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坪田 陽一; Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Suteau, C.*; Lallot, Y.*; Bouland, A.*; Roulet, D.*; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ取出しを安全に実施するためには、燃料デブリの切断時に発生する放射性微粒子の定量評価が必要である。我々はウラン含有のIn/Ex-Vessel組成を持つ模擬燃料デブリを作製し、それらを加熱した際に生じるエアロゾルの物理、化学的特性を評価した。それらを基に1F-Unit2の燃料デブリを加熱法の代表例であるレーザー切断した際に生じるエアロゾルの同位体組成と放射能を推定したところ、
Pu、
Am、
Cmを主とするプルトニウムが
核種として、Pu、
Cs-Ba、
Sr-Yが
核種としての着目核種であることが分かった。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 237(5), p.947 - 957, 2023/10
被引用回数：4 パーセンタイル：69.72(Engineering, Multidisciplinary)確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は、大規模かつ複雑なシステムのリスクを評価するために用いられる手法である。しかし、従来のイベントツリーやフォールトツリーを用いたPRAでは、原子力発電所の構造物、系統及び機器が損傷するタイミングを考慮することは困難である。そこで、この課題を解決するために、RAPID(Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)を用いて、熱水力解析と外部事象のシミュレーションを組み合わせた手法を提案した。加圧水型原子炉のタービン建屋内での内部溢水を表現するために、ベルヌーイの定理に基づいた溢水伝播モデルを適用した。加えて、溢水源の流量や緩和システムの故障基準などの不確実さを考慮した。シミュレーションでは、運転員がいくつか簡略化を行うことにより、運転員による溢水源の隔離操作と排水ポンプを用いた回復操作をモデル化した。その結果、隔離と排水を組み合わせることで、溢水発生時の条件付炉心損傷確率を約90%低減できることが示された。
2021年度)阿部 智久; 舟木 泰智; 吉村 和也; 尻引 夏*; 眞田 幸尚
JAEA-Data/Code 2023-001, 38 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-001.pdf:3.04MB
JAEA-Data-Code-2023-001-appendix(CD-ROM).zip:32.02MB
本調査では内閣府からの委託を受けて、特定復興再生拠点区域の内部被ばく評価に資するため、福島県の3市町村(双葉町、大熊町、富岡町)において、大気浮遊塵中の放射性物質に関する調査を実施した。対象とした市町村にダストサンプラーを設置し、大気放射能濃度を調査するとともに、実測値に基づく内部被ばく線量を評価した。本報告書は、当該受託事業が開始した2018年度から2021年度までの測定結果をとりまとめたものである。大気放射能濃度及び実測値に基づく内部被ばく線量評価結果、基礎データとして気象観測データなどをデータベース化した。
山崎 泰広*; 篠宮 啓介*; 奥村 忠晴*; 鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久; 中村 唯我*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.14_1 - 14_12, 2023/05
The suspension plasma spray (SPS) technique has attracted attention because of its various microstructures, which can be achieved by mixing submicron spray particles with a solvent to form a suspension. Thermal barrier coatings (TBCs) with a columnar structure, which might achieve high strain tolerance, can be obtained using the SPS technique. In this study, the internal stress distribution of the SPS-TBC with different columnar structures was evaluated by hybrid measurement using high-energy synchrotron X-ray diffraction analysis and laboratory low-energy X-rays. The effect of microstructure on the internal stress distribution of the SPS-TBC was discussed on the basis of the experimental results. In addition, the in-plane internal stress was decreased by decreasing the column diameter. The thin columnar microstructure of the SPS-TBC has superior strain tolerance. The internal stresses in the column of the SPS-TBC are periodic decrements caused by stress relaxation in porous layers.
