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佐藤 里奈; 眞田 幸尚; 吉村 和也; 中山 真理子*
JAEA-Review 2022-055, 42 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-055.pdf:1.31MB
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴い設定された避難指示区域は、空間線量率の減少や除染の進捗に従って区域の再編がなされており、帰還困難区域についても、2020年代をかけて帰還意向に応じた除染、及び避難指示解除を目指すことが決定された。本報告書は、今後の避難指示区域解除における住民の個人被ばく線量評価の在り方について検討するため、事故後に個人線量計による測定やシミュレーションを活用して実施されてきた個人被ばく線量評価の手法や特徴を調査し、体系的にまとめたものである。
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 飯島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美
構造工学論文集,B, 68B, p.271 - 283, 2022/04
本論文は、振動数に依存しない複素減衰を用いた鉄筋コンクリートの等価線形解析法の原子炉建屋の耐震設計への適用性を評価することを目的とする。そのため、理想的な地盤条件での原子炉建屋の非線形及び等価線形地震応答に着目して、地盤-建屋連成系の三次元FEM解析を実施した。その結果、等価線形解析結果は非線形解析結果と概ねよく整合し、その有効性を明らかにした。さらに、今回の等価線形解析法は、非線形解析モデルと比較して、構造の剛性を低めに評価する傾向があった。このため、最大せん断ひずみの評価では、非線形解析の結果よりもひずみの値が大きくなる可能性が高いことに留意する必要がある。
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。
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢
日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03
本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ
=2.0
10
程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。
安藤 真樹; 松田 規宏; 斎藤 公明
日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.34 - 39, 2021/03
福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の影響のない11地点において、高感度型CsI(Tl)検出器であるC12137-01型を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド評価式を求めた。高感度型KURAMA-IIでは計数率はC12137型CsI(Tl)検出器を搭載した標準型KURAMA-IIを用いた場合の10倍以上となり、標準型KURAMA-IIより測定時間が短くとも精度よいバックグラウンド評価が可能であることが示された。1400-2000keVの計数率と空間線量率のフィッティング式を補正して得られたバックグラウンド評価式は、y(
Sv/h)=0.062x(cps)であった。走行サーベイ測定データを用い、71区市町の平均値としてバックグラウンド空間線量率を示すとともに、これまでの標準型KURAMA-IIでの測定結果と比較した。高感度型と標準型のKURAMA-IIによるバックグラウンドはほぼ一致しており、高感度型KURAMA-IIでのバックグラウンド測定に適用可能なバックグラウンド評価式を求めることができた。
Cs and 
Cs radioactivity measurementsMalins, 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
被引用回数：6 パーセンタイル：40.04(Environmental Sciences)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.
吉村 和也; 三枝 純; 眞田 幸尚
Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3859_1 - 3859_9, 2020/03
被引用回数：16 パーセンタイル：63.84(Multidisciplinary Sciences)The initial decrease in the ambient dose equivalent rate (air dose rate) in 2011 after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident was studied using in-situ monitoring data obtained from March 16, 2011. The air dose rate showed a rapid decrease during the first 0.05 years followed by slow decrease, and the decrease was represented by combining two exponential functions. The air dose rate obtained in the area dominated by paved surfaces and buildings showed a quicker decrease than the unpaved-dominant field. The decrease in the air dose rate was facilitated in residential areas compared to the evacuation zone. These results suggest that urbanized areas and human activities could reduce external exposure of local residents. Comparison of decrease rates between this study and the simulations based on the parameters obtained in Europe suggests that radionuclide migration such as penetration into the soil and horizontal migration in Fukushima were smaller than those in Europe.
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
被引用回数：14 パーセンタイル：45.18(Environmental Sciences)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。
安藤 真樹; 山本 英明*; 菅野 隆*; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 190-191, p.111 - 121, 2018/10
被引用回数：18 パーセンタイル：52.33(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所から80km圏内での2013年から2016年までのKURAMA-IIを用いた歩行サーベイにより、生活環境での空間線量率が測定された。歩行サーベイ測定地点では42ヶ月間に38%にまで線量率が低下した。放射性セシウムの物理半減期による線量率の減少は55%に比べて明らかに早い減少となった。避難指示区域の区分ごとに空間線量率減少を調べた結果、人間生活の活発な地域において減少速度がより早いことが分かった。歩行サーベイにより測定した空間線量率は走行サーベイによる測定結果とよい相関を示しており、道路上の走行サーベイ結果は歩行サーベイによる道路周辺での空間線量率を反映したものとなっている。また、走行サーベイでの100m四方において、歩行サーベイによる空間線量率は大きく変化していることが分かった。歩行サーベイによる測定結果は、走行サーベイと攪乱のない平坦地上での測定結果の中間に位置した。歩行サーベイによる空間線量率は平坦地上での測定結果に比べて減少が早いことが分かった。
遠藤 章
Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07
被引用回数：11 パーセンタイル：72.2(Environmental Sciences)国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0
