Identification of carbon in glassy cesium-bearing microparticles using electron microscopy and formation mechanisms of the microparticles

日高 昭秀

Nuclear Technology, 208(2), p.318 - 334, 2022/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2021.1929767

福島第一原子力発電所事故時に放出されたガラス状セシウム含有微粒子(タイプA)の生成機構として、著者は、以前、3号機の水素爆発時に、非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィルタのガラス繊維が溶融し微粒化したことが原因である可能性を指摘した。この仮説が正しければ、ガラス繊維には炭素を含むバインダが塗布され、その近くには活性炭フィルタがあるため、623K以上で自然発火する炭素は、水素爆発の短い加熱期間中に燃焼し切らず、タイプAの中またはタイプAの近くに残っている可能性がある。従来の類似研究は、粒子固定用に炭素テープを用いていたため炭素の同定が困難であった。そこで、本研究では炭素以外のテープと電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて測定を行った。その結果、タイプAはバインダ由来の炭素を含み、タイプAに付随する非球形粒子やタイプAを覆う被膜には、活性炭フィルタ起源と考えられる炭素を含むことを確認した。この結果は、従来の生成機構では説明できず、著者が提案した仮説によって説明可能である。タイプAの生成機構を決定するのは時期尚早かもしれないが、本情報は生成機構の温度条件を制限するのに有用と考えられる。

Temporal change in atmospheric radiocesium during the first seven years after the Fukushima Dai-ich Nuclear Power Plant accident

阿部 智久; 吉村 和也; 眞田 幸尚

Aerosol and Air Quality Research, 21(7), p.200636_1 -  200636_11, 2021/07

https://doi.org/10.4209/aaqr.200636

After the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident, atmospheric radiocesium concentration has been monitored by the Nuclear Regulation Authority (NRA) as a national project to assess its temporal change from August 2011 to November 2017. During the first two years, the atmospheric radiocesium concentration ranged between 10 - 100 Bq m, while concentrations of 10 - 10 Bq m were detected about seven years after the accident. Moreover, two years after the accident, the resuspension factor (RF) ranged between 10 - 10 m and gradually decreased to 10 - 10 m over time. Thus, the time dependence of RF can be divided into two phases, including a rapid decrease for the first two years, followed by a slow decreasing phase. The annual average RF values were also reduced by about half due to decontamination. Furthermore, to investigate the impact of anthropogenic activities on the RF temporal change, the monitoring data were classified into two groups, namely inside and outside the Fukushima evacuation zone. The RF decreased faster in the second than in the first group, which was consistent with the reported data on the time dependence of the air dose rate, suggesting that anthropogenic activities can promote environmental remediation and thereby reduce atmospheric radiocesium content. In addition, the currently observed RF reduction was faster than that reported for the Chernobyl Nuclear Power Plant accident for the same period, consisting with faster environmental remediation at catchment scale in Fukushima compared to Europe.

Analysis of debris samples of Tokyo Electric Power Company Holdings Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Translated document)

燃料デブリ等研究戦略検討作業部会

JAEA-Review 2020-055, 171 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-055.pdf:5.66MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業を進めるにあたっては、燃料デブリの取出し及び取出した燃料デブリの保管管理及び処理処分に係る工程設計及び工程管理を行う必要がある。このためには、格納容器・圧力容器内の内部調査や、今後取得される燃料デブリ等サンプルの分析を行うことにより、燃料デブリの特性や堆積状態、核分裂生成物・線量の分布、構造材の破損や腐食状態等の現場の状況を明らかにすることが不可欠である。さらには、これら現場の状況に関して得られた知見や情報を用いて事故時に生じた現象を理解し、事故原因の究明を進めていくことにより得られる知見や情報を適時適切に廃炉の工程設計及び工程管理に反映するとともに、それらを継続的に改良していくことが重要である。廃炉に向けた中長期ロードマップでは、2021年内には初号機の燃料デブリの試験的取出しが目標とされている等、今後、燃料デブリを含むサンプル分析及び内部調査が本格化する。このことから、廃炉作業を安全かつ着実に進めるニーズの観点で、燃料デブリの取出し、保管管理、処理処分及び事故原因の究明においてどのような課題があるのか、その課題を解決するためには燃料デブリについて何をどのように分析すればよいのかについて検討し、推奨としてまとめた。実際に、どこの施設でどの分析をどのような順番で行うかの分析実施計画は、それぞれの目的に応じ優先順位を付けて、本報告書の内容を参考に策定されることが望まれる。

External dose evaluation based on detailed air dose rate measurements in living environments

佐藤 哲朗*; 安藤 真樹; 佐藤 正子*; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105973_1 - 105973_7, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.05.005

避難指示が解除された後に住民が帰還した場合の現実的な外部被ばく線量を推定する方法について考案し、考案した方法に基づき調査を行った。6つの町村に帰還を検討している211人の住民を対象に、2014年度, 2015年度及び2016年度の3年間にわたり調査を実施した。帰還後に想定される生活行動パターンについて対象者へのヒアリングを実施した後、ヒアリング結果に基づき詳細な空間線量率の測定を行った。自宅内の線量率測定ができなかった15名の対象者を除いて、外部被ばく線量の最大値と平均値はそれぞれ4.9mSv/y, 0.86mSv/yとなった。被ばく線量の平均値とばらつきの大きさは避難指示区域の区分により異なるが、全対象者の93.3%において、推定される外部被ばく線量は2mSv/y以下であった。本研究での調査対象者全員の生活行動パターンの解析において、年間の生活時間のうち平均で87%の時間を屋内で過ごすという結果が得られた。さらに、自宅での被ばく線量が年間の被ばく線量の66.8%を占めるという結果が得られた。このことから、被ばく線量を現実的に評価するには自宅内の空間線量率を測定することが重要であるといえる。