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁
JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01
JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。
雨宮 雄太郎*; 中田 伸生*; 諸岡 聡; 小坂 誠*; 加藤 雅治*
ISIJ International, 62(2), p.282 - 290, 2022/02
被引用回数：2 パーセンタイル：32.54(Metallurgy & Metallurgical Engineering)To gain a deeper understanding of the dynamic accommodation mechanism of the internal stress in pearlite originating from the lattice misfit between ferrite and cementite phases, the lattice parameter ratios of cementite, b
/a and c/a, were locally analyzed in detail using the electron backscatter diffraction (EBSD) technique. The EBSD analysis revealed that the lattice parameter ratios of the cementite lamellae clearly differed from those of the spheroidized cementite particles, indicating that pearlite has a certain amount of internal stress as long as it maintains a lamellar structure. The internal stress in pearlite gradually decreased during the isothermal holding at 923 K after the pearlitic transformation due to the interfacial atomic diffusion of Fe atoms. However, a comparison with the theoretical values obtained from the Pitsch-Petch orientation relationship revealed that a large amount of internal stress had been already accommodated during the pearlitic transformation by the introduction of misfit dislocations and structural ledges on ferrite/cementite lamellar interfaces, i.e., the internal stress of pearlite is dynamically reduced by two different processes; built-in accommodation upon pearlitic transformation and additional time-dependent relaxation after pearlitic transformation. On the other hand, the analysis of the EBSD and neutron diffraction results yielded intriguingly different lattice parameters of cementite, indicating that various crystallographic orientation relationships between ferrite and cementite coexist in pearlite. Furthermore, the elastic strain energy analysis suggests that the invariant-line criterion on the ferrite/cementite interface plays an important role for the selection of orientation relationships in pearlite.
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫
JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB
現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。
細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.
Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01
被引用回数：23 パーセンタイル：86.19(Environmental Sciences)低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする35ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h
から1109nGy hの間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m
から1015Bq mであった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq mを超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*
Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02
被引用回数：18 パーセンタイル：83.61(Multidisciplinary Sciences)福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。
Carter, L. M.*; Crawford, T. M.*; 佐藤 達彦; 古田 琢哉; Choi, C.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*; Zanzonico, P. B.*; Lewis, J. S.*
Journal of Nuclear Medicine, 60(12), p.1802 - 1811, 2019/12
被引用回数：21 パーセンタイル：80.34(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)従来の内部被ばく研究では、CT画像などに基づき構築したボクセル人体ファントムを適用し、線量評価データを解析することが一般的であった。しかし、皮膚や膜状組織などをより精密に表現できるポリゴンメッシュ人体ファントムの開発が進められており、内部被ばく研究でもこのファントムを用いた評価が要求されている。しかし、モンテカルロ放射線輸送計算コードにこのファントムを取り込んで計算を行うことは、コードに精通していない場合は難しい現状となっている。そこで、PHITSの使い方に関する詳しい知識を持たないユーザーでも、このファントムを用いた内部被ばく線量計算が簡単にできるツールPARaDIMを開発した。このツールでは、グラフィカルインターフェースにより、使用する四面体メッシュファントムの選択や臓器毎の放射性核種の設定、そしてPHITSの実行が操作できる。このツールを用いた実行例をいくつか示し、先行研究との比較を行うことで、本ツールの有用性を確認した。
