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日下部 一晃*; 渡邊 雅範; 西内 征司*; 山崎 琢平*; 井上 広海*
環境放射能除染学会誌, 11(1), p.15 - 23, 2023/03
2011年3月に発生した福島第一原子力発電所事故による放射性物質の拡散に伴い、福島県をはじめ、広範囲にわたる地域が汚染された。除染や放射性物質の物理減衰等により、福島県内の空間線量率は着実に逓減しているが、放射線被ばくに不安を持つ県民のため、生活圏における除染効果の持続性を確認するとともに、将来的な空間線量率の推移を予測することで、安心に繋がる情報を提供することが重要となる。本報は、除染後の公共施設における除染効果の持続性を継続的且つ詳細に確認するとともに、将来の空間線量率の推移を既存のモデルによって予測できるか確認することを目的とした。除染後の公共施設の空間線量率を定点調査及び歩行調査により測定し、施設毎の空間線量率の変化を定量的に明らかにした。また、実測値と既存のモデルによる計算値を比較し、予測精度について検討した。調査対象としたいずれの施設においても除染後の明らかな再汚染は起きておらず、除染効果が持続していることがわかった。除染後の施設における将来の空間線量率の推移は、既存のモデルにより精度よく予測できることを確認した。
田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2017-003, 65 Pages, 2017/06
JAEA-Research-2017-003.pdf:2.92MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターと福島環境安全センターは共同で、今後の跡措置や環境回復等の事業に関して、地域との継続性のある関係構築に必要な条件や、活動を通して得られる効果を把握するため、閉止鉱山及び産業廃棄物処分場でのリスクコミュニケーション事例を委託調査した。その結果、(1)地域におけるつながりや、つながりの場の形成、(2)既存のリソース(人員・土地・施設等)の活用、(3)地域における新たな価値の創出、(4)事業の安全性の担保や信頼の醸成に向けた取り組み、などによる、事業の安全性や周辺環境の健全性を長期的に確認できる仕組みや環境保全などについて学べる地域的フィールドの創成、が重要であることが示唆された。
第11回調査結果概要(受託調査)川瀬 啓一; 北野 光昭; 渡邊 雅範; 吉村 修一; 菊池 四郎; 西野 克己*
JAEA-Review 2017-006, 173 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-006.pdf:35.6MB
JAEA-Review-2017-006-appendix(CD-ROM).zip:0.52MB
環境省からの依頼により内閣府除染モデル実証事業を行った地区の空間線量率の推移調査として、環境省の了解が得られた地区(9市町村15地区)を対象とした空間線量率の推移に関する調査(モニタリング)を平成24年10月から11回(平成27年10月現在)実施してきた。本調査における空間線量率の測定は、NaIシンチレーション式サーベイメータ等を用いた定点測定とガンマプロッタHを用いた測定の2方法で行った。
渡辺 将久; 田川 明広; 梅宮 典子; 丸山 登; 吉田 真美; 川瀬 啓一; 野口 真一; 坂爪 克則; 渡邊 雅範; 平賀 隼人; et al.
JAEA-Review 2014-028, 184 Pages, 2014/10
JAEA-Review-2014-028.pdf:37.79MB
除染作業に利用できる技術について民間企業等から技術提案を受け、その除染効果を経済性,安全性等とともに検証する「除染技術実証事業」を環境省からの受託を受けて実施した。平成25年度の除染技術実証事業では、土壌や緑地、廃棄物の除染や、焼却灰の洗浄等の11件の技術が採択され、原子力機構は実証試験への助言及び評価を実施した。
渡辺 将久; 梅宮 典子; 田川 明広; 川瀬 啓一; 野口 真一; 坂爪 克則; 渡邊 雅範; 時澤 孝之
JAEA-Review 2013-052, 232 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-052.pdf:26.42MB
除染作業に利用できる技術について民間企業から技術提案を受け、その除染効果を経済性,安全性等とともに検証する「除染技術実証試験事業」を環境省からの委託を受けて実施した。原子力機構は、焼却灰の洗浄やため池浚渫等の15件の技術を採択し、実証試験への助言及び評価を実施した。
八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信
Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07
被引用回数：11 パーセンタイル：59.85(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.
