原子力科学研究所気象統計(2017年2021年)

二川 和郎; 樫村 佳汰; 佐藤 大樹*; 川崎 将亜

JAEA-Data/Code 2022-011, 75 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-011.pdf:1.49MB

本統計は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で観測した気象データについて、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年1月28日原子力安全委員会決定、平成13年3月29日一部改訂)に基づく気象統計処理を行ったものである。統計は、2017年1月から2021年12月までの5年間について処理したものであり、原子炉施設から大気中に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価に使用するための風向、風速、大気安定度等についての統計結果である。

Estimation of I-131 concentration using time history of pulse height distribution at monitoring post and detector response for radionuclide in plume

平山 英夫*; 川崎 将亜; 松村 宏*; 大倉 毅史; 波戸 芳仁*; 佐波 俊哉*; 滝 光成; 大石 哲也; 吉澤 道夫

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.295 - 307, 2021/10

A method of deducing the I-131 concentration in a radioactive plume from the time history of peak count rates determined from pulse height spectra obtained from an NaI(Tl) scintillation detector employed as a detector of a monitoring post was presented. The concentrations of I-131 in the plumes were estimated from the count rates using the calculated response of the NaI(Tl) detector with egs5 for a model of a plume uniformly containing I-131. This method was applied to the data from the monitoring posts at Nuclear Science Research Institutes of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The estimated time history variation of I-131 concentrations in plumes was in fair agreement with those measured directly by an air sampling method. The difference was less than a factor of 4 for plumes that arrived on March 15 and March 21, indicating relatively high I-131 concentrations among the plumes studied in this work.

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

環境試料中放射性ストロンチウム分析法の改善

川崎 将亜; 渡部 陽子

保健物理, 47(2), p.124 - 129, 2012/06

https://doi.org/10.5453/jhps.47.124

環境試料中の低レベルの放射性ストロンチウム(Sr及びSr)の分析手法としてイオン交換法が一般的に用いられている。イオン交換法を用いるうえで、大量に発生する廃棄物(廃イオン交換樹脂,有機廃液)、及び有害物質であるメタノールの使用が解決すべき問題として挙げられる。本研究では、イオン交換法において、環境試料中のカルシウム含有量に応じて最適なサイズのカラムを選択することにより、廃棄物の発生量を減らすことができることを確認した。また、メタノールの代替物質として、より害の少ないエタノールを用いた場合でも、同様の条件でイオン交換が可能であり、これにより、環境負荷及び労働安全衛生上のリスクを低減できることを実証した。

Special environmental monitoring around Tokai-mura after the accident of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

藤田 博喜; 永岡 美佳; 河野 恭彦; 竹安 正則; 川崎 将亜; 大倉 毅史; 辻村 憲雄; 住谷 秀一; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Proceedings of 13th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-13) (Internet), 7 Pages, 2012/05

http://www.irpa.net/members/P12.31fp.pdf

福島第一原子力発電所事故が発生し、その事故により放出された放射性物質が、われわれの研究所まで到達し、その周辺における環境モニタリングを強化した。その特別モニタリングにおいては、線量率の監視,大気中塵埃及び降下塵の採取,測定を独自に行った。さらに、通常の環境モニタリングで行っている雨水や大気中水分についても分析を行った。幾つかの試料では、福島第一原発から放出された放射能を含んでSr, I, CsやCsが検出された。また、通常の環境モニタリングとして行っている海水や海底土等でも福島原発事故の影響が見られた。

JT-60ペレット入射装置の高速化

平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜

JAERI-M 89-081, 32 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-081.pdf:0.84MB

ペレット入射速度を1.9km/s(目標)にするために、既設ペレット入射装置の改良を行った。改良にあたって新たに生成槽、高速射出弁及び配管の一部を製作した。ペレット射出速度に関しては、高速射出弁の動作時間を短縮(開閉動作速度の向上)し、加速ガス圧力を50kgf/cmから100kgf/cmに上昇させることでペレット射出速度向上を実現した。新たに製作した生成槽では、ペレットサイズ3.0mm3.0mmLと4.0mm4.0mmLのペレットをそれぞれ2個ずつ生成し、独立に射出することが可能である。性能試験の結果、最大ペレット射出速度約2.3km/sを得た。これは、ガス統方式(ニューマチック方式)のペレット入射装置(ガス圧力の一段加速の場合)で、従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。