三輪 一爾; 武田 聖司; 飯本 武志*
Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.372 - 375, 2019/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)福島事故後の除染作業によって発生した除去土壌を再生資材として再利用する方針が環境省により示されている。有効な再利用用途の1つである海面埋立地では、施工時に溶存した放射性Csの他に土粒子に付着した放射性Csの海洋への流出が予想されるため、安全評価上、両形態の核種移行を評価できるモデルが必要となる。そこで本研究では、施工時および供用時の放射性Csの流出をモデル化し、海洋に流出した核種についてはOECDにより示されたSediment modelにより移行評価を行った。沿岸域における核種移行評価にSediment modelを用いることの妥当性を、福島沿岸域の実測値の再現計算により確認した。施工時および供用時の核種流出を評価するモデルおよびSediment modelをクリアランスレベル評価コードPASCLR2に組み込むことで、海洋へ流出した核種からの被ばく線量評価を行えるようにした。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 宗像 雅広
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2019 (ASRAM 2019) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2019/09
屋内退避による内部被ばくの低減効果を高めるための手段の一つとして空気清浄機の稼動が挙げられる。低減効果を最も効果的に高める空気清浄機の稼動方法を検討するために、本研究では、空気清浄機の除去効率を実験的に調査し、その実験結果を用いて低減効果を計算した。その結果、空気清浄機の風量が大きいほど低減効果がより高まることが示された。
丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05
JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB
2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。
雨宮 雄太郎*; 中田 伸生*; 諸岡 聡; 小坂 誠*; 加藤 雅治*
鉄と鋼, 105(2), p.314 - 323, 2019/02
被引用回数：5 パーセンタイル：29.02(Metallurgy & Metallurgical Engineering)パーライト変態中の応力緩和機構をより深く理解するために、電子線後方散乱回折法(EBSD)を用いて、セメンタイトの格子定数比を局所分析した。その結果、ラメラ状態のセメンタイトの格子定数比は球状態のセメンタイト粒子と大きく異なることを発見した。これは、パーライト組織がラメラ構造を維持する限り、ある程度の内部応力を保持することを実証した結果である。さらに、パーライト組織中の内部応力は、923Kの等温保持により、鉄原子の界面原子拡散が生じ、徐々に減少することを発見した。しかしながら、マイクロメカニクスを用いたPitsch-Petchの方位関係を満足させたフェライトとセメンタイトを仮定した内部応力の理論計算では、ミスフィット転位や構造レッジの導入により、パーライト変態中に多くの内部応力が緩和するという結果が得られている。つまり、パーライト組織の持つ内部応力は2つの異なるプロセスによって、動的緩和が進行すると考えられる。すなわち、それは、ナノ組織の形成による緩和と、時間に依存した焼鈍による緩和である。また、EBSD分析と中性子回折により測定したセメンタイトの格子定数は、異なる値を示した。これは、パーライトの階層組織に起因した局所情報とバルク平均情報の差異であると考えられる。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 宗像 雅広
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/10
屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子(自然換気率,沈着率,浸透率)に影響される。それら因子は材質等によって異なるため、国によって屋内退避による低減効果が異なり、欧米で提案された低減効果を他の国に適用できない。そこで本研究では、日本における各因子の値を実験的に求め、その実験的に求めた値を用いて、日本での屋内退避による内部被ばくの低減効果を導出した。
斎藤 公明; 高原 省五; 植頭 康裕
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(2), p.111 - 115, 2018/02
日本原子力研究開発機構では福島第一原子力発電所事故以来、放出された放射性物質に起因する外部被ばく線量、内部被ばく線量を評価するとともに、リスクコミュニケーション活動を継続して実施してきた。外部被ばくに関しては、統計的に被ばく線量分布を評価する手法、詳細な空間線量率の測定により個人線量を現実的に推定する手法をそれぞれ開発し評価を行った。内部被ばくに関しては、県民健康調査の中でホールボディカウンタによる多数の住民を対象にした測定と線量評価を実施した。約250回に及ぶ「放射線に関するご質問に答える会」を開催し、住民の不安に対応する活動を行った。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 渡邊 正敏*; 宗像 雅広
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11
屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子に影響される。これら因子が低減効果にどの程度の影響を与えるかを把握することは、屋内退避の実効性を効率的に向上させるために特に注目すべき変動因子を明らかにする上で重要である。本研究では、屋内外の放射性物質の交換を模擬したコンパートメントモデルと文献調査によって得られた変動因子の変動幅を用いて低減効果の感度解析を行った。その結果、粒子状物質に対しては浸透率が、ガス状物質に対しては屋内退避時間と自然換気率が大きな感度を持つことが示された。
清水 憲一*; 小池 裕基*; 山田 大貴*; 小原田 和也*; 田中 啓介*; 菖蒲 敬久
材料, 65(9), p.657 - 664, 2016/09
結晶性熱可塑性樹脂PPSを炭素短繊維で強化したCFRPの射出成型平板からスキン層のみの試験片を作成し、引張負荷状態で、エネルギー12.3keVの単色放射光により透過法・並傾法で試験片内部の母相の応力測定を行った。その結果、PPSの母相応力がX線応力測定標準で決定できること、繊維が一方向に完全に配向したCFRPの応力分配計数をマイクロメカニックスにより予測した結果と実験結果がほぼ一致することなどを明らかにした。
