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Kim, M.; Malins, A.; 吉村 和也; 佐久間 一幸; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*
Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105803_1 - 105803_10, 2019/12
被引用回数:4 パーセンタイル:16.8(Environmental Sciences)放射能被害地域において空間線量率のシミュレーション精度を向上させるには、環境内の放射性核種の異なる分布、例えば、農地, 都市, 森林の放射能レベル差を考慮して現実的にモデル化する必要がある。さらには建物, 樹木, 地形による線の遮蔽効果をモデルに考慮すべきである。以下に、福島県の市街地及び農地の3次元モデルの作成システムの概要を述べる。線源設定はCs及びCsの放射能分布をモデルのさまざまな環境要素に異なる分布設定が可能である。構造物については、現地の建物モデルにおいては日本の典型的な9種類の建物モデルを用いて作成される。また、樹木については広葉樹と針葉樹モデル、地形モデルは、地形を考慮した地表面モデルを取り込んだ。計算対象のモデルの作成時は、数値標高モデル(DEM),数値表面モデル(DSM)及びユーザー編集の際にサポートする対象領域のオルソ画像で作られる。計算対象のモデルが作成されたら、放射線輸送解析計算コードであるPHITSに適したフォーマットでシステムから出力される。上記のシステムを用いて、福島第一原子力発電所から4km離れた地域でかつ、まだ除染作業が行われてない郊外を計算対象としてモデルを作成した。モデル作成後、PHITSによる空間線量率の計算結果は走行サーベイの実測値との相関があった。
Kim, M.; Malins, A.; 佐久間 一幸; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*
Isotope News, (765), p.30 - 33, 2019/10
福島県内の市街地や森林等の複雑な実環境空間に対して、詳細な空間線量率の3次元分布を計算可能とする3D-ADRESを開発した。本システムでは、地形・建物・樹木等の環境中の複雑な構造物をリモートセンシング情報(地理情報)に基づきモデル化し、モデル上の様々な環境面に異なるCs線源分布が付与可能である。本稿では3D-ADRESを福島第一原子力発電所付近の帰還困難区域の住宅地に適用し、空間線量率分布の計算が有効に機能すること(空間線量率の計算値と測定値の比較から凡そ良い一致)を検証した。
Kim, M.; Malins, A.; 佐久間 一幸; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*
RIST News, (64), p.3 - 16, 2018/09
環境中に放出された放射線源による空間線量率の正確な分布は、住民の被ばく量を評価し、それを可能な限り低減するための必須な情報となる。しかし、市街地・森林等は複雑な構造物や樹木が存立する他、地形も平坦ではなく放射線の散乱や遮蔽が頻繁に起こるため、空間線量率の分布は非一様となる。加えて放射線源の不均質な分布は更にそれを複雑なものとするため、正確な空間線量率の分布を知ることは容易ではない。そこで、日本原子力研究開発機構・システム計算科学センターは、福島環境安全センターと連携し、福島県内の市街地や森林等の複雑な環境中の地形・樹木・建物等の3次元のリアルな構造物モデルを構築し、更に不均質な放射性セシウムの線源分布を取り込むことを可能とすることで、空間線量率の3次元分布が計算可能なシステム(3D - Air Dose Rate Evaluation System: 略称3D-ADRES)を開発した。3D-ADRESでは、人工衛星画像等のリモートセンシング情報や種々の地理情報等を最大限に活用し、構造物を認識(一部自動化済み)した後、その構造をリアルにモデル化し、モンテカルロ計算コードPHITS用フォーマットに変換することで、シミュレーションによる詳細な空間線量率分布を取得可能とする。本稿では、そのシステムの概要について記し、実際の計算例を示す他、今後の課題についても記す。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12
原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09
原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。
前田 幸基; 鹿志村 洋一; 鈴木 寿章; 礒崎 和則; 干場 英明; 北村 了一; 中野 朋之; 高松 操; 関根 隆
JNC TN9440 2005-001, 540 Pages, 2005/02
試験炉規則第14条の2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評価(以下「定期的な評価」)として、(1)原子炉の運転を開始した日から起算して10年を超えない期間ごとに、1)原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、2)原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価を義務付けている。 これを受け、高速実験炉「常陽」における定期的な評価(保安活動に関する評価)として、「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」を平成17年1月に実施した。これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映状況は適切であったことが確認できた。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな追加措置は摘出されなかった。
松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.
