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高原 省五; 飯本 武志*; 五十嵐 隆元*; 川端 方子*
Journal of Radiation Protection and Research, 50(1), p.1 - 9, 2025/03
日本保健物理学会は、日本保健物理学会誌に掲載された福島第一原子力発電所(1F)事故に関連する論文から知見を得るため、ワーキンググループを立ち上げた。本論文は、リスクコミュニケーション、環境測定・モニタリング、放射線量測定・評価、放射線医学、放射性廃棄物の分野に分類されない47編の論文についてレビューを行った結果について述べたものである。レビューされた論文には、著者の立場や発表時期における社会的関心によって、様々な知見や問題点が存在する。これらの知見や問題意識と向き合い、「保健物理学とは何か」、「放射線防護とは何か」を慎重に考えることが、今後の保健物理学会の発展に重要である。なお、本稿は、保健物理誌に掲載された記事の英訳版である。
三浦 泰人*; 宮本 慎太郎*; 丸山 一平*; Aili, A.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 五十嵐 豪*
Case Studies in Construction Materials, 21, p.e03571_1 - e03571_14, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)In this study, the expansion behavior of cement materials after high-temperature heating and water immersion was observed experimentally. Two experiments were conducted using mortar specimens with different sand-to-cement ratios subjected to different high-temperature histories up to 1000
C. In Case 1, the specimens were immersed in water after high-temperature heating and then cooled naturally; in Case 2, the specimens were immersed in water at high temperatures without the cooling process. Based on the results, it was confirmed that lime expansion due to the rehydration of CaO by heating occurred in Case 1. In contrast, dynamic continuous explosive spalling occurred in Case 2 because of water penetration into the specimen at a high temperature. The explosive spalling in water observed in Case 2 is a phenomenon that has not been reported to date. Possible failure mechanisms for lime expansion and continuous expansive spalling in water are suggested.
山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和
Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03
Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.
高原 省五; 飯本 武志*; 五十嵐 隆元*; 川端 方子*
保健物理(インターネット), 58(2), p.50 - 58, 2023/08
日本保健物理学会は、日本保健物理学会誌に掲載された福島第一原子力発電所(1F)事故に関連する論文から知見を得るため、ワーキンググループを立ち上げた。本論文は、リスクコミュニケーション、環境測定・モニタリング、放射線量測定・評価、放射線医学、放射性廃棄物の分野に分類されない47編の論文についてレビューを行った結果について述べたものである。レビューされた論文には、著者の立場や発表時期における社会的関心によって、様々な知見や問題点が存在する。これらの知見や問題意識と向き合い、「保健物理学とは何か」、「放射線防護とは何か」を慎重に考えることが、今後の保健物理学会の発展に重要である。
山田 一夫*; 東條 安匡*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 洞 秀幸*; 渋谷 和俊*; 駒 義和; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 12 Pages, 2023/02
Experiments were conducted on mortar made from aggregates used in the Fukushima Daiichi NPP, which were dry carbonated and further cracks were introduced to reproduce the contamination history of the lower part of the turbine pit. The concrete was exposed to contaminated water after being in contact with seawater for one day due to the post-earthquake tsunami; Cs and Sr interacted differently with the constituent materials of the concrete and competitively adsorbed with ions in the seawater. The effects of various factors were quantitatively evaluated by experiment. Dry carbonation conditions enhanced infiltration but had a limited effect on cracking.
永田 將*; 三宅 修吾*; 五十嵐 誉廣; 太田 弘道*; 西 剛史*
実験力学, 22(2), p.105 - 111, 2022/06
単軸炭素繊維強化プラスチック(CFRP)シートの熱緩和軸と熱拡散率をオフセット周期レーザー加熱法で測定し、熱緩和軸と繊維配向の関係を厚さの異なるCFRPシート試験片を用いて実験的に検討した。厚みが薄くなるにつれて、熱緩和軸の配向が面内方向に広がることを明らかにした。可変周波数法及び可変変位法を用いて、CFRP試験片の面外方向及び面内方向の熱拡散率を測定した。面外方向について、炭素繊維方向とほぼ一致した熱拡散率が得られた一方、面内方向は予想外の値を示した。オフセット周期加熱法による熱拡散率測定の結果、繊維の角度による熱的容易軸を考慮した熱拡散率は面内方向の測定とは異なる特性を示すことがわかった。
永田 將*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 五十嵐 誉廣; 三宅 修吾*
Proceedings of 34th International Microprocesses and Nanotechnology Conference (MNC 2021) (CD-ROM), 2 Pages, 2021/10
電子機器の発熱密度の増加により、Carbon-fiber-reinforced Plastic(CFRP)は、その高い熱伝導率、高い異方性、および高強度により、熱放散材料として注目を集めている。CFRPを使用して目的の放散方向に熱を伝導できれば、より効率的な熱設計が可能となる。熱伝播を制御するには、各繊維角度でのCFRP内の熱伝播挙動を理解し熱配向と呼ばれる熱伝播の方向を決定する必要がある。我々は以前の研究で、CFRPの熱伝播を炭素繊維方向と繊維-マトリックス界面の方向の2つの方向に分類する周期的加熱法を使用して熱配向を決定するアプローチを示し、繊維とマトリックスの界面は、CFRPの熱伝播に大きな影響を与え、CFRPの厚さが増すにつれてその影響は大きくなることを示した。しかし、CFRPの厚さが熱配向に及ぼす影響については不明な点が多い。本研究では、さまざまな厚さのCFRPに対して周期的加熱法による熱物性測定を行い、繊維とマトリックスの界面が熱配向に及ぼす影響を調査した。
五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09
被引用回数：5 パーセンタイル：24.97(Construction & Building Technology)Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that 
-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and 
H-NMR relaxometry.
