KURAMA-IIを用いた広域走行サーベイによる2012年から2019年までの空間線量率測定結果

安藤 真樹; 斎藤 公明

JAEA-Technology 2021-032, 66 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-032.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、東京電力福島第一原子力発電所事故の発生後、モニタリング装置KURAMA-IIを用い、東日本の1都12県の広い範囲にわたり走行サーベイを実施してきた。本報告では、広域走行サーベイの概要をまとめるとともに、各県及び地域での経時変化の特徴を明らかにするため、主に2012年から2019年までに得られた空間線量率測定データを用い、(1)2014年から2019年の6年間の各県単位での平均値及び最大値、(2)2012年から2019年にかけての各県での平均値、(3)2012年から2019年にかけての福島県内の避難指示区域区分・地域区分・相双地域北部市町村ごとの平均値、(4)2012年から2018年までの測定結果のうち4回(ほぼ2年間隔)の各都県の区市町村単位での平均値及び最大値について調べた。

Calculations for ambient dose equivalent rates in nine forests in eastern Japan from Cs and Cs radioactivity measurements

Malins, A.; 今村 直広*; 新里 忠史; 高橋 純子*; Kim, M.; 佐久間 一幸; 篠宮 佳樹*; 三浦 覚*; 町田 昌彦

Journal of Environmental Radioactivity, 226, p.106456_1 - 106456_12, 2021/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2020.106456

Understanding the relationship between the distribution of radioactive Cs and Cs in forests and ambient dose equivalent rates (*(10)) in the air is important for researching forests in eastern Japan affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident. This study used a large number of measurements from forest samples, including Cs and Cs radioactivity concentrations, densities and moisture contents, to perform Monte Carlo radiation transport simulations for *(10) between 2011 and 2017. Calculated *(10) at 0.1 and 1 m above the ground had mean residual errors of 19% and 16%, respectively, from measurements taken with handheld NaI(Tl) scintillator survey meters. Setting aside the contributions from natural background radiation, Cs and Cs in the organic layer and the top 5 cm of forest soil generally made the largest contributions to calculated *(10). The contributions from Cs and Cs in the forest canopy were calculated to be largest in the first two years following the accident. Uncertainties were evaluated in the simulation results due to the measurement uncertainties in the model inputs by assuming Gaussian measurement errors. The mean uncertainty (relative standard deviation) of the simulated *(10) at 1 m height was 11%. The main contributors to the total uncertainty in the simulation results were the accuracies to which the Cs and Cs radioactivities of the organic layer and top 5 cm of soil, and the vertical distribution of Cs and Cs within the 5 cm soil layers, were known. Radioactive cesium located in the top 5 cm of soil was the main contributor to *(10) at 1 m by 2016 or 2017 in the calculation results for all sites.

Decreasing trend of ambient dose equivalent rates over a wide area in eastern Japan until 2016 evaluated by car-borne surveys using KURAMA systems

安藤 真樹; 三上 智; 津田 修一; 吉田 忠義; 松田 規宏; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 192, p.385 - 398, 2018/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2018.07.009

福島第一原子力発電所周辺の空間線量率分布調査の一環として、KURAMAシステムを用いた走行サーベイが2011年から東日本広域において実施されてきた。2016年までに蓄積された大量の測定データ(2012年までについては既報)を解析し、福島第一原子力発電所から80km圏内の空間線量率の避難指示区域内外、土地利用状況、当初線量率及び県単位について減少傾向を評価した。福島第一原子力発電所から80km圏内の平均線量率は、放射性セシウムの物理減衰に比べ顕著に減少し、環境半減期の速い成分と遅い成分はそれぞれ0.4年及び5年と求められた。土地利用状況では、森林での線量率減少が他より遅く、建物用地において最も速い傾向にあった。福島県に比べて宮城県や栃木県では事故後早い時期において線量率の減少が早いことが分かった。走行サーベイにより測定された線量率の経時変化は、攪乱のない平坦地上においてNaI(Tl)サーベイメータを用いた測定結果より事故後1.5年後まで減少が早く、その後は同じ減少速度であることが分かった。

