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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
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。
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*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.258 - 276, 2023/03
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)本論文では、福島第一原子力発電所の港湾口から沿岸へと流出するトリチウム量を、港湾内のトリチウムモニタリング結果から推定し、事故当初の2011年4月から2020年3月までのおよそ9年間に渡り、月間流出量を算出した。その結果、2015年の海側遮水壁閉合により、未知の流出はほとんど抑制されたことが分かった。また、この推定量を基に、日本全体の原子力施設からのトリチウム年間排出量を求め、事故前後の排出量の変遷を議論した。その結果、2015年以降、福島第一原子力発電所からの流出量は、事故前の約半分程度となっている一方、事故後の日本全体の排出量は大きく減少していることが分かった。
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(1), p.12 - 24, 2023/01
2013年から2021年の1月まで、福島第一原子力発電所周辺の福島沿岸と沖合という二つのエリアで、トリチウムのモニタリングデータからそのインベントリーの経時変化を推定した。それらの結果から沖合のエリアにおけるインベントリー平均量は、1Fに貯留されているトリチウムの凡そ1/5程度であり、その時間変動量は、1F貯留量の1/20程度ということが分かった。これらの結果は、既に海域に存在しているトリチウムのインベントリーが、1F貯留量の放出に際し、無視できないことを示している。また、その沖合の一定のエリアにおけるインベントリーの評価を1960年代にまで遡ると、過去には核実験により、平均して1F貯留量の4倍程のトリチウムインベントリーが1960年代に存在していた他、1960年から1980年代にかけて凡そ30年に渡り、1F貯留量と同程度かそれ以上のインベントリーが存在していたことが分かった。この事実は、過去に既に1F貯留量を瞬時に放出し当該沖合の海域に滞留するとした保守的条件より遥かにトリチウムが海洋中に存在していた時期が長期間あったことを示している。更に、トリチウムのインベントリーを千葉から宮城沖まで含めた領域に拡大し評価すると、現在、1F貯留量の凡そ半分が存在していることが分かる。ここで、トリチウムの被ばく量を魚食を通じた内部被ばくと仮定し、1F貯留量がその拡大領域にて拡散し1年滞留するとした保守的評価をすると、その量は、自然放射線からの寄与の100万分の一程度であり、殆ど無視できることが分かった。
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, 21(1), p.33 - 49, 2022/03
本論文では、福島第一原子力発電所の港湾口から沿岸へと流出するトリチウム量を、港湾内のトリチウムモニタリング結果から推定し、事故当初の2011年4月から2020年3月までの凡そ9年間に渡り、月間流出量を算出した。その結果、2015年の海側遮水壁閉合により、未知の流出は殆ど抑制されたことが分かった。また、この推定量を基に、日本全体の原子力施設からのトリチウム年間排出量を求め、事故前後の排出量の変遷を議論した。その結果、2015年以降、福島第一原子力発電所からの流出量は、事故前の約半分程度となっている一方、事故後の日本全体の排出量は大きく減少していることが分かった。
町田 昌彦; 山田 進; 岩田 亜矢子; 乙坂 重嘉; 小林 卓也; 渡辺 将久; 船坂 英之; 森田 貴己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.939 - 950, 2020/08
被引用回数：9 パーセンタイル：71.58(Nuclear Science & Technology)2011年4
5月にかけて発生した東京電力ホールディングス・福島第一原子力発電所2号機及び3号機からの汚染水の海洋への直接流出以後、神田は相対的に小さいが連続的な放射性物質の流出が引き続き起こっていることを指摘している。しかし、その期間は2012年9月までであり、その後の流出量の推定についての報告はない。そこで、本論文では、その後を含めて2011年4月から2018年6月までの7年間に渡り
Csの流出量を推定した結果を報告する。報告のない時期、国・東京電力ホールディングスは、流出を抑制するための努力を続け、港湾内海水の放射性核種濃度は徐々に減少している。われわれは、一月単位でCsの流出量を二つの手法、一つは神田の提案した手法だがわれわれの改良を加えた手法とボロノイ分割によるインベントリー評価法を使い評価した。それらの結果から、前者の手法は常に後者の手法と比べて保守的だが、前者の後者に対する比は1桁の範囲内であることが分かった。また、それらの推定量から簡単に沿岸域に対するインパクトを評価し、特に魚食による内部被ばく量を推定したところ、福島第一原子力発電所(1F)の海洋流出量に基づく内部被ばく分は極めて小さいことが分かった。
Bh in the 
Cm(
Na,5
)Bh reaction and its decay properties羽場 宏光*; Fan, F.*; 加治 大哉*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 小森 有希子*; 近藤 成美*; 工藤 久昭*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; et al.
