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Cs supply from rivers to coastal waters off Fukushima considering human activities池之上 翼; 嶋寺 光*; 中西 貴宏; 近藤 明*
Water (Internet), 15(15), p.2734_1 - 2734_18, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所事故は沿岸海域における堆積物へのCsの蓄積を引き起こした。また、河川から海洋へのCsの供給は沿岸海域における堆積物中のCsの長期的な挙動に影響を与える可能性がある。福島沿岸の河川流域には大規模な除染地域や避難指示地域が含まれているため、除染作業や農業再開を考慮することはCsの供給量を予測する上で重要である。そこで本研究は、これらの人間活動の影響を考慮した分布型放射性セシウム予測モデルを用いて、福島沿岸河川から海洋へのCs供給量の30年間の予測を実施した。結果として、除染地域と避難指示地域のある河川流域では人間活動により、農地、市街地、森林から河川へのCsの流出量は5.0%、海洋へのCs供給量は6.0%それぞれ減少すると推定された。これらの結果は、人間活動がCsの流出と供給に与える影響は小さかったことを示している。事故の影響を受けた河川から海底堆積物へのCs供給量は、事故初期の沿岸海域における堆積物中のCsの存在量に対して11%から36%に相当すると推定された。したがって、沿岸海域における堆積物中のCsの長期的な挙動には河川から海洋へのCs供給が重要なプロセスであることが示唆された。
Cs in the Abukuma River basin considering the characteristics of Cs behavior in land uses池之上 翼; 嶋寺 光*; 中西 貴宏; 近藤 明*
Science of the Total Environment, 876, p.162846_1 - 162846_12, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：52.26(Environmental Sciences)土地利用のCsの挙動特性を考慮し、阿武隈川流域におけるCsの30年間の環境動態シミュレーションを実施した。30年間で海洋へ輸送されたCsは阿武隈川流域の初期沈着量の4.6%に相当し、阿武隈川流域に沈着したCsの実効半減期はCsの半減期より3.7年(11.6%)短くなると推定された。これらの結果は事故によって沈着したCsが数十年残留し続ける可能性があることを示唆するものであった。土地利用におけるCsの挙動を分析した結果、2011年における市街地による海洋へのCsの輸送の寄与は、総輸送量の70%に相当すると推定された。一方で、2012年から2040年における農地による輸送の寄与は総輸送量の75%に相当すると推定された。事故後30年間、人間活動のある地域とない地域に残留するCsの放射性崩壊を除いた削減率は、それぞれ11.5%から17.7%、0.4%から1.4 %と推定された。これらの結果は、過去から将来にかけて人間活動が土地に残留するCsの減少を促進することを示唆するものであった。
日下部 一晃*; 渡邊 雅範; 西内 征司*; 山崎 琢平*; 井上 広海*
環境放射能除染学会誌, 11(1), p.15 - 23, 2023/03
2011年3月に発生した福島第一原子力発電所事故による放射性物質の拡散に伴い、福島県をはじめ、広範囲にわたる地域が汚染された。除染や放射性物質の物理減衰等により、福島県内の空間線量率は着実に逓減しているが、放射線被ばくに不安を持つ県民のため、生活圏における除染効果の持続性を確認するとともに、将来的な空間線量率の推移を予測することで、安心に繋がる情報を提供することが重要となる。本報は、除染後の公共施設における除染効果の持続性を継続的且つ詳細に確認するとともに、将来の空間線量率の推移を既存のモデルによって予測できるか確認することを目的とした。除染後の公共施設の空間線量率を定点調査及び歩行調査により測定し、施設毎の空間線量率の変化を定量的に明らかにした。また、実測値と既存のモデルによる計算値を比較し、予測精度について検討した。調査対象としたいずれの施設においても除染後の明らかな再汚染は起きておらず、除染効果が持続していることがわかった。除染後の施設における将来の空間線量率の推移は、既存のモデルにより精度よく予測できることを確認した。
根本 美穂*; 海老根 典也; 岡本 明子; 保坂 泰久*; 都築 克紀; 寺田 宏明; 早川 剛; 外川 織彦
JAEA-Technology 2021-013, 41 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-013.pdf:2.52MB
北朝鮮が地下核実験を実施した際には、原子力緊急時支援・研修センター(支援・研修センター)は、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センター(基礎工センター)の協力を得て、WSPEEDI-IIを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測結果を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮地下核実験対応に特化するために基礎工センターで開発され、平成25年(2013年)2月から平成29年(2017年)9月までに実施された3回の地下核実験対応に使用されたWSPEEDI-II自動計算システムの支援・研修センターへの移管と整備について記述する。また、移管・整備した自動計算システムに関するその後の保守と運用について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の課題について記述する。
斎藤 公明
