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論文

Measurement of air dose rates over a wide area around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant through a series of car-borne surveys

安藤 真樹; 中原 由紀夫; 津田 修一; 吉田 忠義; 松田 規宏; 高橋 史明; 三上 智; 木内 伸幸; 佐藤 哲朗*; 谷垣 実*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.266 - 280, 2015/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2014.05.014
 被引用回数：49 パーセンタイル：84.06(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所周辺の空間線量率分布を評価し空間線量率の経時変化傾向を把握するため、KURAMA及びKURAMA-IIシステムを用いた一連の走行サーベイを2011年6月から2012年12月まで東日本の広範囲において実施した。約100台の装置を用いて得られる大量のデータを短時間に解析する自動処理システムを開発した。第1次走行サーベイにおいて放射性セシウムの移行状況を調査するための初期データを取得し、その後の走行サーベイにおいて測定範囲を拡大して測定を実施した。空間線量率の経時変化について調べた結果、放射性セシウムの物理減衰による減少やNaI(Tl)サーベイメータを用いた道路周辺の攪乱のない平坦地での測定結果よりも走行サーベイでの測定結果の方が減少の割合が大きいことが分かった。

報告書

走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定の基盤整備と実測への適用

津田 修一; 吉田 忠義; 中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 関 暁之; 松田 規宏; 安藤 真樹; 武宮 博; 谷垣 実*; 高宮 幸一*; et al.

JAEA-Technology 2013-037, 54 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-037.pdf:4.94MB

東京電力福島第一原子力発電所事故後における広域の詳細な空間線量率マップを作成するために、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定を文部科学省の委託を受けて実施した。KURAMAは、一般乗用車に多数搭載して広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。KURAMAは、エネルギー補償型$$gamma$$線検出器で測定した線量率をGPSの測位データでタグ付けしながら記録する測定器、データを受け取り可視化のための処理や解析を行うサーバ、エンドユーザがデータを閲覧するためのクライアントから構成される。第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化されたことによって、100台の同時測定が可能となり、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告では、KURAMA-IIによる測定データの信頼性を確保するために実施した基盤整備と、KURAMA-IIを空間線量率マッピング事業に適用した結果について述べるとともに、多数のKURAMA-IIを使用した走行サーベイの精度を保証するための効率的なKURAMA-IIの管理方法を提案した。

論文

Effect of water radiolysis on surface oxide film formed on SUS316L in $$gamma$$-ray irradiated high temperature water

山本 正弘; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 中原 由紀夫; 塚田 隆; 渡辺 淳史*; 布施 元正*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

軽水炉の腐食で大きな課題である応力腐食割れ(SCC)に関して溶存酸素(DO)との関係で多くの研究がなされている。しかし、実際の炉では冷却水の放射線分解により生成する化学種の影響が重要であるが、それについてはあまり検討されていない。さらに、すきま形状部では、放射線分解生成物の影響も複雑であるため、隙間を付与したSUS316L鋼を$$gamma$$線照射下の高温水中で腐食試験し、その後に表面の酸化皮膜を詳細解析した。また、すきま部で生成する放射線分解化学種の計算結果と合わせ隙間部で起こる複雑な反応に関して考察した。

論文

Effects of $$gamma$$-ray irradiation and crevice-like shape on the corrosion of type 316L stainless steel in high-temperature water

中原 由紀夫; 加藤 千明; 山本 正弘; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2009 (CD-ROM), p.226 - 231, 2009/10

原子炉内での高温水の放射線分解は、原子炉材料の腐食及び応力腐食割れを抑制するうえで重要な要因の一つと考えられている。しかしながら、腐食等の材料表面での反応やすき間等の形状が放射線照射を受けた高温水中での水化学に及ぼす影響については、環境を測定することが困難なため、ほとんど研究されていない。本研究では、水化学に対して$$gamma$$線照射及びすき間部模擬形状が及ぼす影響を評価するため、SUS316Lについて高温水中で腐食試験を実施した。試験では、試験片を288$$^{circ}$$Cの$$gamma$$線照射された高温水中に500時間浸漬した。$$gamma$$線の吸収線量率は、評価した結果30kGy h$$^{-1}$$だった。円板型試験片(直径16mm,厚さ0.5mm,表面#800研磨紙仕上げ)を、1枚単独と、すき間部を模擬するため2枚を重ね合わせて浸漬した。試験後の試験片表面をSEM, TEM,レーザーラマン分光装置で分析した結果、$$gamma$$線照射によって表面での鉄酸化物の析出が促進され、また、内層酸化物層の厚さが厚くなった。すき間部模擬環境に面した表面でも、$$gamma$$線照射によって表面酸化物の形態が変化した。