no journal, ,
「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。
津田 啓介; 福士 政広*; 明上山 温*; 北村 秀秋*; 井上 一雅*; 中谷 儀一郎*; 木村 純一*; 澤口 政人*; 木名瀬 栄; 斎藤 公明
no journal, ,
近年、核医学診断では、陽電子放射断層撮影(PET)検査が広く利用され、クリニカルPETとして普及している。ポジトロン放出核種の実効線量定数は、核医学診断で広く使用されている核種Tcの約8倍であるため、今後のポジトロン核種を用いる検査の発展には、十分な防護がなされなければならない。このため、PET施設における放射線防護,安全確保が課題であり、PET施設の放射線遮へい材として含鉛ガラスに注目が集まっている。われわれは、英国ピルキントン社製の2種類の含鉛ガラスの放射線遮へい能評価の依頼を受け、本研究において、含鉛ガラスのF(511keV)に対する放射線遮へい能評価を、実測及びモンテカルロシミュレーション計算評価にて行った。本研究の結果、実測値とモンテカルロシミュレーション値との実効線量透過率を算出し、今回評価した含鉛ガラスには十分な防護効果があることを確認した。さらに、Cs(662keV), Co(1.17, 1.33MeV)に対する遮へい能評価を行い、同様の防護効果があることを確認した。
前田 幸基; 北村 了一; 長井 秋則; 伊東 秀明; 関根 隆; 鈴木 惣十
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、ファイバースコープ及びカメラを用いた炉内観察装置を開発し、原子炉容器内の観察を通じて、その適用性,観察技術に関する知見等を得てきた。今後、炉内干渉物の対策を契機として、ナトリウム冷却型高速炉における炉容器内観察・補修技術のさらなる向上を図る。
芦田 貴志; 伊東 秀明; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、炉内燃料貯蔵ラック(以下、炉内ラック)において、計測線付実験装置の試料部集合体(以下、試料部)が変形した状態で残存しており、接続ピンがルースパーツとなっているため、同部品の探索方法及び計画を立案し、確認された場合の回収方法として、ガス吸引式回収装置の要素試験を実施した。
青山 卓史; 芦田 貴志; 伊東 秀明; 北村 了一
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で、平成19年に発生した計測線付実験装置(MARICO-2)との干渉による燃料交換機能の一部阻害が発生している。この復旧のため、回転プラグに据え付けられ、MARICO-2との干渉により損傷した炉心上部機構を引き抜き、その孔から変形したMARICO-2を取り出す方法と装置を考案し、炉内での把持試験を経て、その手法が有効であることを確認した。
Kim, M.; Malins, A.; 佐久間 一幸; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*
no journal, ,
空間線量率をより正確に計算するためには、地形をはじめ周辺の被覆状況、構造物を考慮した上で、空間線量率を評価する必要がある。福島県の避難区域等においては、森林や市街地などで詳細に測定が行っているものの、詳細な3次元モデルを作成し、計算による空間線量率を評価した例は数少ない。本研究では、航空レーザー測量、人工衛星等から得られる数値表層モデル(DSM)、数値標高モデル(DEM)及び樹木・建物モデルを用いることで地形をはじめ樹木や建物などが詳細再現できるツールを開発した。さらに、各環境表面において放射線の線源を細かく与えることができるように作り上げ、計算の精度を上げた。これにより、迅速かつ現実的な3次元モデルが作成でき、放射線輸送解析プログラムのPHITSによる空間線量率評価の計算が可能になった。