Development of pellet injector for JT-60

川崎 幸三; 平塚 一; 高津 英幸; 清水 正亜; 小野塚 正紀*; 内川 高志*; 岩本 収市*; 走利 信男*

Fusion Technology 1988, p.724 - 728, 1989/00

空気銃式4ショットペレットインジェタの据付を行った。本装置はガン・アセンブリ、燃料及び加速ガスの排気系及び供給系、データ処理系からなる。ペレットの最高速度1.6km/sを加速ガス圧力50barrで得られ、現在プラズマ実験に使用されている。本報告では設計、製作及び性能試験の結果について述べ、要求される性能をすべてみたすことを示した。

積層型圧電素子弁の開発

平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 清水 正亜; 浅原 政治*; 小西 一正*

JAERI-M 88-009, 26 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-009.pdf:0.86MB

JT-60では、バイモルフ型圧電素子弁(PEV)が使用されている。PEVは、素子やシートゴムの経年変化によるシートリーク、ガス注入量の増減等の欠点がある。そのため、定期的に流量較正試験をおこなう必要がある。そこで、シートリークの発生防止、注入量精度の向上、流量較正試験の時短等を目的として発生力の大きい積層型圧電素子を用いたリフトタイプと、てこタイプの積層型圧電素子弁を開発した。

葉菜試料中の放射性ストロンチウム分析におけるカルシウム分離法の検討

渡部 陽子; 川崎 将亜

no journal, , 

放射性Srの放射能を測定するには、試料中に含まれる妨害元素を分離除去する必要があるが、その中でも特に同族元素であるカルシウム(Ca)の除去は難しい。これまで発表者らは発煙硝酸法にて分離を行ってきたが、発煙硝酸は危険性が高いため、イオン交換法への移行が望ましい。しかし、イオン交換法では有機溶媒であるメタノールを多量に使用するため、その使用量を減らす努力が必要である。そこで、発表者らは水酸化カルシウム沈殿法により、試料中に含まれる大部分のCaを除去した後、イオン交換法での最終分離を試みた。この沈殿法をあらかじめ行うことによりイオン交換カラムのサイズを小さくすることができるため、イオン交換法のみの場合と比べ、メタノールの使用量を最大86%削減することができる。発表者らは、まず初めに、模擬試料を用いてCa除去率及びSr回収率を求めたところ、水酸化カルシウム沈殿法によるCa除去率は、一部の場合を除いて99%以上であり、また、Srの回収率は86-96%と高割合で回収できることがわかった。同様の操作を葉菜試料で行い放射能を測定したところ、発煙硝酸法で得られた値と同等の値を得た。よって、この手法は放射性Sr分析におけるCaの分離法として有効である。

海水中放射性ストロンチウム分析におけるカルシウム分離法の検討

渡部 陽子; 川崎 将亜

no journal, , 

大気圏内核実験や原子力施設からの放射性物質による環境への影響を把握するうえで、核分裂収率の高い放射性ストロンチウム(Sr)を定量することは重要である。放射性Srは線のみを放出する核種であるため、環境試料中の低レベルの放射能を測定するには試料中に含まれる妨害元素を分離して自己吸収をできるだけ少なくする必要がある。特に同族元素であるカルシウム(Ca)の分離は難しく、測定試料中に残留しないよう十分注意する必要がある。文部科学省が定めた測定法では、Ca分離法として発煙硝酸法及びイオン交換法が提示されているが、発煙硝酸は危険性が高く取扱いや保管に注意を要する試薬であること等から、イオン交換法への移行を計画している。しかし、イオン交換法では有機溶媒であるメタノールを多量に使用するため、その使用量の低減が望まれる。そこで、本研究では、水酸化カルシウム沈殿法とイオン交換法を組合せてCaの分離を行うことを試みた。その結果、本研究で提案した手法では有効に試料中のCaを分離できることがわかった。また、イオン交換法のみで分離する場合と比べ使用する樹脂量を1/10、有機廃液量を1/7まで削減することができた。