から90までは15間隔、また、180、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。
星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070009_1 - 070009_6, 2016/11
市販のスペクトロメータを使用して、いくつかのベータ核種についてスペクトルを測定した。得られたスペクトルの形状は理論値とよく一致した。パルス波高分布にエネルギーごとのICRP74の換算係数を乗じて、任意の深さの線量当量を評価した。スペクトルから評価した線量当量は線量率基準とよく一致した。
江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 辻本 和文
JAEA-Technology 2015-052, 34 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-052.pdf:5.02MB
大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇の評価が不可欠である。冷却ブロワ停止時の炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の空格子管領域に適用されている熱通過パラメータの適用性の検証が必要である。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を通過する一次元熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる熱通過パラメータを実験的に取得した。
津田 修一; 佐藤 達彦; 小川 達彦
Radiation Protection Dosimetry, 168(2), p.190 - 196, 2016/02
被引用回数：2 パーセンタイル：19.57(Environmental Sciences)重粒子線に対する生物学的効果を評価する上で、生体中での重粒子線の飛跡およびその近傍における詳細なエネルギー付与分布は重要なデータである。本研究では、PHITSに組み込まれている最新の生物学的線量評価モデルのエネルギー付与分布計算の精度検証を行うため、高崎量子研究所TIARAで 壁なし型組織等価比例計数管にペンシル状のビームを照射し、径方向の線エネルギー(y)分布データおよびyの線量平均値(yD)を取得した。その結果、PHITSによる計算結果は測定したy分布をよく再現することがわかった。また30MeV陽子は、陽子より重いイオンの場合と異なり、ビーム軸上(r=0.0m)でyD値は最小となり、ビーム軸に対する垂直面の径方向の距離とともに緩やかに増加した。これは陽子ビームと二次的に生成されるデルタ線の阻止能がほぼ等しいことに起因するためであり、約30MeV以上の陽子ビームでは飛跡構造がほぼ一様であることを実験的に示した。
斎藤 公明; 山本 英明
Radioisotopes, 63(11), p.519 - 530, 2014/11
放射線防護において外部被ばくの線量評価及び測定に用いられる諸線量のうち、福島事故における環境放射線測定・評価で頻繁に使用される線量に焦点を当てて、基本的な意味と特徴について説明する。この中で、基本的な物理量である吸収線量、放射線防護の判断基準となる実効線量と等価線量、放射線測定に使用される周辺線量当量
(10)と個人線量当量
p(10)を取り上げ、それらの関係等についてわかりやすく解説する。
-ray absorbed doses inside human body in criticality accident situations using phantom and tissue-equivalent dosimeters曽野 浩樹; 小嶋 拓治; 空増 昇*; 高橋 史明
JAERI-Conf 2005-007, p.315 - 320, 2005/08
個人線量計は、放射線事故時における人体への外部被ばくに関する重要な評価を与える。体内線量分布は、個人線量計測の結果から被ばく線量を推定する際に必要となるが、その大部分はコンピュータ解析による評価であり、その解析を検証するための実験データは、特に臨界事故状況下において、十分に供給されていないのが現状である。体内被ばく線量に係る実験データを取得するため、過渡臨界実験装置(TRACY)において、人体模型及び組織等価線量計を用い、臨界事故時線量計測に関する予備実験を行った。人体模型内部の中性子及び線吸収線量は、アラニン線量計及びホウ酸リチウム線量計の組合せ使用により、良好に測定することができた。人体模型内外で測定された線量の放射線レベル及び分布は、空気中で測定された線量との比較により、妥当なものであると考えられる。
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850
C,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。
三枝 純; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫; 吉田 真
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.91 - 95, 2004/09
被引用回数：4 パーセンタイル：29.18(Environmental Sciences)原研・放射線標準施設棟では、加速器中性子源を利用し、実際の作業場のスペクトルに近い種々の連続スペクトルを有する校正場(スペクトル可変校正場)の整備を計画している。本校正場の必要性と、開発を進めるうえでの基本的な方針についてまとめた。また、予想される中性子スペクトルを、モンテカルロ法により計算した結果についてまとめた。
吉澤 道夫; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 根本 久*; 吉田 真
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.81 - 84, 2004/09
被引用回数：3 パーセンタイル：23.51(Environmental Sciences)原研・放射線標準施設棟(FRS)にはコンクリート減速中性子校正場が整備されている。この場は、コンクリート壁及びブロックで囲まれた狭い空間の中にAm-Be線源を置き、散乱中性子により種々のスペクトルを作り出す場である。この場の中性子スペクトルをボナー球(BMS),球形反跳陽子比例計数管(RPC)及び液体シンチレーションカウンタ(NE-213)により測定した。BMSの結果とRPC及びNE-213による結果はよく一致した。そこで、BMSの結果から基準線量当量率を求めた。また、基準個人線量当量率を求めるために、中性子フルエンスの入射角度分布をMCNPモンテカルロコードを用いて評価した。その結果、散乱中性子はさまざまな角度で入射しており、これを考慮すると、基準個人線量当量率は、角度分布を考慮しない場合に比べて10-18%小さくなることがわかった。
中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09
被引用回数：2 パーセンタイル：17.16(Environmental Sciences)TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日
21日)において、中性子線量と線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。
植田 祥平; 高田 英治*; 角田 淳弥; 清水 厚志; 足利谷 好信; 梅田 政幸; 沢 和弘
JAERI-Tech 2004-047, 87 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-047.pdf:6.24MB
高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)では、1次冷却材として遮へい能力のある水ではなくヘリウムガスを用いているため、遮へい設計においては中性子のストーリーミングに特に留意する必要がある。特に、原子炉圧力容器上部には、31本のスタンドパイプが1次上部遮へい体を貫通しており、原子炉上方向への中性子ストリーミングに留意する必要がある。本報はHTTRの出力上昇試験のうち、遮へい性能検査における測定点選定の考え方,測定方法及び30MW定格出力までの出力上昇試験における測定結果についてまとめた。試験の結果、通常人の立ち入る区画の線量当量率は、中性子線が検出限界以下、線がバックグラウンド相当であり、運転管理上問題がないことを確認した。また、スタンドパイプ室の中性子線量当量率は、定格運転時で約120Sv/hであり、設計値(約330mSv/h)及び予測値(約10mSv/h)を十分下回り、遮へい設計の保守性を確認した。一方、スタンドパイプ室の線量当量率変化は、予測通り原子炉出力に対して非線形的に上昇することを確認した。