論文

Effects of $$gamma$$-ray irradiation on the high temperature oxidation of austenitic stainless steel in supercritical water

中原 由紀夫; 山本 正弘; 唐澤 英年*; 木内 清; 勝村 庸介*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

3種類の汎用オーステナイト系ステンレス鋼,304L,316L、及び310Sを、25MPa, 550$$^{circ}$$Cの脱気超臨界水中へCo$$^{60}$$にて$$gamma$$線照射を行いながら合計1000時間浸漬した。超臨界水中での吸収線量率を評価した結果、5$$sim$$15kGyh$$^{-1}$$だった。試験後の表面には多孔質の鉄酸化物の外層と鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。SS304LとSS310Sの見かけの重量変化は放物線則に従い、その速度定数は$$gamma$$線の線量率が大きくなるに従って減少した。$$gamma$$線照射により、皮膜外層がマグネタイト(Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$)からヘマタイト(Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$)に変化した。また、$$gamma$$線照射により、内層皮膜と金属界面でCr濃度の増加が見られた。これらの結果は、$$gamma$$線照射により過酸化水素などが生成し超臨界水環境がより高酸化状態になっていることを示唆するもので、腐食環境が$$gamma$$線照射により厳しくなることを明らかにした。

論文

Deuterium pumping experiment with superpermeable Nb membrane in JFT-2M tokamak

中村 幸男*; 仙石 盛夫; 中原 由紀夫*; 鈴木 直之*; 鈴木 肇*; 大藪 修義*; Busnyuk, A.*; Notkin, M.*; Livshits, A.*

Journal of Nuclear Materials, 278(2-3), p.312 - 319, 2000/04

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(99)00243-3
 被引用回数：12 パーセンタイル：60.3(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉燃料の水素と、ヘリウム灰を分離して排気可能な先進的排気システムである、超透過膜(Nb)ポンプをJFT-2Mトカマクのダイバータ室内に設置して排気試験を行った。強いガスパフ(~3Pam$$^{3}$$/s)だけでダイバータ室の圧力を上げた場合は全く排気せず、ダイバータプラズマがポンプを見込む場合にきた時のみ排気が観測された。また、中性ガス圧に比例した粒子(原子状)束を排気できた(最大7.3$$times$$10$$^{19}$$D/m$$^{2}$$s)。これらのことより、(1)世界で初めてトカマク環境下で超透過膜ポンプの排気性能実証、(2)強いガスパフによる低温高密度ダイバータと組み合わせた結果、高圧力で効率良く排気できることを実証、(3)そのような系では原子状水素束は分子状水素密度に比例することを検証等の結果を得た。

口頭

Effect of $$gamma$$ ray irradiation on the corrosion of stainless steel in supercritical water

中原 由紀夫; 唐澤 英年*; 山本 正弘; 木内 清; 勝村 庸介*

no journal, , 

先進炉の一つとして、超臨界圧水冷却炉(SCWR)が検討されている。SCWR炉心でのステンレス鋼の腐食に放射線が及ぼす影響について知見を得るため、超臨界水(25MPa, 400$$sim$$500$$^{circ}$$C)中でステンレス鋼の$$gamma$$線照射下腐食試験を実施した。その結果、超臨界水中でのステンレス鋼の腐食は酸化皮膜の成長と剥離で進行し、その腐食速度はアレニウス則によりほぼ説明でき、$$gamma$$線照射は酸化皮膜の組成を変化させた。