Physical Review C, 102(2), p.024625_1 - 024625_12, 2020/08
被引用回数：6 パーセンタイル：59.56(Physics, Nuclear)The nuclide Bh was produced in the Cm(Na,5n)Bh reaction at beam energies of 125.9, 130.6, and 135.3 MeV. Decay properties of Bh were investigated with a rotating wheel apparatus for 
and spontaneous fission (SF) spectrometry under low background conditions attained by a gas-jet transport system coupled to the RIKEN gas-filled recoil ion separator. The half-life of Bh was measured to be 
= 10.0
s. The -particle energies of Bh disperse widely in the range of 8.62 - 9.40 MeV. The maximum production cross section for the Cm(Na,5n)Bh reaction was determined to be 
= 57 
14 pb at 130.6 MeV.
2018年6月までの7年間に渡る月間流出量の推定町田 昌彦; 山田 進; 岩田 亜矢子; 乙坂 重嘉; 小林 卓也; 渡辺 将久; 船坂 英之; 森田 貴己*
日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.226 - 236, 2019/12
2011年45月にかけて発生した東京電力HD・福島第一原子力発電所2号機及び3号機からの汚染水の海洋への直接流出以後、神田は相対的に小さいが連続的な放射性物質の流出が引き続き起こっていることを指摘している。しかし、その期間は2012年9月までであり、その後の流出量の推定についての報告はない。そこで、本論文では、その後を含めて2011年4月から2018年6月までの7年間に渡りCs-137の流出量を推定した結果を報告する。報告のない時期、国・東京電力HDは、流出を抑制するための努力を続け、港湾内海水の放射性核種濃度は徐々に減少している。われわれは、一月単位でCs-137の流出量を二つの手法、一つは神田の提案した手法だがわれわれの改良を加えた手法とボロノイ分割によるインベントリー評価法を使い評価した。それらの結果から、前者の手法は常に後者の手法と比べて保守的だが、前者の後者に対する比は1桁の範囲内であることが分かった。また、それらの推定量から簡単に沿岸域に対するインパクトを評価し、特に魚食による内部被ばく量を推定したところ、1Fの海洋流出量に基づく内部被ばく分は極めて小さいことが分かった。
森田 貴己*; 丹羽 健太郎*; 藤本 賢*; 葛西 広海*; 山田 東也*; 西内 耕*; 坂本 竜哉*; 牛堂 和一郎*; 田井野 清也*; 林 芳弘*; et al.
Science of the Total Environment, 408(16), p.3443 - 3447, 2010/06
被引用回数：13 パーセンタイル：33(Environmental Sciences)日本沿岸域で採取した褐藻からヨウ素-131(
I)が検出された。褐藻は高い濃縮係数によって放射性核種を体内に蓄積することから、放射性ヨウ素の生物指標として広く使われている。測定された褐藻に含まれるIの比放射能の最大値は0.370.010Bq/kg-wetであった。本研究で採取したすべての褐藻からセシウム-137(Cs)も検出された。これらの海藻におけるIとCsの比放射能には相関はなかった。Csの比放射能は0.00340.00075から0.0900.014Bq/kg-wetの範囲であった。褐藻中Csの低い比放射能と変動幅の少ない濃度から、Csのソースが過去の核実験であることを示唆している。原子力発電所や核燃料再処理施設はIの汚染源であることは知られているが、Iが検出された海域と核関連施設が立地する地域との関連はなかった。Iが検出されたほとんどの海域は多くの人口を抱える大都市近傍であった。Iは医療の放射線診断や治療にしばしば用いられる。本研究結果から、著者らは褐藻から検出されたIのソースは、原子力発電施設起因ではなく、放射線治療行為によるものであると考えている。
森田 卓; 谷澤 輝明*; 森藤 将之; 高崎 浩司; 鈴木 秀樹*; 鈴木 一教; 小林 博英
JNC TN8410 2004-011, 83 Pages, 2004/07
JNC-TN8410-2004-011.pdf:5.88MB
高レベル放射性物質研究施設(Chemical Processing Facility,以下「CPF」という。)では,施設設備の改造更新工事を終えて、平成14年12月から平成16年3月まで先進湿式再処理試験が実施された。試験では排気筒から85Krが放出され,クリプトン広帯域検出器を用いたガスモニタにより放出量の測定評価を実施した。CPF排気モニタのガスモニタは平成6年度にGM検出器からクリプトン広帯域検出器に更新され、今回の先進湿式再処理試験での排気監視がCPFのクリプトン広帯域検出器による更新後はじめての
Krの実測となった。今回,従来のGM検出器の仮設ガスモニタを設置し,測定値及びインベントリの比較を実施した。本報告では,先進湿式再処理試験におけるクリプトン広帯域検出器による放出監視についてまとめた。GM検出器等との比較評価の結果、クリプトン広帯域検出器による排気監視結果は妥当であることを確認した。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 森田 卓; 篠原 邦彦
