Occurrence of radioactive cesium-rich micro-particles (CsMPs) in a school building located 2.8 km south-west of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

笛田 和希*; 小宮 樹*; 蓑毛 健太*; 堀江 憲路*; 竹原 真美*; 山崎 信哉*; 塩津 弘之; 大貫 敏彦*; Grambow, B.*; Law, G. T. W.*; et al.

Chemosphere, 328, p.138566_1 - 138566_12, 2023/07

https://doi.org/10.1016/j.chemosphere.2023.138566

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) derived radioactive Cs-rich microparticles (CsMPs) present a potential health risk through inhalation. Despite their occurrence in indoor environments impacted by the FDNPP accident, little is known about their prevalence. In this study, we quantitatively analyse the distribution and number of CsMPs in indoor dust samples collected from an elementary school located 2.8 km to the southwest of FDNPP. The school had remained untouched until 2016. Then, using a modified version of the autoradiography based "quantifying CsMPs (mQCP) method," we collected samples and determined the number of CsMPs and Cs radioactive fraction (RF) values of the microparticles (defined as total Cs activity from CsMPs / bulk Cs activity of entire sample). The numbers of CsMPs were determined to be 653 - 2570 particles/g and 296 - 1273 particles/g on the first and second floors of the school, respectively. The corresponding RFs ranged between 6.85 - 38.9 % and 4.48 - 6.61 %, respectively. The number of CsMPs and RF values in additional outdoor samples near the school building were and 23 - 63 particles/g and 1.14 - 1.61 %, respectively. The CsMPs were most abundant on the School's first floor near to the entrance, and the relative abundance was high near to the stairs on the second floor, indicating a likely CsMP dispersion path through the building. Additional wetting of the indoor samples combined with autoradiography revealed that indoor dusts had a distinct absence of intrinsic, soluble Cs species like CsOH. Combined, the results indicate that a significant amount of poorly soluble CsMPs were likely contained in initial radioactive airmass plumes from the FDNPP and that the microparticles could penetrate buildings. Clean-up plans for buildings / residential areas impacted by CsMP containing plumes, and monitoring of areas re-opened to the public, should take account of CsMPs in dusts.

Rehearsal and actual measurement of Fugen spent fuel assemblies by integrated PNAR and SINRD under the JAEA-USDOE collaboration program

林 健太; 中村 孝久; 高城 久承; 堀江 薫; 中山 保; 橋本 和彦; 林 省一; 中村 信二; 竹中 茂樹; 石塚 信男; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

新型転換炉ふげんは福井県敦賀市にある重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の原型炉である。ふげんは2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置(解体)段階にあるが、その使用済燃料貯蔵プールにはMOX及びUOの使用済燃料が存在する。ふげんは原型炉であることから、使用済燃料貯蔵プールでの燃料取扱には柔軟性があり、使用済燃料にかかわる各種の測定試験を行うことができる。そのような特徴を活かして、JAEAとU.S.DOE(LANL)は、統合PNAR・SINRD装置によるPu量の非破壊測定試験を2013年6月末より実施する。本発表では、JAEA/USDOE共同研究PAS24において、ふげんで実施したPu-NDA装置(統合PNAR+SINRD)によるふげん使用済燃料の実測定及び、事前に実施したリハーサルの試験結果等について報告する。

原子力機構-東海タンデム加速器施設の現状

松田 誠; 竹内 末広; 月橋 芳廣; 花島 進; 阿部 信市; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; et al.

