Assessment of residual doses to population after decontamination in Fukushima Prefecture

森 愛理; 高原 省五; 石崎 梓; 飯島 正史; 眞田 幸尚; 宗像 雅広

Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 1), p.74 - 82, 2017/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2016.06.023

福島第一原子力発電所事故により多量の放射性物質が環境中へ放出され、事故の影響を受けた地域で暮らす住民は日常生活を通して放射線を被ばくしている。住民の被ばく線量を管理するために、年間の追加被ばく線量を1mSv/y以下にするという長期的目標が定められ、この目標を達成するために、測定値における0.23Sv/hが除染実施の目安値とされた。本研究の目的は、この目安値に基づく除染作業の効果を明らかにし、今後の除染戦略における課題を抽出することである。本研究では確率論的なアプローチを用いて福島県内における屋内作業者、屋外作業者および自宅滞在者の年間の実効線量を評価した。本研究で用いた確率論的なモデルでは、生活パターンおよびCs-137の地表面濃度の変動を考慮した。評価の結果、福島県の全59の自治体のうち53の自治体における屋内作業者および自宅滞在者については、汚染発生から5年後の年間実効線量の95パーセンタイル値が1mSv/yを下回っていた(0.026-0.73mSv/y)。しかし、25の自治体の屋外作業者については1mSv/yを上回っていた(1.0-35mSv/y)。したがって屋内作業者および自宅滞在者に対しては目安値が有効であるが、屋外作業者にさらなる対策をすべきか否かを判断するためには、より現実的な仮定を用いた詳細な評価が必要であることがわかった。

福島第二原子力発電所3号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書(受託研究)

福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05

JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB

本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

女川原子力発電所1号機シュラウドサンプル(O1-H2)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-012, 62 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-012.pdf:16.4MB

東北電力(株)女川原子力発電所1号機(沸騰水型)では、第15回定期検査の際に、炉心シュラウド中間部リングH2及び下部リングの溶接線近傍にき裂が確認された。本調査は、東北電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的な調査データを入手し、原研独自の報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかになった。(1)中間部リングの外表面近傍には150250m程度の深さまで硬化層が存在した。(2)き裂の内部には腐食生成物が付着しており、腐食が粒内へ進行した部位も見られた。(3)中間部リング外表面近傍から100m程度の深さの領域では主として粒内割れが観察され、200m程度の深さより内部の領域では、粒界割れが観察された。(4)結晶粒界には、熱鋭敏化材に見られるようなCr濃度の顕著な低下傾向がなかった。(5)中間部リング材料の化学組成は、JIS規格SUS304Lに相当する組成であった。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。

福島第一原子力発電所4号機シュラウドサンプル(1F4-H4)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-004, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-004.pdf:31.62MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所4号機(沸騰水型,定格出力78.4万kW)において、第12回定期検査(平成5年9月平成6年2月)の自主点検の際に、炉心シュラウド中間部胴H4溶接部にき裂が発見された。本研究は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含むSUS304Lの材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本研究により、以下の結論が得られた。(1)観察したき裂のほぼ全体が粒界割れであった。き裂内部には腐食生成物が付着し、一部は粒内に成長していた。また、2次き裂の一部は溶接金属に達していた。(2)表面近傍のビッカース硬さは300程度に高くなっていた。また、照射による母材の硬化が認められた。(3)結晶粒界ではCr濃度の低下とNi及びSi濃度の増加が観察された。これら合金元素の濃度変化は照射により誘起された拡散,偏析過程により生じたものと考えられる。本研究の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。