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか
Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03
For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.
原田 寛之; 明午 伸一郎; 白形 政司*; 佐藤 洋一*; 田村 文彦; 手島 昌己*; 橋本 義徳*; 五十嵐 進*; 小関 忠
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.012010_1 - 012010_6, 2015/09
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、1MWのビーム出力を目指している。ビームロスの起源となり得る空間電荷効果などは、ビーム出力が増大するにつれて増大する。それは、制御不能なビームサイズの増大を引き起こし、最終的に制御不能なビームロスへとつながる。3GeVシンクロトロンの下段の加速器である主リング(MR)へのビーム輸送ラインにおいて、ビームコリメータを設置して、それらを活用し、不要に増大したビームを排除することが、MRのビーム出力増強に向けて必須となる。そのコリメータの能力を十二分に発揮させるためには、コリメータが設置している領域において、ビーム光学系を測定し、高精度に調整することが求められる。特に、ビーム運動量の広がりに対してビームサイズが変化する分散関数やビーム巾を決めるベータ関数のような光学系の調整はとても重要である。本発表では、ビーム輸送ラインにおける光学測定の手法を紹介し、シミュレーションに基づく、ビーム光学系の測定ならびに調整結果を報告する。
味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06
被引用回数：5 パーセンタイル：38.22(Physics, Multidisciplinary)J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって
線と中性子が生成され、宇宙線起源の線なども検出された。これらの結果について報告する。
原田 寛之; 明午 伸一郎; 白形 政司*; 佐藤 洋一*; 田村 文彦; 手島 昌己*; 橋本 義徳*; 五十嵐 進*; 小関 忠
Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.39 - 43, 2014/06
J-PARC 3-50BTは、速い繰り返しのシンクロトロン(3GeV RCS)から出射されたビームを遅い繰り返しのシンクロトロン(MR)に輸送するビームラインである。空間電荷効果などビームのエミッタンスやハローを増加させる複合的な要因は、大強度の陽子ビームでは強度が増加するにつれて、非線形に増加する。加えて、MRの物理アパーチャは81
mm mradであり、RCSの486mm mradと比較して小さい。そのため、一般的なビーム輸送ラインの役割とは異なり、3-50BTではコリメータエリアを要し、ビームを所定のエミッタンスまで削る機能を有する。加速器を安定に運転するためには、3-50BTのコリメータ性能を十分に発揮に発揮させることが不可欠であり、そのためには3-50BTでの光学系を把握並びに調整する必要がある。本講演では、3-50BTにおける光学系の測定手法を紹介し、測定結果と計算モデルに基づいた調整結果を報告する。
權田 真幸; 国井 克彦; 中嶋 英充; 池田 貴儀; 板橋 慶造; 小池 明美*; 五十嵐 歩*
Proceedings of 12th International Conference on Grey Literature (GL-12), p.113 - 117, 2011/00
今日、学術情報の流通性が国際的に向上し、学術コミュニケーションは"国際語"である英語が中心となっている。一方、英語以外で書かれた文献については、言語の壁があり、物理的な流通性は英語文献と同様に向上しているにもかかわらず、依然"灰色文献"のままとなっていると推察される。こうした中、IAEAを中心に作成されているINISデータベースでは、書かれた言語にかかわらず、収録された文献情報は標題,抄録など、すべて英語で作成されており、原子力分野の学術情報の国際的な流通に寄与している。しかしながら、非英語雑誌の雑誌タイトルは字訳されたローマ字で表記されており、その言語を理解できない利用者にとっては、雑誌の主題や性格がわからないという欠点があった。この表記では、日本語を理解できない利用者はどのような雑誌かわからず、せっかく必要な記事が掲載されていたとしても、入手を躊躇してしまう恐れがある。日本語をはじめとする非英語雑誌の流通性を向上させるためにはこの言語の壁は早急に取り払われるべきである。そこで、非英語雑誌に掲載された文献の流通を向上させる試みとして、日本語雑誌を例にINISデータベースに収録されている雑誌タイトルの翻訳リストを作成した。このリストをINISデータベースに公開するほか、将来的にはデータベースに実装することにより非英語雑誌の流通性向上の一助とする。
小林 貴之; 寺門 正之; 佐藤 文明; 横倉 賢治; 下野 貢; 長谷川 浩一; 澤畠 正之; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 五十嵐 浩一; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.037_1 - 037_10, 2009/08