口頭

超臨界水環境で形成したステンレス鋼表面の皮膜構造に及ぼす$$gamma$$線照射の影響

山本 正弘; 中原 由紀夫; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*

no journal, , 

現行の原子力発電炉よりもエネルギー効率が高い超臨界圧水冷却炉が検討されている。そのためには超臨界条件で使用する材料の信頼性については十分な検討が必要となる。そこで、超臨界条件において$$gamma$$線照射を行い、オーステナイト系ステンレス鋼の表面に形成する酸化皮膜を解析した。その結果、$$gamma$$線照射は304L鋼や316L鋼の初期の酸化皮膜成長を加速することがわかった。また、形成された皮膜は非照射では、Cr, Niを含む複合酸化物であるのに対し、$$gamma$$線照射ではFe主体のヘマタイトが形成する。これは、$$gamma$$線照射により水の分解などが起こり、より高い酸化ポテンシャル状態が形成されるためと考えられる。

口頭

超臨界水中でのステンレス鋼の高温酸化に$$gamma$$線照射が及ぼす影響

中原 由紀夫; 山本 正弘; 加藤 千明; 木内 清; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*

no journal, , 

超臨界圧水冷却炉を念頭においたステンレス鋼の腐食特性評価のために、$$gamma$$線照射が行える超臨界水ループ試験装置を用いた腐食試験を行った。試験には、3種類の汎用ステンレス鋼,SUS304L,SUS316L、及びSUS310Sを用いた。超臨界水の圧力及び温度は25MPa, 550$$^{circ}$$Cで、電導率$$<$$0.1$$mu$$Scm$$^{-1}$$,脱気条件(DO$$<$$5ppb)の純水を流量4Lh$$^{-1}$$で循環させた。$$gamma$$線の吸収線量率は、試験片の表面近傍で5$$sim$$15kGyh$$^{-1}$$と推定された。腐食試験の結果を酸化皮膜の成長による重量増として評価した。SUS304L及びSUS310Sでは$$gamma$$線照射により増量が大きくなり、重量増加の時間依存性は放物線則に従っていた。重量増加の速度定数は$$gamma$$線の線量率の増加に伴って減少する傾向が認められたが、これは溶解による重量減少の影響も含む可能性があり、より詳細な検討が必要である。SUS316Lの重量は、非照射条件では放物線則に従い増加したが、照射条件では酸化皮膜の剥落が見られ大きく減少した。すべての試験片において、多孔質の鉄酸化物の外層と、鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。外層の鉄酸化物は、非照射条件ではマグネタイト(Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$)だったものが、$$gamma$$線照射によりマグネタイトに加えてヘマタイト($$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$)も形成されていた。また、SUS304Lでは、$$gamma$$線照射により、酸化皮膜内層の金属界面近傍で顕著なCr濃度の増加が見られた。

口頭

Research on improvements of the assessment technique of stress corrosion cracking

塚田 隆; 山本 正弘; 三輪 幸夫; 加藤 千明; 中野 純一; 中原 由紀夫; 佐藤 智徳; 内田 俊介

no journal, , 

高経年軽水炉の構造材料の応力腐食割れ(SCC)評価手法を高度化するために必要な技術基盤の開発のため、本研究では、実プラントにおけるSCC挙動を理解するうえで不可欠な、水の放射線分解及び照射速度がSCC挙動へ与える影響について検討した。さらに、SCC評価手法の体系的な整理と分析を行い、今後同手法を改良するための課題を抽出した。

口頭

高温水中に浸漬したSUS316L表面の$$gamma$$線照射による変化

中原 由紀夫; 山本 正弘; 石島 暖大; 加藤 千明

no journal, , 

高温水中腐食環境の放射線照射による変化について検討するため、SUS316L試験片を、288$$^{circ}$$C純水中に$$gamma$$線照射条件(吸収線量率$$sim$$30kGy/h)と非照射条件で500時間浸漬した。試験後に試験片の表面分析を実施し、$$gamma$$線照射の有無による違いを比較した。1枚単独で浸漬した試験片の表面近傍断面をTEMにより観察した結果、$$gamma$$線照射により酸化皮膜が成長し、表面での酸化物粒子の生成が顕著となっていた。$$gamma$$線照射により腐食環境が変化し、酸化物の析出が促進されたと考えられる。すき間部を模擬して浸漬した試験片のすき間内表面をレーザーラマン分光装置により分析した結果、非照射条件ではピークが見られなかったが、$$gamma$$線照射条件ではFe, Ni, Crの複合酸化物のピークが観察された。すき間内部でも、$$gamma$$線照射により腐食環境が変化し、腐食が促進されたと推定される。

