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論文

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 2; Validation of reference radiocesium concentration for recycling materials

三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01

本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。

論文

Development of a simultaneous evaluation method of radioactivity in soil and dose rate using CeBr$$_{3}$$ and SrI$$_{2}$$(Eu) scintillation detectors for environmental monitoring

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; Roettger, A.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.81 - 85, 2019/01

The simultaneous evaluation of dose rate and radioactivity using newly developed scintillation detectors, i.e. CeBr$$_{3}$$ and SrI$$_{2}$$(Eu) was investigated for environmental radiation measurement in emergency situation. Energy dependence and linearity tests of both detectors were conducted in a low background laboratory operated by the German metrological institute and found to be applicable to environmental monitoring purposes. As a result of environmental $$gamma$$ ray measurements in normal condition, evaluated air kerma rate and radioactivity in/on soil for $$^{137}$$Cs, $$^{134}$$Cs and $$^{40}$$K seemed consistent. Results also support that methods developed in the study are reliable and applicable to the environmental radiation measurement.

論文

Comparison of the Fukushima radioactive mapping by two different aerial radiation monitoring systems

Kim, B.-J.*; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.130 - 133, 2019/01

A radiation monitoring system using unmanned aerial vehicles (UAVs) was developed for post-nuclear accidents by the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS). JAEA has been conducted radiation monitoring in the Fukushima area and undertaking research and development of related technology. Considering future large-scale disasters, it is important that measurement methods using UAVs are unified between the neighbor countries. JAEA and KINS attempted technical collaborations to compare results obtained from different methods. In 2015, measurements were carried out around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Corrections to convert the coefficients from detectors in air to the radiation dose or radioactivity concentration on the surface were carried out in areas previously surveyed as flat and relatively evenly contaminated. Explorations of contamination mapping were conducted in river basins, with contaminants appearing in different water and soil contours, which were expected to make intuitive comparisons easier for multiple mappings. We used a Japanese unmanned helicopter, which is used for agricultural applications such as the spraying of pesticides. The measurement system of JAEA and KINS was installed and the same route was flown once in each case.

論文

Study of the screening survey using an ambient dose equivalent rate survey meter in criticality accidentsy

星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01

When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the $$gamma$$ dose rate mainly from $$^{24}$$Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a $$^{252}$$Cf neutron source. The radioactivity concentration of $$^{24}$$Na produced in the phantom was determined by means of both $$gamma$$-ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ (ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.

論文

Development of analysis method for airborne radiation monitoring using the inverse problem solutions

佐々木 美雪; 石崎 梓; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.63 - 67, 2019/01

福島第一原子力発電所の事故(FDNPS)以来、無人ヘリ等の無人機がFDNPS周辺の空中放射計測に使用されている。従来の解析手法では、UAVの下の地形は平面(平面源モデル)であり線量が一定であり、高度と計数率の関係は指数関数的な相関関係にあることを前提に地上1mに換算する。したがって従来の方法では、山間部や線量率が不均一な場所での測定は地上値と値を一致させることが困難である。本研究では、陽電子放射断層撮影(PET)などの画像再構成に使用されるML-EM(Maximum Likelihood-Expectation Maximization)法を上空からの環境中放射線測定への適用を試みた。

論文

Proposal of framework for decision making of additional monitoring of eye lens dose for radiation workers

古渡 意彦; 吉富 寛; 大石 哲也; 吉澤 道夫

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.86 - 90, 2019/01

This work presents a framework of decision-making for additional monitoring of eye lens dose for radiation workers in reflect to the reduction of the annual dose limit of the eye lens dose. Based on a quantitative scheme to systematically estimate (non-) homogeneity of exposure, the proposed "homogeneity index (HI)" is introduced as a criterion of condition branching for decision making of additional monitoring of eye lens dose.

論文

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 1; Estimation of reference radiocesium concentration for recycling materials

島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.203 - 207, 2019/01

福島第一原子力発電所(以下1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。

論文

Dataset of TLD badge response and hair activation for criticality accident neutron dosimetry

辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01

Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.

論文

Measurement of activation cross sections of aluminum for protons with energies between 0.4 GeV and 3.0 GeV at J-PARC

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.171 - 174, 2019/01

核破砕中性子源や核変換システムの核設計の精度向上のためには高精度な核反応断面積が必要となり、コスト削減やより精度の高い遮蔽設計のためには放射化断面積の精度向上が必要とされる。放射化断面積は、これまでに既存施設において測定されてきたものの実験データにおいてバラつきが大きく必ずしも十分な精度でない。特にJ-PARCの核破砕中性子源で用いられている3GeV陽子のデータはほとんどないため、ターゲット構造材の更なる安全性向上のために実験データが必要となる。そこで我々は、J-PARCの加速器施設を用いてターゲット構造材や窓材に使用される核種の測定するためにタングステン、金、インジウム、及びベリリウムの放射化断面積を0.4, 1.3, 2,2及び3GeVの陽子に対し測定した。また試料固定用に設置したアルミニウムの放射化断面積を測定することにより実験の妥当性を検証した。測定で得た実験データを評価済み核データ(JENDL-HE 2007)、及び核内カスケードモデル計算と比較検討した。この結果、アルミニウムの実験結果は、JENDL-HE 2007は実験と比較的よい一致を示すことがわかった。一方、PHITSの核内カスケードモデルによる計算は、実験を約40%程度過小評価することがわかった。この過小評価の原因はPHITSに含まれる蒸発過程モデル(GEM)に問題があることが考えられ、GEMの改良により実験結果を再現できることが分かった。アルミニウム以外の核種は現在解析中であるが、PHITSコードによる計算結果は実験値を再現するものとしないものとあり体系的に比較する必要がある。