Environmental Contamination from the Fukushima Nuclear Disaster; Dispersion, Monitoring, Mitigation and Lessons Learned, p.38 - 43, 2019/09
被引用回数：0原子力機構が中心になり福島事故後に国からの委託により継続して実施してきた大規模環境調査の概要、その結果明らかになった事故後5年間の空間線量率及び放射性セシウム土壌沈着量の変化、測定データの統計処理結果をもとに開発した空間線量率予測モデル及び取得データの公表に関して簡潔にまとめた記事である。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
斎藤 公明
原子力のいまと明日, p.148 - 151, 2019/03
日本原子力学会から発刊の単行本「原子力のいまと明日」の執筆を一部担当し、福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性核種による環境汚染の特徴ならびに空間線量率の経時変化の特徴について、一般読者に分かるように平易な表現を用いてまとめた。特に、空間線量率が物理半減期による減衰に比べて顕著に速く減少してきた事実とその要因に関して掘り下げた説明を行った。
石崎 修平; 早川 剛; 都築 克紀; 寺田 宏明; 外川 織彦
JAEA-Technology 2018-007, 43 Pages, 2018/10
JAEA-Technology-2018-007.pdf:5.67MB
北朝鮮が地下核実験を実施した際、原子力緊急時支援・研修センターは、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センターの協力を得て、WSPEEDI-IIシステムを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測情報を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮による地下核実験に対する国及び原子力機構の対応体制を説明するとともに、平成28年9月及び平成29年9月に実施された5回目及び6回目の地下核実験を主たる対象として、原子力緊急時支援・研修センターが実施した大気拡散予測に関する一連の対応活動を記述する。さらに、予測計算に使用した計算プログラムシステムの概要について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の計画と課題を記述する。
木名瀬 栄; 高橋 知之*; 斎藤 公明
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1345 - 1354, 2017/12
被引用回数：26 パーセンタイル：92.78(Nuclear Science & Technology)To predict how exposure situations might change in the future and to analyze radiation protection strategies and rehabilitation programmes in Fukushima, prediction models were developed for ambient dose equivalent rate distributions within the 80 km-radius around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Model parameters such as the ecological half-lives for the short-/long-term components and the fractional distribution of short-term component were evaluated using ambient dose equivalent rates through car-borne surveys. It was found that the ecological half-lives among land-use differ only slightly, whereas the fractional distributions of the short-term component are dependent on land-use. Distribution maps of ambient dose equivalent rates for the next 30 years after the accident, created by the prediction models were found to be useful for follow-up of the radiological situation since they provide information on the space variation of the ambient dose equivalent rates in inhabited areas.
齊藤 宏; 山口 正秋; 北村 哲浩
JAEA-Testing 2016-003, 68 Pages, 2016/12
JAEA-Testing-2016-003.pdf:6.4MB
SACT(Soil and Cesium Transport)は、福島第一原子力発電所事故後に地表に降下したCsを長期移行評価することを目的に、原子力機構が開発した土砂及びCs移行解析プログラムである。本プログラムは、既往のソフトウェア"ArcGIS"上で動作し、米国農務省を中心に開発された土壌流亡予測式"USLE"を用いて土砂の流亡土量を計算したのち、既往の計算式を用いて、砂に対して掃流砂の計算を、シルト及び粘土に対して浮流砂の計算を行う。さらに、各粒度の土粒子に吸着したCsの濃度比を考慮することでCsの移動量を計算する。SACTは、迅速に広範囲かつ長期の計算を行うことができるという特徴を有するとともに、着目する領域の土地利用や土壌、降雨特性等の地域性を考慮してパラメータの値を設定することにより、別途現場で取得されたデータを反映した計算を行うことも可能である。当マニュアルは、SACTが広く利用されるよう促進するとともに、利用方法、手順、注意点や最低限必要となる情報を提供するものである。
Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/10
強制流動サブクール沸騰は、加圧水型原子炉や核融合炉インバーターなどの高熱流束機器の冷却で表れる。これらの機器の出力は冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux、CHF)に制限される。強制流動サブクール沸騰に対する限界熱流束の予測に関して、基礎研究として円管を対象に多くの研究がなされてきたが、原子炉炉心のような複雑体系における予測技術は確立されていない。これまでに、炉心燃料集合体の簡略体である二重管を研究対象として、液相単相の速度分布計算に二重管用相関式を用いて、円管で検証されたCHF予測手法の妥当性を評価し、その適応性を確認した。しかし、炉心の燃料集合体等の複雑な流路に対して、相関式での対応には限界がある。そこで本研究では、二重管を対象として、汎用CFDコードとliquid sublayer dryoutモデルを組み合わせることで、複雑流路への適用性を向上させた強制流動サブクール沸騰限界熱流束予測手法を検討した。本手法により、二重管内のCHFを
20%程度で予測できることを確認した。また、CHFの抗力係数、ボイド率、大気泡厚みに対する感度解析を実施し、抗力係数とボイド率の感度が高いことを確認した。
木名瀬 栄
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(6), p.362 - 366, 2016/06
日本原子力研究開発機構では、福島第一原子力発電所(福島第一原発)から80km圏内を対象に、空間線量率の分布状況変化モデルを開発するとともに、福島第一原発事故後30年までの空間線量率分布を予測した。事故30年後の年間20mSv(3.8
Sv/h)を超えるエリアは、事故5年後に較べ、約20分の1程度に減少することが示唆された。空間線量率の分布状況変化モデルは、環境半減期などのモデルパラメータを用いた計算により、避難指示区域内外それぞれの生活圏において空間線量率分布を簡便に推定することが可能であるため、福島復興に役立つと考える。
木名瀬 栄; 高橋 知之*; 佐藤 仁士; 山本 英明; 斎藤 公明
Proceedings of 17th NSFS Conference (Internet), p.27 - 33, 2016/02
At the Japan Atomic Energy Agency, long-term prediction models have been developed to assess how ambient dose equivalent rates might change in the future and to analyze radiological situations within the 80 km radius of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. In the present study, uncertain predictions of future ambient dose equivalent rates arising from variability in model parameters were assessed using Monte Carlo simulations. It was found that ambient dose equivalent rates for the next 5-30 years after the accident would be predicted within a factor of approximately 2. The long-term prediction models would be useful for a better understanding of the radiological situation since they provide information on the time variation of the ambient dose equivalent rates in inhabited areas.
Liu, W.
第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.391 - 392, 2015/06
軽水炉の安全性評価のためには、限界熱流束の評価が重要であるが、炉心内強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束の予測手法は確立されていない。本研究では、PWR炉心に対する強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束予測手法確立の一環として、炉心燃料集合体を簡略化した二重管を対象として、強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測手法を検討した。Nouriによる二重管内液相速度分布式をLiquid sublayer dryoutモデルと組み合わせることにより、水及びR113を試験流体とした既存実験データを20%程度で予測できることを確認した。
木名瀬 栄; 高橋 知之*; 佐藤 仁士*; 山本 英明; 斎藤 公明
Proceedings of International Symposium on Radiological Issues for Fukushima's Revitalized Future, p.40 - 43, 2015/00