Proceedings of 3rd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 31st Linear Accelerator Meeting in Japan, p.275 - 277, 2006/00

2005年度のタンデム加速器の運転日数は182日であった。加速管の更新により最高端子電圧は19.1MVに達し18MVでの実験利用が開始された。利用イオン種は21元素(28核種)であり、Oの利用が全体の約2割で、おもに核化学実験に利用された。p, Li, Xeの利用はそれぞれ約1割を占め、p, LiはおもにTRIACの一次ビームに利用された。超伝導ブースターの運転日数は34日で、昨年度から始まったTRIACの実験利用は12日であった。開発事項としては、タンデム加速器では加速管を更新し最高電圧が19MVに達した。また高電圧端子内イオン源の14.5GHzECRイオン源への更新計画が進行している。超伝導ブースターは1994年以来高エネルギービームの加速に利用されてきたが、近年になりインジウムガスケットに起因する真空リークが発生している。空洞のQ値も下がってきており、対策として空洞に高圧超純水洗浄を施し性能を復活させる試験を進めている。KEKと共同で進めてきたTRIACは2005年3月に完成し、10月から利用が開始された。TRIACからのビームを超伝導ブースターにて58MeV/uのエネルギーまで加速する計画を進めており、TRIACからの1.1MeV/uのビームを効率よく加速するため、low空洞の開発を行っている。

粒子法を用いたNa-水反応界面積相関式モデルの高度化

白川 典幸*; 山本 雄一*; 堀江 英樹*

JNC TJ9400 2005-005, 103 Pages, 2003/02

JNC-TJ9400-2005-005.pdf:6.41MB

液体ナトリウムを熱媒体としている蒸気発生器は、胴側を液体ナトリウムが、伝熱管側を水または水蒸気が流れている。伝熱管の損傷等により、水または水蒸気が胴側へリークした場合、蒸気発生器内部でナトリウム-水反応が発生し機器の健全性に重要な影響を与える。この現象は非常に非線形性の強い混相流体系であり、数値的に本現象を評価するためには気液の接触面積(界面積濃度)の評価が重要となる。なお、一般に伝熱管側が高圧条件となるためリークした水または水蒸気はジェット状でナトリウム液中に広がることが予想される。これまで、微視的・直接的な流動解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動に対する機構論的解析手法を開発し、流動様式・界面濃度に関する評価解析を実施した。さらに、粒子法による解析結果から液-液ジェットにおける界面積濃度相関式を作成した。本件では、粒子法を用い気液界面積濃度相関式についてモデル化を検討することを目的とし、液-液ジェットを用いたモデルの高精度化を実施した。また、粒子法を用いた気-液ジェットの数値解析を実施し、気-液体系でのジェット挙動について検討した。

「常陽」MK-II遮蔽解析(I)-C

中尾 昇*; 天田 達雄*; 堀江 淳之助*; 竹内 純*; 半田 博之*; 瀬端 正男*

PNC TJ202 84-06, 235 Pages, 1984/06

PNC-TJ202-84-06.pdf:5.71MB
PNC-TJ202-84-06TR.pdf:3.69MB

Shielding analyses of the JOYO MK-II have been performed in order to confirm the shlding design method for the prototype fast breeder reactor, MONJU, and to obtain theata for estimation of the shielding design margin. The method used here is almost t same as the design method of MONJU. The only difference is the cross-sections thatre generated from the JENDL-2. The calcuational flux distributions have been first tained by a series of the ANISN and DOT calculations, then compared with measurement The primary results obtained in this analysis are as follows: (1) The calculationaresults agreed with the measurement within a factor of 5 in a wide range of the reacr, taking into consideration the effect of fuels in an in-vessel fuel storage rack, e flux-to-reaction rate conversion factors and the effect of the detector guide tuben the measurement. (2) The fuels in the in-vessel fuel rack have a strong effect onast nutron flux levels in the fuel rack, but have a little effect on neutron