論文

AMPX MG library of JENDL-4.0

今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.117 - 121, 2019/01

SCALE6.2.1は2016年に公開され、世界中で使われている。SCALE6.2.1にはENDF/B-VII.0とENDF/B-VII.1の新しいAMPXフォーマットファイル(AMPX MGライブラリ)とAMPX MGライブラリを作るためのAMPX-6コードが入っている。そこで、JENDL-4.0の普及を目指し、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリを作成した。また、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリの検証のため、中心に20MeVの中性子源のある半径1mの鉄あるいは他の物質の球内の中性子、$$gamma$$線スペクトルをANISNコードで計算した。その結果、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリ作成には問題がないことが確認された。ただし、遮蔽計算においてAMPX MGライブラリを用いた自己遮蔽補正は依然不適切であることに注意する必要がある。

論文

Characteristics of commercially available CdZnTe detector as gamma-ray spectrometer under severe nuclear accident

谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01

福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。$$gamma$$線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、$$gamma$$線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる$$pm$$135$$^{circ}$$において感度低下は15%以下であり、200$$mu$$Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。

論文

Comparison of airborne and ground-based tools used for radiation measurement in the environment

越智 康太郎; 佐々木 美雪; 石田 睦司*; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.103 - 107, 2019/01

福島第一原子力発電所事故後、大量の放射性核種が世界中に拡散した。以前の研究で、我々は広範囲に沈着した放射性核種に由来する空間線量率を無人ヘリコプターを用いて調査した。そして、狭い範囲のエリアにおける放射性核種の分布状況を調査するために無人機や可搬型装置、自動車を用いたモニタリング技術を開発した。これらの手法はモニタリング対象エリアにおいて求める位置分解能によって使い分けられる。しかし、これらの手法間の測定結果の違いは体系化されていない。本研究では、上空と地上における測定手法を広大な面積を持つ広大な圃場で評価した。

論文

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

論文

A Method for the prediction of the dose rate distribution in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。

論文

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

論文

Mutual separation of trivalent lanthanide and actinides by hydrophilic and lipophilic multidentate diamides

佐々木 祐二; 森田 圭介

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.27 - 32, 2018/12

アクチノイド(An)とランタノイド(Ln)の相互分離はマトリックスLnの除去、放射能量や発熱量の削減などの点で重要とされている。加えて、Am/Cm分離も発熱量や放出中性子量の削減などのために重要とされている。しかしながら、これら元素の相互分離は極めて困難である。そこで、我々は疎水性と水溶性のジアミド化合物やアミノポリ酢酸を用いての相互分離を検討した。結果として、3座ジアミドのTODGAとアミノポリ酢酸の一つであるDTPAを用いて、pH1.8の条件で、Nd/Am分離比が10程度であること、及びDGA化合物と4座配位性ジアミドのDOODA化合物を用いて、Am/Cm分離比が3を超えることを確認した。

論文

Chemical state analysis of simulated corium debris by EXAFS

岡本 芳浩; 高野 公秀

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.200 - 203, 2018/11

ウラン,ジルコニウム,鉄,カルシウムおよびランタノイドを含む模擬デブリ試料の化学状態を、放射光EXAFS分析によって調べた。試料中のウランは、蛍石型あるいはC型配位構造に分類された。U$$_{0.27}$$Zr$$_{0.63}$$Fe$$_{0.05}$$Ca$$_{0.05}$$O$$_2$$試料では、単相からなるにも関わらず、短いU-O間距離が観察されたことなどから、ウランが5価で存在しているものとみられる。U-Zr-OおよびU-Zr-Fe-O系試料におけるジルコニウムの配位構造は正方晶ZrO$$_2$$によく似ていたが、カルシウムが加わるとカルシア安定化ジルコニア(CSZ)に変化した。

論文

An Experimental investigation for atmospheric effects on Cs chemisorption onto stainless steel

中島 邦久; 鈴木 恵理子; 宮原 直哉; 逢坂 正彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.168 - 170, 2018/11

軽水炉シビアアクシデント(SA)時には、化学吸着と呼ばれるセシウム(Cs)蒸気とステンレス鋼との高温化学反応により、有意量のCsが圧力容器内表面に付着している可能性がある。この化学吸着挙動は、温度や雰囲気の影響を受けることが知られているが、詳細は不明である。本研究においては、福島第一原子力発電所事故のような多様な条件下での挙動評価に資するため、水蒸気と水素の混合ガス下でのCs化学吸着挙動を実験的に調べた。その結果、水蒸気を含む雰囲気中でのステンレス鋼へのCs吸着量は、水蒸気を含まない場合よりも大きくなることが分かった。この原因として、化学吸着による生成物からのCsの再蒸発の可能性が考えられた。

論文

Dissolution and chemical analysis of Zr-based lanthanide nitrides

林 博和; 千葉 力也*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.196 - 199, 2018/11

原子力機構は、加速器駆動システム(ADS)用マイナーアクチノイド(MA)核変換燃料としてウランを含まないMA窒化物燃料の研究開発を実施している。本研究では、MA核変換燃料の第一候補である、窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材として用いる窒化物固溶体について、ランタノイド元素を超ウラン元素の模擬物質として用いた硝酸中への溶解挙動測定試験を行った。その結果、ZrN粉末試料の8M硝酸への溶解は室温で約100日、約110$$^{circ}$$Cでの加熱条件下で15時間かかるのに対し、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料は室温の8M硝酸中に容易に溶解することを示した。また、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料を硝酸で溶解した溶液の化学分析試験によって、試料の組成を測定した。

論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

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