Radiocaesium accumulation capacity of epiphytic lichens and adjacent barks collected at the perimeter boundary site of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

土肥 輝美; 大村 嘉人*; 吉村 和也; 佐々木 隆之*; 藤原 健壮; 金井塚 清一*; 中間 茂雄; 飯島 和毅

PLOS ONE (Internet), 16(5), p.e0251828_1 - e0251828_16, 2021/05

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0251828

We investigated the radiocaesium content of nine epiphytic foliose lichens species and the adjacent barks at the boundary of the FDNPS six years after the accident in 2011. The Cs-inventory were determined to compare Cs retentions of lichens and barks under the same growth conditions. The Cs -inventory of lichens were respectively 7.9- and 3.8-times greater than the adjacent barks. Furthermore, we examined the Cs distribution within these samples using autoradiography (AR) and on the surfaces with an EPMA. AR results showed strong local spotting and heterogeneous distributions of radioactivity in both the lichen and bark samples, although the intensities were lower in the barks. In addition, radioactivity was distributed more towards the inwards of the lichen samples than the peripheries. This suggests that lichen can retain Cs that is chemically immobilized in particulates intracellularly, unlike bark.

Vertical distribution of Sr and Cs in soils near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐々木 隆之*; 的場 大輔*; 土肥 輝美; 藤原 健壮; 小林 大志*; 飯島 和毅

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 326(1), p.303 - 314, 2020/10

https://doi.org/10.1007/s10967-020-07294-3

The radioactivity concentrations for Sr and Cs in soil samples collected near Fukushima Daiichi Nuclear Power Station were investigated. The depth profile of Cs from the surface soil to 20 cm showed a typical decreasing tendency, that is, high radioactivity from the surface down to 5 cm due to the strong sorption of specific minerals. After deposition of Sr, Sr has migrated to deeper soil layers in the past 5 years compared to Cs. This tendency was supported by the results of sequential extraction to identify the predominant sorption species, and by the sorption coefficients determined by batch-wise sorption experiments.

放射性廃棄物の地層処分における国内の地下水コロイド研究の現状と今後の展開

長尾 誠也*; 新堀 雄一*; 田中 忠夫; 佐々木 隆之*; 斉藤 拓巳*; 桐島 陽*; 吉川 英樹; 飯島 和毅; 濱 克宏; 岩月 輝希; et al.

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 20(1), p.3 - 14, 2013/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.20.3

本研究は、放射性廃棄物の地層処分における国内の地下水コロイドの影響評価研究の現状について各研究機関での研究を紹介し、実質的なネットワーク化と性能評価におけるコロイド影響の取り扱い方等について、今後の研究の方向性に関する提案を取りまとめた。具体的には、地下水コロイドの特性、地下環境における真性コロイドや擬似コロイドの移行挙動、国内における地下水コロイド研究の取り組み、コロイド評価の体系化、フィールド調査と実験室研究の連携、研究ネットワーク構築の必要性などについて解説するとともに、コロイド研究を展開するにあたって専門家が共有化しておくべき方向性を示した。

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

http://accelconf.web.cern.ch/AccelConf/IPAC10/papers/tupe091.pdf

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

幌延深地層研究計画における第2段階の調査研究計画; H20-21

岩月 輝希; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 稲垣 学; 澤田 淳; 新沼 寛明; 石井 英一; 前川 恵輔; 戸村 豪治; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Research 2009-002, 156 Pages, 2009/05

JAEA-Research-2009-002.pdf:12.86MB

「高レベル放射性廃棄物の地層処分基盤研究開発に関する全体計画」及び研究技術開発の現状に基づいて既往の研究計画を更新し、幌延深地層研究計画第2段階における平成2021年度の具体的な研究計画を作成した。計画検討にあたっては、施設建設工程などの制約条件を踏まえたうえで、深地層の科学的研究,地層処分研究開発にかかわる研究技術開発(地質環境特性調査評価技術,地下施設建設に伴う地質環境変化の調査評価技術,深地層における工学技術,地層処分に必要な工学技術,安全評価技術など)の今後の実施計画として、ボーリング調査計画やモニタリング計画,工学試験などの計画検討を行ったうえで、各課題の現中期計画終了時の達成目標を明確化した。

FCA-XVII-1炉心によるMOX燃料高速炉ベンチマーク実験

安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志

JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB

新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及びUドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。

ふげん廃止措置技術専門委員会 第11回委員会資料集

飯島 隆; 田尻 剛司; 岡 寛; 宝珍 浩仁; 北山 尚樹

JNC TN4410 2005-003, 48 Pages, 2005/02

JNC-TN4410-2005-003.pdf:20.89MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月29日に終了した。「ふげん」では、平成10年度から、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に開する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成17年2月14日に第11回委員会を開催した。本書は、第11回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況", "重水系設備の廃止措置準備状況", "原子炉本体解体技術の検討状況(その4)", "タービン設備解体の検討状況について", "福井県研究開発拠点化構想の中での廃止措置事業の展開(その3)"についてまとめたものである。

ふげん廃止措置技術専門委員会 第9回委員会資料集

飯島 隆; 松嶌 聡; 森田 聡; 宝珍 浩仁

JNC TN4410 2004-004, 46 Pages, 2004/03

JNC-TN4410-2004-004.pdf:16.09MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月29日に終了した。「ふげん」では、平成10年度から、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成16年2月27日に第9回委員会を開催した。本書は、第9回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況", "トリチウム除去コールド試験結果", "原子炉冷却系の系統化学除染結果", "原子炉本体解体技術の検討状況(その3)", "福井県研究開発拠点化構想の中での廃止措置事業の展開"についてまとめたものである。

Analysis of Mixed Oxide Fuel Loaded Cores in the Heavy Water Reactor FUGEN

大谷 司; 飯島 隆; 白鳥 芳武

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.959 - 969, 2003/11

https://doi.org/10.3327/jnst.40.959

炉心設計コードWIMS-ATR/POLESTARを開発し、「ふげん」の運転データ及びスキャン測定による精度評価を行なうとともに、近代ノード法の採用など炉心設計コードの改良を行なってきた。重水炉「ふげん」では25年間の運転の間に、プルトニウム組成の異なる様々な種類のMOX燃料を装荷してきた。MOX燃料炉心に対する炉心設計コードの精度は、出力分布5%、臨界固有値1.001+-0.002、臨界10B濃度0.2ppm(有効運転日数7日に相当)、冷却材ボイド反応度係数3.010マイナス5乗[デルタk/k/%Void]、出力係数1.510マイナス5乗[デルタk/k/%Power]であり、「ふげん」の炉心管理を実用上十分な精度を持って行なってきた。

Twenty-four-year experience of industrial-scale plutonium utilization in the Fugen Nuclear Power Station

飯島 隆; 大川 剛; 片野 好章

地球環境と新型原子力プラントに関する国際会議(GENES4/ANP2003), 0 Pages, 2003/00

ウラン資源を有効に活用するため、新型転換炉ふげん発電所ではプルトニウムの利用を積極的に実施してきている。「ふげん」では、運転当初から24年間に亘り、安定してMOX燃料を利用してきている。また、1988年には「ふげん」で使用したMOX燃料から抽出したプルトニウムからMOX燃料を製造し、再度、「ふげん」に装荷するという核燃料サイクルを実証した。更に、MOX燃料炉心のデータを蓄積し、その特性を把握してきた。今回の報告では、発電に占めるプルトニウムの核分裂の割合、MOX燃料開発、MOX燃料の核分裂プルトニウムの比率等、プルトニウム燃料利用実績の全般を報告する。