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 高温試験運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一

JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

JRR-3シリサイド燃料炉心近傍の遮蔽に関する安全解析

木名瀬 政美

JAERI-Tech 99-002, 50 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-99-002.pdf:1.71MB

JRR-3Mでは、使用済燃料発生本数の低減等を図るために、現在のアルミナイド燃料に代わって、ウラン含有量が多いシリサイド燃料を使用する計画が進められている。この計画では、炉心近傍機器を含むその他の機器及び設備の変更は行わない。シリサイド燃料化に伴い、原子炉施設の安全性確認の観点から、通常運転時におけるJRR-3シリサイド燃料炉心近傍での線量当量率及び放射線分布の計算を実施した。本報告書は、その計算結果を述べるとともに、計算結果とJRR-3遮蔽設計基準線量率を比較することにより、シリサイド燃料炉心に対する炉心近傍の即設設備の遮蔽性能についても述べる。

Experimental data on concrete shield transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43-and 68-MeV protons via the Li(p,n) reaction

中尾 徳晶*; 中島 宏; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 田中 俊一; 田中 進; 中村 尚司*; 秦 和夫*; 馬場 護*

JAERI-Data/Code 97-020, 46 Pages, 1997/06

JAERI-Data-Code-97-020.pdf:1.53MB

原研高崎研の90MeV-AVFサイクロトロンに設置された43及び68MeV陽子のLi(p,n)反応によるビーム状準単色中性子源を200cm厚さまでのコンクリート遮蔽体に入射して行った遮蔽実験データをまとめた。本データは、BC501Aシンチレーション検出器、ボナ-ボール検出器で測定された中性子エネルギースペクトルデータ、ボナ-ボール検出器、核分裂計数管、TLD,固体飛跡検出器で測定した中性子反応率、そして中性子レムカウンターで測定した中性子線量当量についてまとめたものである。ベンチマーク計算に供するため、これらの実験データを数値によって公開した。

Estimates of external dose-rate conversion factors and internal dose conversion factors for selected radionuclides released from fusion facilities

本間 俊充; 外川 織彦

JAERI-Data/Code 96-034, 47 Pages, 1996/11

JAERI-Data-Code-96-034.pdf:1.64MB

核融合施設の安全評価に重要と考えられる放射性核種に対して、最新の評価済み核構造データファイルの崩壊データを使用して計算した外部被曝線量率換算係数と内部被曝線量換算係数を表にまとめた。外部被曝については21の標的器官に対して、汚染空気中、地表汚染土1mの高さ及び汚染水中の3つの被曝形態に対する線量率換算係数を、内部被曝については吸入と経口摂取の経路に対して単位摂取量当りの預託線量当量として与えた。ここで提示したデータは、今後核融合施設の安全評価に一般的に使用することができる。

Waste characterization in decommissioning the Japan Power Demonstration Reactor by computer code systems

助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00

原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。

熱出力90MWのJPDRの解体撤去における作業者の外部被曝による集団線量当量の評価

芝本 真尚*; 柳原 敏; 助川 武則; 田中 貢

日本原子力学会誌, 33(6), p.574 - 584, 1991/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.33.574

JPDR(熱出力90MWtのBWR型動力炉)の解体撤去時の外部被曝による作業者集団線量当量を計算により評価した。まず、運転履歴に従った炉内構造物等の放射化計算から残留している放射能インベントリを評価し、これらを線源として線量当量率を計算した。次に、解体撤去作業の各解体工程を準備、解体、収納、輸送及び後片付けに分類し、各工程に対して職種毎(工事監督、放射線管理要員及び解体作業者)の放射線下の延作業時間を求めた。以上の結果より、作業者集団線量当量は約300人・mSvであった。この結果は米国エルクリバー炉の解体時の集団線量当量(750人・mSv)と比較して少なく、解体において遠隔装置が有効に働くことが予想された。また、実測値と比較し、本手法の有効性が明らかになった。