令和4年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2023-024, 176 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-024.pdf:22.16MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和4年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを福島県及び福島第一原発から80km圏内について作成するとともに、多年度のモニタリングデータを使用した場合のスコアの変化要因について考察した。過去の海水中トリチウムの濃度データの変動幅を把握しその要因について考察した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングについて令和4年度の測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、80km圏内を対象とした統合マップ及び解析対象を福島県全域に広げた統合マップを作成した。これらの他、「放射性物質モニタリングデータの情報公開サイト」への令和4年度の測定結果の公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

高温ガス炉用SiC母材燃料コンパクトの作製に関する検討

河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*

JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08

JAEA-Technology-2023-014.pdf:2.35MB

現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。

令和3年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2022-026, 152 Pages, 2023/01

JAEA-Technology-2022-026.pdf:20.14MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和3年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、KURAMA-IIを用いた走行及び歩行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点測定及び無人ヘリサーベイを実施し、空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌中深度分布調査及び土壌沈着量in-situ測定をそれぞれ実施した。これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。福島県及び福島第一原発から80km圏内でのスコアマップを作成し、多年度のモニタリングデータを使用した場合のスコアの変化要因について考察した。総合モニタリング計画で実施された海域モニタリング結果を集約し、セシウム137について過去からの変動や濃度などの詳細な解析評価を行なった。階層ベイズ統計手法を用いて、走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを統合し、同80km圏内及び福島県全域の統合マップを作成した。「放射線量等分布マップ拡大サイト」への測定結果の追加、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

加速器駆動核変換システムビーム窓とLBEの核解析

中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cmであった。LBEの解析では、BiやPoが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cmであることがわかった。

In situ diffraction characterization on microstructure evolution in austenitic stainless steel during cyclic plastic deformation and its relation to the mechanical response

熊谷 正芳*; 秋田 貢一*; 黒田 雅利*; Harjo, S.

Materials Science & Engineering A, 820, p.141582_1 - 141582_9, 2021/07

https://doi.org/10.1016/j.msea.2021.141582

In situ neutron diffraction during 250 cycles of plastic deformation was performed and the diffraction line profile analysis was performed to qualitatively evaluate the change in the microstructure of austenitic stainless steel during the cyclic deformation. The dislocation density increased with increasing number of cycles until 50 cycles but thereafter decreased. The cycle number corresponding to this maximum point differed depending on whether it was evaluated as the total dislocation density or was deconvoluted into edge and screw dislocation densities. At the initial state, edge dislocations were predominant; however, screw dislocations greatly increased at the first stage of cyclic loading. Afterwards, edge dislocations formed cell walls and screw dislocations annihilated.

Density stratification breakup by a vertical jet; Experimental and numerical investigation on the effect of dynamic change of turbulent Schmidt number

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110785

The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.

Compton scattering of quasi-monochromatic -ray beam

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 951, p.162998_1 - 162998_6, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2019.162998

Compton scattering of a single-energy -ray results in a one-to-one relationship between the incident and scattered photon energies. This relationship is altered when the incident beam has a definite energy distribution because of the broadening occurring in the energy distribution upon Compton scattering. This broadening causes a change in the spectral density of the Compton-scattered spectra. To restore the spectral density, the energy distribution of the scattered radiation must be manifested as a function of the scattering kinematics. Here, we propose a simple analytic way to calculate the energy spread of the scattered photons in terms of the geometry of the scattering process and the energy spread of the incident photon beam. The predictions of the model agree with measurements of Compton scattering of quasi-monochromatic -ray beams, carried out at the High Intensity -ray Source (HIS) facility, Duke University. As a benchmark of our method, we measured the intensity profile of energy-distributed -ray beams by direct measurements as well as by Compton scattering. We found that only when the spectral density of the scattered radiation is restored, the measured intensity profile agrees with the actual profile of the incident beam. The proposed method can continuously measure the flux of an energy-distributed -ray beams in the real time and on a bin-by-bin basis. Such online monitoring of -ray beams is indispensable for in-beam measurements and applications. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

Summary of temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities in the 80 km zone over five years after the Fukushima Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 三上 智; 安藤 真樹; 松田 規宏; 木名瀬 栄; 津田 修一; 吉田 忠義; 佐藤 哲朗*; 関 暁之; 山本 英明*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105878_1 - 105878_12, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2018.12.020

We summarized temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities over five years in the 80 km zone based on large-scale environmental monitoring data obtained continuously after the Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident. The air dose rates in environments associated with human lives decreased at a considerably faster rate than expected for radioactive decay. The average air dose rate originating from the radiocesium deposited in the 80 km zone was lower than that predicted from radioactive decay by a factor of 2-3 at five years after the accident. The causes of this rapid reduction were discussed quantitatively considering the characteristics of radiocesium migration in the environment.

Thermophysical properties of stainless steel containing 5 mass%BC in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09

https://doi.org/10.1080/00295450.2019.1607136

This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (BC) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-BC samples with emphasis on 5 mass%-BC and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-BC sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.

Na-コンクリート反応生成物の熱物性

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

熱測定, 45(1), p.2 - 8, 2018/01

液体金属ナトリウム(Na)は、高い熱伝導等の特性のため高速炉の冷却材として使われてきた。しかしながら、Na漏えい事故時に鋼製ライナーが破損した場合は、Na-コンクリート反応(SCR)が発生する可能性がある。SCRは、Naとコンクリート成分の化学反応に依存して、コンクリート侵食、水素発生するために、Na漏えい事故時に重要な現象の一つである。本研究では、Naとコンクリート粉末を用いて、SCRに関する基礎的な実験を行った。ここでコンクリート粉末は、日本の原子力発電所の構造コンクリートとして一般的に使われるシリカ系コンクリートを粉末化して使用した。反応過程においては、約100C, 300C, 500CでNaの融解、NaOH-SiOの反応、Na-HO-SiOの反応等の温度変化が観察された。特に、500C近傍での激しい反応においては、Na-コンクリート粉末の混合割合でCの温度ピークが観察され、反応熱はkW/gと推定された。反応生成物の主成分は、X線分析からNaSiO、融点, 密度, 比熱, 熱伝導率, 粘度等の熱物性値はNaO-SiO ()と同程度であることを確認した。