Discriminative measurement of absorbed dose rates in air from natural and artificial radionuclides in Namie Town, Fukushima Prefecture

小倉 巧也*; 細田 正洋*; 玉熊 佑紀*; 鈴木 崇仁*; 山田 椋平; 根上 颯珠*; 辻口 貴清*; 山口 平*; 城間 吉貴*; 岩岡 和輝*; et al.

International Journal of Environmental Research and Public Health, 18(3), p.978_1 - 978_16, 2021/02

https://doi.org/10.3390/ijerph18030978

Ten years have elapsed since the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in 2011, and the relative contribution of natural radiation is increasing in Fukushima Prefecture due to the reduced dose of artificial radiation. In order to accurately determine the effective dose of exposure to artificial radiation, it is necessary to evaluate the effective dose of natural as well as artificial components. In this study, we measured the gamma-ray pulse-height distribution over the accessible area of Namie Town, Fukushima Prefecture, and evaluated the annual effective dose of external exposure by distinguishing between natural and artificial radionuclides. The estimated median (range) of absorbed dose rates in air from artificial radionuclides as of April 1, 2020, is 133 (67511) nGy h in the evacuation order cancellation zone, and 1306 (8922081) nGy h in the difficult-to-return zone. The median annual effective doses of external exposures from natural and artificial radionuclides were found to be 0.19 and 0.40 mSv in the evacuation order cancellation zone, and 0.25 and 3.9 mSv in the difficult-to-return zone. The latest annual effective dose of external exposure discriminated into natural and artificial radionuclides is expected to be utilized for radiation risk communication.

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075029

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

Growth of ferroelectric bismuth lanthanum nickel titanate thin films by RF magnetron sputtering

小舟 正文*; 福島 浩次*; 山路 徹*; 多田 英人*; 矢澤 哲夫*; 藤澤 浩訓*; 清水 勝*; 西畑 保雄; 松村 大樹; 水木 純一郎; et al.

Journal of Applied Physics, 101(7), p.074110_1 - 074110_6, 2007/04

https://doi.org/10.1063/1.2713352

高周波マグネトロンスパッタリングにより、Pt(100)/MgO(100)基板上に作製したビスマスランタンニッケル酸化物薄膜(BiLa)(NiTi)O(BLNT)のエピタキシャル成長、構造特性、誘電特性について、X線回折、透過型電子顕微鏡、ヒステリシスループ測定によって調べられた。強誘電的BLNTはx0.3でc軸配向し、単結晶の正方晶構造が現れる。c/aはLaの濃度が増えるにつれて1.004から1.028に変化する。成長方向の周りに4回対称性が見られた。X線異常散乱とX線吸収スペクトルの結果より、Biはペロブスカイト構造のAを+3価で占有していることが確かめられた。12C/cmの大きな残留分極の値が得られた。

スチームジェットの腐食と設計改良

清水 亮; 高谷 暁和; 白水 秀知; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身; 綿引 優

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.203 - 212, 2005/09

https://doi.org/10.3327/taesj2002.4.203

東海再処理施設の酸回収工程において、硝酸廃液を送液するスチームジェット(以下SJと呼称する)から硝酸廃液がセル内に漏洩する事象が生じた。SJを回収し観察した結果、構造体内部を貫通する腐食が生じていることがわかった。この腐食事象を解明するため、腐食部位の金属組織観察,計算コードによる構造体の温度解析及びモックアップによる検証,腐食試験による材料評価を行った。その結果、硝酸廃液と接触する加工フローの端面における腐食孔が起点となり約120の温度域に沿って構造体内部を進展したことが明らかになった。また腐食試験によりSJ材料の加工に起因すると考えられる腐食速度の異方性を確認した。これら一連の調査結果を踏まえ、耐食性を向上させたSJ構造改良を行った。

Beam-palarization asymmetries for the (,) and (,) reactions for =1.5-2.4 GeV

Zegers, R. G. T.*; 住浜 水季*; Ahn, D. S.*; Ahn, J. K.*; 秋宗 秀俊*; 浅野 芳裕; Chang, W. C.*; Dat, S.*; 江尻 宏泰*; 藤村 寿子*; et al.

Physical Review Letters, 91(9), p.092001_1 - 092001_4, 2003/08

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.91.092001

=1.5-2.4GeVで(,),(,)反応に対するビーム偏極非対称が初めて測定された。この結果は未決定のハドロン共鳴や反応機構解明に用いられる。

高放射性廃液貯槽の肉厚測定

蔦木 浩一; 清水 亮; 杉山 孝行; 中澤 豊; 田中 等; 綿引 優; 武藤 英世

サイクル機構技報, (21), p.33 - 40, 2003/00

https://rdreview.jaea.go.jp/gihou/pdf2/n21-04.pdf

東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の健全性を確認するために、高放射線環境下でも使用可能な測定ロボットを開発し、貯槽外壁の肉厚測定を行った。測定の結果有意な肉厚の変化は観察されず、貯槽が健全な状態であることを確認した。

地層処分システムにおけるシーリング研究(III)(概要)

青木 謙治*; 日比谷 啓介*; 塩釜 幸弘*; 戸井田 克*; 山本 拓治*; 吉田 宏*; 坂野 且典*; 久保田 翼*; 清水 保明*; 奥津 一夫*; et al.

PNC TJ1100 94-001, 69 Pages, 1994/02

PNC-TJ1100-94-001.pdf:4.56MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために掘削した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材等により閉鎖し(以下「シーリング」と呼ぶ)、廃棄体の隔離性能を長期にわたって確保する必要がある。本年度の研究成果を以下に示す。1)ベントナイトを主材とし、最大粒径4mm程度のケイ砂を混合した材料の基礎的な物性(締固め特性、一軸圧縮強度、透水特性)を、その混合比を変化させて取得し、既存の知見と共に、ベントナイト系混合材料の諸物性を検討した。2)基本的な地下水挙動を把握するために、処分場を掘削し、埋戻し材(ベントナイト、砂)で埋戻す場合の地下水低下及び再冠水現象を広域及び処分坑道レベルのスケールで解析的に検討した。3)原位置におけるグラウト試験試験に関して、試験坑道のレイアウト、試験位置、試験項目、試験の具体的手順および試験工程の設計を行った。

ITER-TFコイル用構造物の溶接技術開発

新見 健一郎; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 高野 克敏; 奥野 清; 角井 日出男*; 山岡 弘人*; 千田 豊*; 瀬渡 賢*; 副島 幸二*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルは、高さ14m,幅9mの大型超伝導コイルであり、大電磁力に耐える極厚のコイル容器及び支持構造物が必要となる。TFコイル構造物の特徴は、非常に大きな溶接構造物であることに加え、これまでに使用実績のない完全オーステナイトのステンレス構造材と溶接材料を適用することであり、溶接施工法を含めた製作方法を確立することが必要である。原子力機構では、TFコイル構造物の調達準備活動の一環として、メーカー各社と協力のうえ、溶接施工法を含む製作方法検討並びに試作試験を行っている。本講演では、ITERで使用する材料を用いた狭開先TIG溶接の試作試験結果について報告する。