電子サイクロトロン加熱電流駆動は高効率電子加熱と、新古典ティアリングモード(NTM)抑制において重要な核融合プラズマ制御手法である。近年、JT-60Uの電子サイクロトロン波加熱電流駆動装置において、高出力ジャイロトロン開発と出力変調技術開発に成功した。1.5MW, 1秒間の安定な発振が2007年に初めて実証された。空胴及びコレクターの温度上昇の評価を行い、1.5MWでのパルス幅伸張が、110GHzジャイロトロン改造管により可能である見通しを得た。加えて、NTMに同期した0.8MW, 5kHzの出力変調ECCDを実施した。NTM同期装置が期待どおりに動作し、JT-60UでのNTM抑制実験において重要な役割を果たした。これらの開発結果により、近い将来の電子サイクロトロン波加熱電流駆動装置において、性能を向上させるための開発に重要な知見が得られた。
富澤 哲男; 木代 純逸; 廣木 文雄; 佐藤 進; 五十嵐 前衛*; Lee, S.*; 濁川 和幸*; 外山 毅*
Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.165 - 167, 2004/08
J-PARCではビーム診断系のビームモニター製作を進めている。この論文では、SDTL部ビーム位置モニターの現状を記述する。ストリップライン型モニターのインピーダンスは、筐体と電極の形状により調整する。4枚のストリップラインを用いたビーム位置モニターは、すでに中間輸送系(MEBT)で調整を行っている。幾つかのビーム状態におけるビーム位置測定の予備試験の結果も報告する。
佐藤 進; 五十嵐 前衛*; Lee, S.*; 富澤 哲男; 廣木 文雄; 木代 純逸; 池上 雅紀*; 近藤 恭弘; 長谷川 和男; 上野 彰; et al.
Proceedings of 22nd International Linear Accelerator Conference (LINAC 2004), p.429 - 431, 2004/00
現在建設中のMWクラス大強度陽子加速器(J-PARC)においては、ビームロスを最小限に抑えることが必要である。これに伴い、数100マイクロメーター以下程度でビームの軌道の監視・制御が必要になる。加速初段はLINACを用いるが、ここでのビーム位置検出器はストリップライン型の電極(50オーム)を用いる。本論文ではLINACビーム位置検出器の系統的較正について報告する。
丸山 結; 五十嵐 実; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*
JAERI-memo 08-127, p.233 - 238, 1996/06
WINDFLOWコードは、圧縮性粘性流体を対象とした3次元熱流動解析コードである。本コードでは、三角形及び四角形セルにより流路断面を分割できるハイブリッド格子を採用している。WINDFLOWを配管信頼性実証試験(WIND)計画で実施した配管内熱流動試験の解析に適用した。本実験では、アルゴンガスを温度勾配を持つ水平配管内に1.0~7.1Ne/秒の体積流量で供給し、気体の温度分布を測定した。解析の結果、自然対流に起因する配管断面2次流れの形成が予測された。また配管壁近傍において急峻な温度勾配が形成され得ることが判明した。実験との比較では、軸方向温度分布に関しては差異が見られたが、半径方向温度分布については、定性的に実験結果を再現することができた。今後、乱流モデル、配管構造材内熱伝導モデル等を加える計画である。
丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.997 - 1008, 1996/00
軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されるFPの多くはエアロゾルの形態で炉冷却系配管を移行する。エアロゾル挙動は配管内流体の熱流動挙動に強く依存することから、原研では配管信頼性実証試験(WIND)計画の配管内エアロゾル挙動試験の一部として配管内熱流動試験を実施するとともに、配管内3次元熱流動解析コードWINDFLOWの開発を進めている。WINDFLOWと熱流動試験の試験後解析に適用した。1000~300Cの軸方向温度勾配を有する配管内に供給する気体(Ar)流量が異なる全解析ケースで自然対流に起因する2次流れの形成が予測された。また、2次流れと気相内熱伝導の影響により、試験配管出口近傍の配管天井部において急峻な温度勾配が形成され得ることが確認できた。気相内温度分布の実験と解析の比較から、WINDFLOWは径方向の気相温度分布と定性的に再現すること、軸方向の温度低下を過小評価することが明らかとなった。
山田 一夫*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染が表層に留まれば廃棄物量を大幅に減少できるため、汚染状況の推定は重要な研究課題である。これまで、Ca溶脱,中性化,乾燥,細骨材による吸着,イオン濃度など、種々の条件を考慮し、塩化物溶液からのCsとSrの浸透を、イメージングプレートを用いた定量マッピングにより評価してきた。しかし、タービンピット下部における現実の事故を考えると、放射性核種による汚染は単純塩化物溶液によるものではない。そこで、現実の汚染履歴を考慮したコンクリートへのイオン浸透を検討した。汚染履歴を再現し、モルタルへのCs-137とSr-90の浸透をイメージングプレートを用いて求めた。コンクリートへのCsとSrの浸透状況は、コンクリートの炭酸化、乾燥だけではなく、浸漬の履歴にも依存することが明らかとなった。