原子力機構では、福島の復興に資するため、福島第一原子力発電所から80km圏内を対象に、環境中に放出された放射性セシウムを起因とする空間線量率の長期的予測手法を開発している。長期的予測手法は、土地利用形態ごとの環境半減期を用いた2成分1コンパートメントからなる二重指数関数モデルを基盤とし、事故30年後までの生活圏の空間線量率を予測する。2014年までに実施された第8次走行サーベイなどによる空間線量率測定データを用いて、減衰が速い成分の環境半減期や減衰が速い成分の割合などのモデルパラメータを導出した。落葉樹や常緑樹のような森林に分類されたエリアにおける減衰が速い成分の環境半減期や減衰が速い成分の割合は、森林以外に分類されたエリアでの値と相違があることが示唆された。また、モデルの不確かさ解析により、事故5年後から30年後のバックグラウンド空間線量率を含む空間線量率を予測する場合、係数2程度の不確かさで推定できることが示唆された。
天野 光
資源環境対策, 41(12), p.89 - 96, 2005/10
人間の生活圏に加えられる重金属や放射性物質等の環境負荷物質による環境影響を評価し、汚染防止策や防護対策を立案するためには、生活圏内におけるそれら物質の移行挙動を把握する必要があるが、人間の生活圏には種々の土地利用形態や土地分類が混在しており、それぞれの土地における環境負荷物質の挙動も多種多様である。また、環境負荷物質の放出量が時間変化する場合や、農作物の生育期間のように環境条件が変化する場合を評価する際には、環境負荷物質の挙動の時間変化を解析する必要がある。このような、人間の生活圏内での環境負荷物質の挙動を実用的に解析・予測するコードとして、環境負荷物質移行予測のための汎用コードMOGRA(モグラ:Migration Of GRound Additions)を開発した。本解説は、MOGRAの概要,その特徴,MOGRAを用いた解析例等につき紹介した。
高澤 真由美; 根岸 久美; 坂本 好文; 赤井 政信; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.236 - 241, 2005/08
処分場構造材であるセメントの溶出に起因するアルカリ性地下水はベントナイト系緩衝材を変質させ、その物理的隔離機能である止水性を長期的に低下させる可能性がある。そこで、高アルカリ水溶液によるベントナイトの変質を定量化し、止水性の変化を把握することを目的に、変質試験,アルカリ拡散試験,透水係数測定・調査を実施した。また、セメントの二次鉱物生成モデルとセメント内の空隙モデルを明らかにする実験を始めた。これらの試験・検討から得られる知見を結びつけて、ベントナイト系緩衝材の透水性について長期的な予測解析を行う。これらの、ベントナイト系緩衝材における地球化学的反応とベントナイト系緩衝材が変質することによる物理的パラメータの変化を考慮した物質移行を連成させた解析コードを整備した。
住田 泰史*; 今泉 充*; 大島 武; 伊藤 久義; 桑島 三郎*
Proceedings of 31st IEEE Photovoltaic Specialists Conference and Exhibition (PVSC-31), p.667 - 670, 2005/00
宇宙用の高効率太陽電池として期待される三接合太陽電池の放射線劣化予測の新技術を開発するため、NIEL(Non Ionizing Energy Loss)解析から見積もられるダメージドーズ(D
)をもとに劣化を予測する方法を検討した。InGaP/GaAs/Ge三接合太陽電池に対し、陽子線(50keVから10MeV)または電子線(1MeV)のみを照射した場合、陽子線と電子線の両方を照射した場合について、それぞれDを見積もり、太陽電池特性の劣化量とDの関係を調べた。その結果、全ての場合において特性劣化が同一の関係式で表されることが判明した。これより、陽子線,電子線及び両者の複合照射においてもDを劣化予測の指標として用いることが可能であり、実宇宙での劣化予測に際してNIEL解析が有効であると帰結できた。
高澤 真由美; 山口 徹治; 坂本 好文; 赤井 政信; 田中 忠夫; 中山 真一
NUMO-TR-04-05, p.A3_59 - A3_62, 2004/10
処分場構造材であるセメントの溶出に起因するアルカリ性地下水はベントナイト系緩衝材を変質させ、その物理的隔離機能である止水性を長期的に低下させる可能性がある。そこで、高アルカリ水溶液によるベントナイトの変質を定量化し、止水性の変化を把握することを目的に、変質試験,アルカリ拡散試験,透水係数測定・調査を実施している。これらの試験・検討から得られる知見を結びつけて、ベントナイト系緩衝材の透水性について長期的な予測解析を行う。これらの、ベントナイト系緩衝材における地球化学的反応とベントナイト系緩衝材が変質することによる物理的パラメータの変化を考慮した物質移行を連成させた解析コードを整備した。そして、アルカリ拡散試験を模擬した解析を行った結果、試験結果をおおむね再現できた。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*
第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.121 - 124, 2004/06
革新的水冷却炉の稠密燃料集合体内二相流挙動を大規模計算によって予測する研究を行っている。今回の解析では、燃料集合体入口の流速,ボイド率等を種々に変えて行い、複数燃料棒まわりの液膜流挙動に関して、次のような定量評価が得られた。燃料棒の外周は薄厚の液膜で覆われ、その外側を蒸気が流れる。燃料棒間隔が狭い場所では、隣り合う燃料棒が液膜によって接続される架橋現象が見られる。また、蒸気は燃料棒三角ピッチ配列の中心部をストリーク状に鉛直方向に流れる。この領域は狭隘部に比べて摩擦抵抗が低いため、蒸気は流れ易いからである。さらに、一連の解析結果は、実験結果の傾向とよく一致することがわかった。