PNC TN8410 98-068, 15 Pages, 1998/04
放射線業務従事者の個人被ばく管理に使用している熱蛍光線量計(TLD)の感度が品質管理の基準を満足しているかどうか、あるいは測定に使用するリーダーが適切に校正されているかどうかを定期的に、かつ客観的に確認することを目的に、TLDバッジの内部監査プログラムを計画し、試行した。このプログラムは、放射線業務従事者の個人被ばく管理に使用しているものと同様な手続きで作成したTLDバッジに対して計測機器校正施設の137Cs照射装置を用いて既知量の線量を照射し、通常の測定処理と同様の手順で測定並びに線量評価結果を出力させるものである。平成9年度第3四半期から第4四半期に使用した内部監査用TLDバッジの測定結果は、何れも基準量に対して感度検査の許容範囲である20%以内で一致することを確認した。
辻村 憲雄; 小松崎 賢治; 篠原 邦彦; 森田 卓; 百瀬 琢麿
PNC TN8410 97-430, 20 Pages, 1997/12
個人被ばく管理に使用している熱蛍光線量計(TLD)の感度の均一性を維持するため、安全管理別棟に設置しているTLD自動照射装置を用いて全数のTLDについての感度検査を毎年実施している。この装置は内蔵した2個のCs線源により一定の値の線量を照射するもとであるが、その際のTLDの感度検査のための基準量は、東海事業所の基準である計測機器校正施設Cs校正場で照射した基準量との比較測定により年一回評価されている。本報告では、これまで実施してきたTLD自動照射装置による感度校正基準量の評価結果ととりまとめ、運用上の注意点等を整理するとともに、その位置付けを明確化した。また、線源の減衰に伴いこれまでのTLDの自動供給速度を変更する必要が生じてきたため、条件を変更した場合での感度校正基準量を評価した。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 森田 卓; 篠原 邦彦
PNC TN8410 97-291, 15 Pages, 1997/09
TLDバッチの品質の維持・管理のため、現在、保有する全ての線量計について、年一回の外観検査を実施している。この検査では、耐熱樹脂フィルム上に接着している蛍光体に剥離がないかどうか、透明ドーム部が混濁していないかどうか、さらに、耐熱樹脂板表面に汚れ等が付着していないかどうかを目視で確認している。しかし、蛍光体が直径約2.5mmと小さい上、その総数が約52,000個にものぼるため、この検査には多大な労力と時間を要する。そこで、総画素41万のCCDカメラを利用して、蛍光体の画像をパーソナルコンピューターに取り込み、蛍光体の状態を簡便に識別する手法について検討した。本研究では、その第一段階として、目視検査で外観不良と判定されて蛍光体の画像をサンプルとして取得した。また、外観不良のTLDが測定値に与える影響を調べた。
辻村 憲雄; 森田 卓; 小松崎 賢治; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 97-274, 29 Pages, 1997/09
平成8年度に実施したTLDバッジ用のTLD線量計のゼロ点線量検査の結果を基に、購入年度毎にゼロ点線量の平均値、分布の幅、合格割合等を詳細に調べた。その結果、TLDバッジの実運用を開始した昭和5759年度に購入したTLD線量計のホウ酸リチウムTLDの平均ゼロ点線量の値は2540
Sv相当程度、平成8年度に新規購入したホウ酸リチウムTLDについては10Sv相当を超えない程度であることが分かった。この結果を基に、製造年度別にゼロ点線量差引補正値を定め測定値に適用した場合と製造年度に関係なく一律のゼロ点線量差引補正値を適用した場合とで、低線量域における線量評価値の評価精度を比較した。その結果、製造年度別に適切な補正をすることで、製造年度間のゼロ点線量の相違に関係なく低線量域における線量評価値の一様性が向上した。
辻村 憲雄; 森田 卓; 小松崎 賢治; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 97-268, 29 Pages, 1997/08
平成68年度に実施したTLDの定期感度検査の結果を基に、個々のTLDについて感度の固体差を補正する係数(感度補正係数)を定め、それを各年度に実施したTLDの定期感度検査の結果に適用した。その結果、TLD全数の感度分布の幅が、ホウ酸リチウム系TLD、硫酸カルシウムTLDについて、それぞれ約10%
約5%、約5%約2%まで小さくなることが分かった。また、個人被ばく管理業務で使用しているTLDの中から無作為にTLDを抽出して既知量の放射線を照射し、その測定値に上記の感度補正係数を適用した結果、同様の補正効果が得られ、感度補正係数の実務への適用性を確認した。
小山田 六郎; 武田 卓士; 木崎 実; 田中 勲; 小向 文作; 森田 守人; 小畑 雅博
JAERI-M 9155, 82 Pages, 1980/11
JMTRの圧力容器は少なくとも20年間の使用に耐えることを目標として設計された。JMTRは1969年に稼動開始しているので、あと9年後に目標とした耐用年数の期限に達することになる。それ故、JMTRの寿命の見直しを行い、さらに今後少なくても30年の寿命を有するとの検討結果を得た。寿命の検討作業と並行して、新材料試験炉の概略検討を行なった。すなわち、PCI、ATWS試験、核融合炉用材料照射及びトリチウム生産など現JMTRでは能力上応じ切れない照射要求があり、新材料試験炉の増設の必要性が指摘されているからである。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
