Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(7), p.531 - 534, 2019/07
福島第一原子力発電所(以下、1Fという)敷地内に保管されている表面線量率5
Sv/h未満の汚染がれき類を資源化して敷地内に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のように放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の限定的な再利用の考え方などが示された例はない。そこで、適切な安全規制のために、1F敷地内での線量管理下の現存被ばく状況における再利用評価の考え方、1F敷地内での運用されている作業者及び周辺公衆の安全確保策に応じためやす濃度算出の方法論を構築するとともに、1F敷地内での道路材及びコンクリート構造材に関して用途別の資源化物のめやす濃度を試算して、とりまとめた。本報ではこの評価の方法について解説するとともに、1F敷地内の限定的な再利用の評価の一例について紹介する。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.203 - 207, 2019/01
福島第一原子力発電所(以下1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。
島田 亜佐子; 小澤 麻由美; 矢吹 光史*; 君山 和宏; 佐藤 賢二; 亀尾 裕
Journal of Chromatography A, 1371, p.163 - 167, 2014/12
被引用回数：14 パーセンタイル：48.77(Biochemical Research Methods)In order to analyze 
Mo in rubble samples from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, a separation method for Mo from Zr, Nb, and the other major elements of the rubble samples was developed. Firstly, loss of Mo during the digestion of simulated rubble samples was evaluated. Next, weight distribution coefficients (
's) of Zr, Nb, and Mo between an extraction chromatographic resin (TEtra VAlent actinide resin, TEVA resin) and acid solutions (HF-HCl and HF-HNO
solutions) were determined to obtain suitable solution conditions for the separation of Mo from Zr and Nb. Based on the obtained 's, a chromatographic separation scheme was designed and applied to the digested solution of the simulated rubble sample.
杉田 裕; 藤田 朝雄; 棚井 憲治; 長谷川 宏; 古市 光昭*; 奥津 一夫*; 三浦 一彦*
JNC TN8400 99-039, 58 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の処理処分に関しては、最終的には人間の生活圏から隔離することが必要との考え方に基づき、安定な形態にガラス固化し、30年間から50年間程度の冷却のための一時貯蔵をした後、地下の深い地層中に処分(地層処分)を行うことが基本方針とされている。処分場を積極的に埋め戻すという概念は地層処分に固有のものである。処分場の地下施設を埋め戻すのは、たとえば人工バリアを設置するために地下深部に掘削された坑道を空間のまま放置しておくと、地圧の作用により坑道の力学的安定性が損なわれたり、坑道そのものが地下水の卓越した水みちとなるなど、処分場に求められるバリア性能に有意な影響を及ぼすことが想定されるからである。これらバリアシステムに影響を与える要因を排除するため、廃棄体が定置された後の地下深部に掘削された坑道等は適切に処置しておく必要がある。廃棄体定置後に残された地下施設を埋め戻す材料を埋め戻し材という。本報告では、埋め戻し材として検討した。ここでは、混合する骨材として地下施設の建設時に大量に発生するずり(岩盤の破片)を模擬した礫およびケイ砂を用いた。また、埋め戻しでは必要に応じてプラグやグラウトを設置することとなる。プラグはその機能によってコンクリート材と粘土材が考えられ、グラウトもこれと同様のものが考えられる。本報告では、埋め戻しの概念、骨材混合体の諸物性、埋め戻し材、プラグ、グラウトの機能、施工法、工程についてとりまとめた。さらに、埋め戻し材、プラグ、グラウトの材料である骨材混合体、コンクリート材および粘土材料ごとに品質管理項目を抽出した。
