of the oxidic fuel debris. The relocations of the oxidic debris involving melting of the surrounding metallic debris and the penetration tube wall structure are analyzed. Secondly, the melt behavior on / through the multi-layered thermal insulation structures below the RPV is analyzed. The discharged melt from the RPV boundary may freeze on the insulation plate, depending on the thermal condition in the pedestal and the discharged melt history.
坂東 大都*; 山路 哲史*; 山下 拓哉
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)2号機では原子炉圧力容器(RPV)及び直下の保温層板が酸化物燃料デブリのペデスタルへの落下を妨げながら、熱負荷の大きな外周部ではその一部が溶融破損し、燃料集合体上部タイプレート等の炉内構造物のペデスタルへの落下をもたらした可能性をMPS法による解析で示した。