口頭

すき間を付与したSUS316Lの高温水中腐食の$$gamma$$線照射による変化

中原 由紀夫; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

no journal, , 

高温水中すき間内でのSUS316Lの腐食が$$gamma$$線照射により受ける影響を明らかにするため、すき間を付与したSUS316L試験片を、$$gamma$$線照射した288$$^{circ}$$C高温水中に500時間浸漬した(吸収線量率$$sim$$30kGy/h)。試験後の試験片の表面分析の結果、$$gamma$$線照射により、すき間内での腐食形態が変化した。

口頭

高温水中のステンレス鋼すき間部での腐食に及ぼす$$gamma$$線の影響

山本 正弘; 中原 由紀夫; 加藤 千明; 塚田 隆; 和田 陽一*; 布施 元正*

no journal, , 

軽水炉などでは、水が放射線により分解され酸化剤が生成する。これらの生成反応は金属表面でバルク水よりも多く生成することが予測される。さらにすき間形状部では拡散が阻害されて濃化することが考えられる。これらの影響を明らかにするために、すき間有無のステンレス鋼試験片を高温水中で$$gamma$$線照射を行い、腐食に及ぼす影響を皮膜解析により明らかにした。これらの皮膜の組成と酸化剤の拡散の影響を計算により評価した。

口頭

Crevice corrosion behavior of type 316L stainless steel in $$gamma$$-ray irradiated high-temperature water

中原 由紀夫; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

no journal, , 

ステンレス鋼の高温水中での腐食に対する放射線の影響について研究している。本研究では、すき間形状を模擬した試験片を用いて、拡散が制限された環境での腐食について試験を実施した。試験では、SUS316Lで製作した試験片を$$gamma$$線照射された288$$^{circ}$$Cの脱気純水中に500時間、浸漬した。$$gamma$$線源として$$^{60}$$Coを利用し、高温水中での吸収線量率は最大で約30kGy h$$^{-1}$$と推定された。試験後の試験片について、表面に形成された酸化物をSEM,レーザーラマン分光装置(LRS), TEM/EDXで分析した。$$gamma$$線照射された高温水中にすき間を模擬して浸漬した試験片表面では、表面を完全に覆ってしまう程ではなかったが、析出した粒子が観察された。析出した粒子のほかに、表面でより大きな粒子も観察された。LRSで得られたスペクトルから、小さな粒子はFe-Niスピネル、大きな粒子は$$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$と考えられる。表面近傍断面のTEM/EDXによる深さ方向分析でも、小さな粒子はFe-Niスピネル、大きな粒子は$$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$であることが示された。$$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$の大粒子は、$$gamma$$線照射下高温水中に浸漬したすき間を模擬した腐食試験片の表面でしか観察されなかった。試験結果から、すき間を模擬した領域では$$gamma$$線照射により生じた酸化剤によって電位が貴な方向に変化したと推定される。

口頭

照射影響を考慮したSCC評価手法の高度化に関する研究,2; $$gamma$$線照射下でのSUS316L鋼に形成する皮膜構造と環境因子

加藤 千明; 中原 由紀夫; 山本 正弘; 塚田 隆

no journal, , 

軽水炉などでは、水の放射線分解によりH$$_{2}$$O$$_{2}$$等の酸化剤が生成し、特にすき間部では生成した酸化剤の拡散が阻害されより厳しい腐食環境となっていることを報告してきた。今回、$$gamma$$線照射下高温高圧水中にてすき間形状を有するステンレス鋼表面に生成した腐食生成物をレーザーラマン及びTEM分析を用いて皮膜構造の模式化を行った。また、高温水中におけるE-pH線図を用いて熱力学計算から得られる安定酸化物と環境条件(電位,pH)の関係から、すき間内環境の推定を行った。その結果、$$gamma$$照射とすき間の複合的な要因によりすき間内のpHが低下する可能性が示された。