八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一
JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB
最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて
Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%5.3%、シリコン中心に対する外周のSi中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。
国府田 信之; 楠 剛; 渡邊 雅範; 小島 正男*; 近藤 眞
UTNL-R-0426, p.5_1 - 5_9, 2003/03
昭和63年まで原研の試験・研究炉の使用済燃料は再処理のため主に米国等の再処理工場に輸送してきたが米国内の事情により平成元年以降中止された。その後、米国政府は1996年に決定された「外国研究炉使用済燃料に関する核不拡散政策の決定」に基づき、米国籍のウランを使用した外国研究炉の使用済燃料等の引き取りを1996年5月より開始した。原研は、平成9年2月、米国エネルギー省との間に使用済燃料の引取契約を締結し、平成9年度から使用済燃料の対米輸送を開始した。以降毎年度1回の対米輸送を実施している。本発表では、これまで実施してきた研究炉使用済燃料の対米輸送について、その現状と安全管理の取り組みを中心に発表する。
八木 理公; 加島 洋一; 渡邊 雅範; 山本 和喜
no journal, ,
最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計する。この設計手法の妥当性を確証するため、JRR-4で照射実験を行う。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いてSi中性子吸収反応率の偏差が-3.2% +5.3%、シリコン中心に対する外周のSi中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、目標値であるO/C比1.1を満足することができた。
加島 洋一; 八木 理公; 渡邊 雅範; 山本 和喜
no journal, ,
最大12インチ径までの大口径NTD-Si(中性子核変換ドーピングSi)半導体の均一照射技術を開発するため、解析的に得られた均一照射条件の妥当性を確証することのできる照射実験装置をJRR-4に設置する。設置にあたってはさまざまな制約が生じるが、これらの制約を考慮して設計方針を設定し、照射実験装置の機械設計を行った。機械設計の結果、既存装置と干渉せず、解析で得られた照射条件を満足する照射実験装置を製作できる見通しが得られた。
山本 和喜; 米田 政夫; 八木 理公; 渡邊 雅範; 佐川 尚司
no journal, ,
本研究は中性子核変換ドーピング(NTD)法による最大12インチ径までの大口径シリコン半導体の照射技術を開発し、高品位IGBTの低コスト化を促進させ、省エネ効果の高いハイブリット車の普及に貢献することを目標としている。12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を均一化する照射条件を解析的に見いだし、この条件を実現するための照射実験装置を開発し、JRR-4(3.5MW)で照射実験を行う予定にしており、その概念設計が終了したので報告を行う。また、JRR-3(20MW)への12インチ径の照射装置の設置を検討し、JRR-3における照射条件についても解析的に見いだすことができたので、合わせて報告する。
渡邊 雅範; 八木 理公; 山本 和喜; 楠 剛
no journal, ,
最大12インチ径までの大口径NTD-Si(中性子核変換ドーピング)半導体の照射技術を開発するため、解析により得られた均一照射条件を確証するための照射実験装置をJRR-4に設置する。これまで実施した概念設計に、耐熱,耐圧及び耐震強度を考慮し、照射実験装置の形状及び材料の仕様並びにシリコンインゴットの仕様を決定した。これらの仕様を用いた核解析を行った結果、照射ホルダーの形状変更によりシリコン上下面からの中性子流入割合が減少したため、概念設計時に設定した天然ボロン含有率1.5wt%の熱中性子フィルタでは、シリコン中心に対する外周のSi中性子吸収反応率の比(O/C比)が均一照射条件の1.1以下を達成できないことから、天然ボロン含有率2wt%の熱中性子フィルタを採用することとした。
坂爪 克則; 時澤 孝之; 野口 真一; 川瀬 啓一; 本橋 純; 渡邊 雅範
no journal, ,
原子力機構は内閣府から委託された除染技術実証事業を実施し、その後環境省が公募した除染技術実証事業を総合的に取りまとめている。これらの除染技術実証事業で実施した事業のうち、焼却灰の固化・不溶出化に関する実証試験結果から得られた知見を報告する。
川瀬 啓一; 渡邊 雅範
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故からの環境回復に向けて、原子力機構が開発した歩行型放射線量マッピング装置(ガンマプロッタH)の概要と運用実績について報告する。
石崎 梓; 森 愛理; 川瀬 啓一; 加藤 貢; 渡邊 雅範; 青木 勲; 宗像 雅広
no journal, ,
After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident in 2011, large amount of radionuclides were released to the environment. An exposed dose is one of the index for decision making of evacuations. To obtain the individual dose equivalent, the air dose rate and time to spend in an arbitrary place are necessary in each area where inhabitants stay. The place where inhabitants stay is categorized roughly according to indoor and outdoor in simple estimation of the exposed dose. It is known that the indoor air dose rate, Di, can be obtained by multiplying the outdoor air dose rate, Do, by reduction factor, RF. In case of wooden house, RF is reported as 0.4 which has the range from 0.2 to 0.5 (IAEA, 2000) and changes with floor area (Furuta and Takahashi, 2015) and indoor position; at the center of the house or by the window. However, the outdoor air-dose-rate distribution changes by the decontamination and the definition of RF become complicated because decontamination efficiency and the outdoor air-dose-rate differ from each location and materials. To evaluate the validity of RF represented as 0.4, in this study, we investigated indoor and outdoor air dose rate before and after decontamination for 17 Japanese wooden houses in four municipalities of Fukushima prefecture.
西内 征司*; 鈴木 聡*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 山下 卓哉
no journal, ,
除染が完了した公共施設を対象として空間線量率等のモニタリングを実施することにより、除染効果の維持の状況を確認するとともに、原子力機構が開発した「除染活動支援システム(RESET)」や2成分モデルを活用した今後の空間線量率変化の予測を行った。その結果、除染効果が維持されていることが明らかとなり、今後の空間線量率は10年後に約30%低減すると予測された。本調査は市町村からの相談を受けて実施したものであり、調査結果を当該自治体へ報告し、住民対応等に係る市町村担当者の基礎資料として利用されることとなった。この成果について、福島県環境創造センター研究部と共同でポスター発表を行う。