Reconstruction of a Fukushima accident-derived radiocesium fallout map for environmental transfer studies

加藤 弘亮*; 恩田 裕一*; Gao, X.*; 眞田 幸尚; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105996_1 - 105996_12, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.105996

Ascertaining the initial amount of accidentally released radiocesium is fundamental for determining the extent of radioactive contamination following nuclear accidents, and is of key importance to environmental transfer models. A series of the airborne monitoring surveys of radioactivity have conducted by the Japanese MEXT, and provide basic information on radioactive contamination following the accident. However, there are no clear guidelines regarding the selection of airborne monitoring survey results for estimating the initial fallout input in studies of the environmental transfer of radiocesium. This study reconstructed a fallout map of Fukushima accident-derived radiocesium based on a comparison of the radiocesium deposition densities derived from the third and fifth airborne monitoring surveys.

福島第一事故由来物質に対する環境モニタリング手法の最先端,3; 事故7年後の福島の放射線分布状況および環境モニタリング技術の最前線

眞田 幸尚

日本原子力学会誌ATOMO, 61(6), p.453 - 456, 2019/06

福島県で実施されている大規模な放射線モニタリングの情報を整理するとともに、福島第一原子力発電所事故直後からの線量率の変化傾向の考察および住民のニーズに応えるための放射線計測技術の新技術について紹介する。

東京電力福島第一原子力発電所事故時におけるオフサイトの防災業務関係者の外部被ばく線量評価(受託研究)

嶋田 和真; 佐々木 利久*; 飯島 正史*; 宗像 雅広

JAEA-Research 2018-012, 68 Pages, 2019/02

JAEA-Research-2018-012.pdf:4.15MB

防災業務関係者の放射線防護を検討するために、東京電力福島第一原子力発電所事故時のオフサイトの防災業務関係者の外部被ばく線量を評価した。2011年3月12日から31日までに活動内容が詳細に記録された防災業務関係者の1日毎の個人線量の最大値は12日に双葉町で避難支援に従事していた防災業務関係者の650Svであった。次に、大気拡散沈着計算コードを用いて先行研究により推定されたソースタームから放射性核種の大気中濃度と地上面沈着量を計算し、オフサイトの空間線量率を推定した。そして、防災業務関係者の記録の中で日々の活動内容と個人線量が連続的に記録されていた6名に対して外部被ばく線量を計算し、活動領域における計算結果の最大値及び平均値と個人線量計の測定値とを比較した。その結果、活動領域の線量率の最大値から算出した外部被ばく線量の計算値が実測値を概ね包含することを示した。

Using two detectors concurrently to monitor ambient dose equivalent rates in vehicle surveys of radiocesium contaminated land

武石 稔; 柴道 勝; Malins, A.; 操上 広志; 村上 晃洋*; 三枝 純; 米谷 雅之

Journal of Environmental Radioactivity, 177, p.1 - 12, 2017/10

AA2016-0534.pdf:1.79MB

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2017.05.010

通常の車両サーベイでは、地上1m高さの空間線量率に換算するために、同じ場所で車両の検出器及び車両を移動し1m高さの空間線量率を手持ち測定器で測定し、両者を比較している。車両測定結果を地上1m高さ値に、より正確に換算するため、2個の検出器を原子力機構の専用のモニタリング車の異なる高さに設置し、福島の避難区域等で測定、地上1m高さの測定結果と比較した。その結果、車両の異なる高さに設置した単一の検出器測定値から地上1m高さ値に換算した場合に比べて、車両2検出器を両者とも用いて換算した方が精度が高く、手持ち測定値に対して20%の範囲内にあった。また道路上の放射性セシウムの存在量が周辺より少ない場合は、車両の検出器の測定高さを高くすることにより道路周辺の空間線量率に近づいた。また、車両検出器の設置高さにについてモンテカルロシミュレーションコードを用いて検討した。

Analysis for progression of accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code

松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08

The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.

Environmental radiation monitoring in Fukushima, 6; External dose evaluation based on monitored air dose rate

佐藤 里奈; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 佐藤 哲朗*

no journal, , 

Just after the accident, the Japanese government had been applied a simple model (supposing spending 8 hours outdoors and 16 hours indoors, using dose reduction factor (0.4) of indoor ambient air dose rate, and estimation based on integrated ambient dose equivalent). In 2013, the Nuclear Regulation Authority (NRA) showed that individual exposure dose is important as practical value to control exposure when residents return into the zone of which evacuation order is lifted. Using personal dosimeter is common method for measuring individual exposure dose however there are some difficulties. For example, personal dosimeter measurement can't be applied in the area restricted to enter, or it's a burden to wear personal dosimeter always. Therefore, semi-theoretical models, which can evaluate individual exposure easily based on measured air dose rate, have been developed. This study shows these methods to evaluate external exposure dose (i.e. governmental simple model, personal dosimeter, and semi-theoretical model) and quantitative relationship among those methods.