口頭

照射影響を考慮したSCC評価手法の高度化に関する研究,3; $$gamma$$線照射下でのステンレス鋼に形成する皮膜に対する材料と溶存酸素の影響

山本 正弘; 中原 由紀夫; 加藤 千明; 塚田 隆; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

no journal, , 

軽水炉などでは、水の放射線分解によりH$$_{2}$$O$$_{2}$$等の酸化剤が生成する。これらは材料のECPを貴な電位とし、ステンレス鋼表面に生成する腐食生成物の形態を変化させる。今回、高温高圧水中におけるSUS316LとSUS304L鋼に関して、$$gamma$$線照射と溶存酸素が及ぼす酸化皮膜の変化をレーザラマン及びTEM分析により評価した。また、すき間部等の構造的な影響も合わせて検討した。

口頭

照射影響を考慮したSCC評価手法の高度化に関する研究,1; 研究の目的と概要

塚田 隆; 山本 正弘; 加藤 千明; 中野 純一; 中原 由紀夫; 佐藤 智徳; 宇賀地 弘和; 近藤 啓悦

no journal, , 

原子炉内では、高温水の放射線分解により生成する過酸化水素や各種ラジカル等の放射線分解生成物が、腐食皮膜形成への影響を通してSCC発生進展挙動へ影響を与えている。特に、構造材料のすき間部や表面近傍における局所水質はバルク水質と異なり、腐食及びSCC発生進展を加速する可能性がある。このため、放射線の照射効果が腐食環境に与える影響を定量的に評価する手法及び実験室で炉内腐食環境を再現する技術を高度化させる必要がある。本研究では、照射影響を考慮したSCC評価手法の高度化に資することを目的とし、炉内で水の放射線分解が生じる条件(直接照射下)及び放射線分解により生成する主要な酸化種である過酸化水素を含む水環境(間接照射下)における、ステンレス鋼の腐食・SCC挙動を各種実験とシミュレーション手法の組合せにより検討した。本報では、研究の背景,目的,概要について紹介を行う。

口頭

走行サーベイシステムKURAMAの開発と応用,4; 地方自治体とJAEAの協同によるKURAMA-IIでの広域サーベイ

中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 松田 規宏; 斎藤 公明

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故の全体像を詳細に把握するため、宮城県から山梨県の10都県において、地方自治体と原子力機構で協同して、KURAMA-IIモニタリングシステムを用いて道路上での線量率を測定した。測定の概要と、今回の測定における課題(今後の改善点)について報告する。

口頭

走行サーベイシステムKURAMAの開発と応用,6; KURAMA-II用測定器の運用上の課題

津田 修一; 吉田 忠義; 中原 由紀夫; 斎藤 公明

no journal, , 

原子力機構は文部科学省の委託を受けて、東京電力福島第一原子力発電所事故によって環境中へ放出された放射性物質による線量測定の一環として、京都大学原子炉実験所が開発した走行モニタリングシステム(KURAMA)による線量率マッピング事業を実施している。原子力機構が中心となって整備した第2世代のKURAMAシステム(KURAMA-II)を用いて、これまでに東日本の広範囲における空間線量率分布測定を行った。本報告では、日本原子力学会での第2回目のシリーズ発表の一つとして、KURAMA-IIによる測定値の信頼性を確認するうえで不可欠な使用前点検について述べるとともに、将来的な利用形態を想定した場合の課題とその対策について報告する。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立,3; 走行サーベイによる空間線量率の測定

安藤 真樹; 中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 松田 規宏; 斎藤 公明

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質による空間線量率について、その経時変化傾向を確認することを目的として、平成24年度にKURAMA-IIモニタリングシステムを用い13都県において道路上での線量率を2回にわたり測定した(第4次及び第5次走行サーベイ)。その結果、平成23年度実施の第2次走行サーベイに比べて第4次走行サーベイでは時間が約9か月経過することで0.7程度に、同様に約12か月経過した第5次走行サーベイでは0.6程度に減少した。また、半減期による物理減衰に対し測定結果は減衰率が大きく、除染やウェザリングの効果が15%以上存在することがわかった。

口頭

JAEAによる走行・歩行サーベイ測定

安藤 真樹; 山本 英明; 中原 由紀夫; 松田 規宏; 斎藤 公明

no journal, , 

平成23年6月から平成25年12月までの原子力機構が行った走行サーベイからKURAMA-IIを用いた測定及び解析手法等について報告するとともに、平成25年度に開始した歩行サーベイについて概要を紹介する。

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