液体水素の強制流動下における過渡熱伝達

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 堀江 裕輝*; 米田 和也*; 松澤 崇之*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*

no journal, , 

直接強制冷却方式のCICC(ケーブルインコンジット)超伝導導体内における液体水素の冷却安定性を評価するために、内径8mm、全長が120mmの流路の中心軸上に設置した 直径1.2mm、加熱長さ120mmのPtCo製ワイヤヒーターを用いて、指数関数状に連続に加熱した場合のサブクール液体水素の強制流動下における過渡熱伝達特性を測定した。流速は0.8m/sから5.6m/sまで変化させた。加熱速度がゆっくりの場合、非沸騰域の熱伝達は、Dittus-Boelter式の予測値とよく一致した。加熱速度が速くなると、過渡熱伝導の寄与が大きくなり、Dittus-Boelter式より大きくなった。同じ加熱速度の場合、流速が速い方が、熱伝導の影響は小さくなった。この熱伝導の影響が現れる加熱速度は、流速が速いほど、速くなった。一方、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、DNB(Departure from Nucleate Boiling)熱流束は、加熱速度が速くなるにつれて大きくなった。過渡状態におけるDNB熱流束は、定常DNB熱流束からの上昇分として整理することができ、流速に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。

サブクール液体水素の強制流動下における流路中心垂直発熱線におけるDNB熱流束

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 堀江 裕輝*; 米田 和也*; 松澤 崇之*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*; 茂田 宏樹*; et al.

no journal, , 

ケーブルインコジット導体(CICC)のような直接冷却方式の超伝導導体内の冷却特性を解明するために、円管流路内の中心軸上にPtCo製の直径1.2mm、長さ60mmから200mmのワイヤ発熱体を用いて、サブクール液体水素の強制流動下における核沸騰限界熱流束を測定した。圧力条件は0.4MPaから臨界圧力よりわずかに低い1.1MPaまでとし、流速をパラメータとして16m/sの範囲まで変化させた。非沸騰域の熱伝達はDittus-Boelter式で予測される値と一致したが、流速が遅い領域では層流と自然対流の影響のため、実験結果は従来の相関式より大きくなった。核沸騰熱伝達は同一圧力条件下では流速に依存しないが、圧力が高くなるにつれて向上した。強制対流下での核沸騰の限界値であるDNB熱流束は円管の場合と同様に低流速域では流速に比例し、高流速域側では、その増加傾向は小さくなった。このしきい値とDNB熱流束の流速依存性はウェーバー数(We)で整理でき、代表長さに加熱等価直径を用いることにより、既に円管で導出したDNB熱流束相関式で実験結果を記述できることを確認した。

磁気分離によるセシウム含有土壌の減容化の研究; 有機物処理の検討

西本 湧希*; 堀江 裕貴*; 秋山 庸子*; 西嶋 茂宏*; 三ツ井 誠一郎; 梅澤 克洋; 加藤 貢; 岡田 尚; 関山 富男*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故により、放射性セシウムに汚染された多量の土壌が発生した。これらの土壌から線量の高い2:1型粘土鉱物を選択的に分離するため、我々は磁気分離を用いた新しい物理的処理方法を開発した。しかし、土壌中の腐植物質によりこれらの鉱物が凝集体を形成しており、磁気分離による選択的な分別を妨げている。これまでに実施した炭酸カリウムを用いた分散試験によりこれらの凝集体を効率的に分散できることが示されている。そこで本研究では、2:1型粘土鉱物の分離効率の向上に対する炭酸カリウムによる有機物処理の効果を確認した。その結果、炭酸カリウムによる有機物処理と磁気分離の組み合わせによって農地土壌などの有機物含有量の大きい除去土壌を対象とした処理技術の可能性が示唆された。

BaCoCaRuOの結晶構造と磁気構造

堀江 映仁*; 安井 幸夫*; 五十嵐 太一*; 山本 貴史*; 三澤 一輝*; 寺崎 一郎*; 松川 健*; 星川 晃範*; 石垣 徹*; 井川 直樹

no journal, , 

BaCoCaRuO多結晶試料に対して中性子回折実験及び磁化率・比熱の測定を実施した。Ca置換量の増加に伴い磁気転移温度は減少し、 =0.3では = 76Kまで下がることが分かった。中性子結晶構造解析から、Coよりもイオン半径の大きなCaに置換することで格子定数は増加するが、その一方で、Ru-Ruボンド長は縮小することが分かった。講演ではBaCoCaRuOの磁気特性や磁気状態の詳細について議論する。