青木 謙治*; 日比谷 啓介*; 塩釜 幸弘*; 戸井田 克*; 深沢 栄造*; 平 和男*; 久保田 翼*
PNC TJ1100 95-001, 66 Pages, 1995/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために掘削した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材等により閉鎖し(以下「シーリング」と呼ぶ)、廃棄体の隔離性能を長期にわたって確保する必要がある。本年度の研究成果を以下に示す。1)礫ベントナイト混合土の基礎的な物性(締固め特性、透水特性、膨張特性、熱特性)を、その混合比を変化させて取得し、既存の知見とともに、礫ベントナイト混合土の諸物性を検討した。2)シーリングシステム(埋戻し材、プラグ、グラウトからなる)の性能を評価するために核種の移流、拡散、吸着、放射性崩壊等の過程を考慮できる核種移行解析を実施した。3)カナダのURLサイトにおける立坑シーリング試験の設計を行い、具体的な試験項目を抽出するとともに、試験対象を選定し、全体の施工工程を設定した。
not registered
PNC TJ1281 92-002, 546 Pages, 1992/02
性能評価に用いられる解析モデルは全体システム評価モデルと現象解析モデルとに大別される。これらはそれぞれ、全体システム評価モデルが個々の現象の重要性を明らかにし、現象解析モデルが全体システム評価モデルにおける簡単化の妥当性を保証するという様に相互に深く関連しつつ、並行して開発されるべきのものである。この観点からは、近年の各現象解析モデルの進歩と特に平成3年度研究開発成果報告書に向けての科学的知見の整理がなされたという事実は、これら詳細な現象理解の成果を体系的に総合し得る次世代型の全体システム評価モデルを開発すべき時期にあることを告げるものと考えられる。本研究は、上記の科学的知見を地下水シナリオの詳細な記述として整理し、これに基づき特に以下の点について新たなシステム評価モデルを開発したものである。・平行平板亀裂、球状粒子、及びチューブ状流路とその組み合せを考慮した二重空隙モデル・表面錯体生成及びイオン交換反応に起因する非線型性を考慮した吸着モデル・複数崩壊系列、移行途中の沈澱生成及び非線型吸着を考慮したニアフィールド核種移行評価モデルまた、これらの新たなモデルを用いて、平成3年度研究開発成果報告書における評価結果を検証するための解析を行った。
松本 正勝; 山内 勇*; 古平 恒夫
JAERI-M 82-068, 16 Pages, 1982/07
疲れき裂進展試験におけるき裂長さの測定を自動的、連続的に行うために、直流電位差法による方法を採用した。本報告は上記の方法によって高温疲れき裂長さを電位差変化として定量的に得るために、SUS304鋼と2 1/4Cr-1Mo鋼についてキャリブレーションカーブを求めたもので高温試験においても室温と同様の精度でき裂長さの測定が可能であることがわかった。
構造強度研究室; 電力中央研究所*
JAERI-M 8005, 50 Pages, 1979/01
本報告は原研と電中研との共同研究により、原研で実施した軽水炉用圧力容器第5号モデルおよびNSRR用インコネル718管の内圧疲水試験時にAE法を適用して、き製の伝播挙動を調べた試験結果をまとめたものである。圧力容器モデルおよびインコネル728管に予め設けた人口切欠きからのき製の伝播挙動のAE法による追跡結果では、定性的にAEがその挙動よく表わしていることが明らかとなった。しかし、同時に計測を行った電位差法(スメックゲージ)によるき製伝播長さの測定結果と定量的に比較することは、現時点では困難であり、今後まだ開発すべき要素が多いように思われる。また、圧力容器および配管等の構造物モデルによる内圧負荷試験では、試験時に発生するノイズの問題も今後解決しなければならない要素の一つであろう。
柴田 勝之; 川村 隆一
圧力技術, 14(4), p.169 - 176, 1976/04
本研究では内圧負荷を受ける配管構造物の疲れき裂伝播挙動および不安定破壊発生挙動を把握する目的で、構造物モデルによる実験を行った。 実験は2種の板厚のZr合金管試験片を使用し、平均応力と応力レベルを変えて行い、き裂伝播挙動におよぼす効果を調べた。さらに疲れき試験終了後内圧負荷による破壊実験を実施し破壊発生基準の検討を行なった。 実験結果を要約すると、1)き裂伝播速度は次式で表現される da/dn=A
(1-R
)・
K/〔(1-R)K
-K〕 2)またZr合金管の破壊条件は次式となった (
)
=564a
a:破壊発生き裂半長 :周方向応力
柴田 勝之; 川村 隆一
圧力技術, 14(3), p.127 - 134, 1976/03
変動内圧負荷を受ける配管構造物において、軸方向き裂の伝播問題は工学上きわめて重要である。本論ではこの問題に関して、構造物モデルを供試体として繰返し内圧試験法によるき裂伝播試験を実施した。実験は約120
mmのZr合金管を供試試験体に用い、貫通き裂および未貫通き裂伝播挙動に関して応力およびき裂形状を種々変えて行なった。その結果によると、1)き裂伝播速度は大略応力拡大係数を用いてよく整理できる。2)未貫通き裂が板厚を貫通する付近ではき裂伝播速度は飽和の傾向を有する。3)疲れ破面は?K=200kg・mm
付近で引張型からせん断型へと遷移する。などが明らかとなった。
島田 太郎; 高井 静霞; 武田 聖司
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した大量の汚染がれきのうち、放射能濃度が比較的低いものを再利用するためには、資源化処理されたがれきの放射能濃度を測定・評価によって明らかにして、再利用可能とされるめやす濃度以下であることを確認する必要がある。本研究では、資源化処理された汚染がれきを対象に、放射線測定と逆解析手法を組み合わせて、資源化物内部の放射性セシウム濃度分布を評価する手法について検討した。がれきを収納した容器表面の線量率分布を測定する装置に関しては、既存の放射線測定装置の中から、多点数を同時に測定可能なプラスチックシンチレーションファイバーを用いた装置を想定した。また、内部の放射能分布を評価する逆解析手法に関して、代表的な7つの手法を典型的な濃度分布に適用した結果、今回の評価条件で真値を精度よく推定できた手法はGVSPM法及びML-EM法などであった。
三輪 一爾; 島田 太郎; 高井 静霞; 鍋倉 修英; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)敷地内に保管されている汚染がれきを資源化物として敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。本研究では、1F敷地内での道路材(舗装材、路盤材)への再利用を想定し、再利用可能とする資源化物中の放射性セシウム濃度のめやす値を試算した。1F敷地内では廃止措置に向けた作業に従事する作業者はすべて放射線業務従事者として登録され、被ばく線量管理が行われている。こうした状況下において、限定的に再利用される資源化物のめやす濃度を設定した例は国際的にもなく、新たな考え方を導入する必要がある。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、汚染がれきから取り出された放射性物質を有する資源化物を使用することによって上昇する空間線量率が、BG線量率を超えないことを必要条件とした。1F敷地内サーベイマップからBG線量率を1Sv/hと設定し、再利用によって上昇する空間線量率がこれを超えないように、各再利用用途のめやす濃度を試算した。試算の結果、1F敷地内で限定的に再利用可能なめやす濃度はアスファルト道路の舗装材で最小の7,400Bq/kg、コンクリート道路の路盤材で最大の10万Bq/kgとなった。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。
三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司
no journal, ,
本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認できた。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中核種濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。以上の評価から、算出しためやす濃度での限定再利用が妥当であることを確認した。
島田 太郎; 行川 正和*; 高井 静霞; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)敷地内での限定した再利用にあたっては、資源化物が想定されるめやす濃度を超えないことを測定によって確認する必要がある。本研究では、1Fサイトでの検認のため、多点数での放射線検出が可能なプラスチックシンチレーションファイバー(PSF)と逆解析を組み合わせた濃度評価手法の整備を目指し、測定精度の向上のための測定体系・方法を検討した。模擬資源化物に対する放射線測定を実施するとともに、MCNPによってPSF位置の
線フラックスを解析し、両者の結果を比較した。PSF長さ方向の位置分解能、線エネルギーに応じた検出効率などの補正により、測定結果と解析結果がおおむね一致し、逆解析によって資源化物の放射能濃度を推定できる可能性が示された。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)敷地内に保管されている表面線量率5Sv/h以下の汚染がれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のように放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の限定的な再利用に対し、その安全確保の考え方、評価の方法論、線量の参考レベルは示されていない。そこで、本研究では1F敷地内での線量管理下の現存被ばく状況における再利用評価の考え方、方法論を構築するとともに、1F敷地内での道路材及びコンクリート構造材への再利用を可能とするめやす濃度を試算した。
