平成29, 30年度福島第一原子力発電所の炉内付着物の分析; 平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)

仲吉 彬; 三次 岳志; 佐々木 新治; 前田 宏治

JAEA-Data/Code 2021-011, 279 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-011.pdf:37.76MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)において、炉内調査が行われ、燃料デブリの取り出し工法、取り出し後の収納・保管等の検討が進められている。この廃炉作業を安全かつ着実に実施するためには、炉内で生じている燃料デブリの性状を把握する必要がある。このため、平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)」プロジェクトにおいて、模擬物質を用いて取り出し装置の検討に有用な硬さや、収納・保管の検討に必要な燃料デブリ乾燥時挙動などの燃料デブリの性状を調査・推定し、実際の廃炉作業を検討するプロジェクトに提供している。このプロジェクトの一環で、1F1号機から3号機の炉内調査時に取得した調査装置の付着物や原子炉格納容器内の堆積物等のサンプルに含まれるU含有領域の分析を実施した。本報告書は、U含有粒子の生成メカニズム等の解析評価に供するため、得られた分析結果のうちFESEM/WDX、FE-SEM/EDS、STEM/EDS及びTEM分析の結果をデータベースとして取りまとめたものである。なお、分析はJAEA大洗研究所及び日本核燃料開発株式会社にて実施した。

KURAMAシステムを用いた歩行サーベイによる福島第一原発から80km圏内での空間線量率測定

安藤 真樹

放計協ニュース, (63), p.2 - 5, 2019/04

http://www.irm.or.jp/news63.pdf

原子力規制庁からの受託研究として実施している福島第一原子力発電所から80km圏内でのKURAMA-IIを用いた歩行サーベイによる空間線量率測定についての解説記事である。KURAMA-IIの概要、歩行サーベイ測定により得た空間線量率分布マップや経時変化に関する解析結果について、これまでの受託成果報告書や論文発表した内容を元に紹介している。

放射性物質により汚染された災害廃棄物の道路への再利用に伴う被ばく線量評価

澤口 拓磨; 武田 聖司; 木村 英雄; 田中 忠夫

保健物理, 50(1), p.36 - 49, 2015/03

福島原子力発電所事故後にセシウム(Cs)で汚染された災害廃棄物は、可能な範囲で再利用を行い、その埋設処分量を減少させることが望まれている。また、環境省は、クリアランスレベル(放射性Cs濃度100Bq/kg)を超える災害廃棄物については、被ばく線量を低くするための対策を講じつつ、管理された状態であれば道路の路盤材等の土木資材に利用することが可能である方針を示した。そこで本研究では、放射性物質により汚染された災害廃棄物の再利用に係る取扱い方針策定のための技術的な情報の提示を目的とし、汚染されたコンクリートがれき等を再生資材として道路の路盤材等へ利用した場合の作業者、一般公衆の被ばく線量を評価するとともに、再利用可能な放射性Cs濃度に係る検討を行った。その結果、基準線量相当Cs濃度が最も小さくなる(被ばく線量が最も高くなる)経路は「完成道路周辺居住者(子ども)の外部被ばく」であること、及び平均Cs濃度で2,700Bq/kg以下の再生資材を「道路・下層路盤材」として利用可能であることを示した。

Numerical analysis for Fukushima Daiichi Unit 2

Chai, P.; 近藤 雅裕*

no journal, , 

In this study, 3-dimensional Computational Fluid Dynamics software StarCCM+ is applied to model the 1F of the Containment vessel (Unit 2, Fukushima Daiichi). The temperature distribution is calculated by assuming the possible Debris locations based on the evidence provided from the recent internal detection (such as robot camera, muon test, et al). The Containment condition on Apr. 1st. 2011 is emulated and compared with the actual value. Based on the simulation results, the temperature inside RPV matches well with the actual value, which suggesting that most of fission product may still remaining in RPV lower head. On the other hand, much lower temperature compare to the actual value was obtained in the Dry well from the numerical analysis, and many possible reasons might lead to this result. Therefore, further parameter survey and model improvement is required to have a better understood for the cooling condition of 1F of the containment vessel.

Type A不溶性Cs粒子のケイ酸塩ガラスと3号機SGTSのフィルタ材との類似性

萩原 大樹; 井元 純平; 日高 昭秀

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故時に環境中に放出されたType Aの不溶性Cs粒子は、3号機SGTSのHEPAフィルタ材が水素爆発時に微粒化して生成した可能性が示されたことから、EPMAを用いてType Aを覆うケイ酸ガラスとフィルタ材の構成元素を調べた。その結果、SiとZnの組成比の傾向がほぼ一致し、フィルタ材がType AのSi源である可能性が示唆された。

緊急時海洋環境放射能評価システムを用いた福島第一原発起源Csの海洋拡散の解析

池之上 翼; 川村 英之; 上平 雄基

no journal, , 

本研究では、原子力機構で開発した緊急時海洋環境放射能評価システム(STEAMER)で受信された過去の海流データを使用して海洋拡散シミュレーションを実行し、Csの海洋拡散の特徴や傾向について解析した。使用する海流データは、気象庁により計算された北西太平洋を対象とした水平解像度約10kmのデータである。東京電力福島第一原子力発電所からの仮想的な放出を対象として、2015年1月1日から2018年12月31日まで毎日9時を計算開始時刻として設定し、計算期間が60日の海洋拡散シミュレーションを計1461ケース実行した。全ケースの計算結果に対して、各計算格子における計算開始日から30日間で最大となる濃度(最大濃度分布)を算出し年平均と月平均を求めた。海洋表層においては、年変動はあまり見られなかったが季節変動は年変動より大きく、特に冬におけるCsの拡散範囲が小さい傾向がみられた。全計算ケースにおける最大濃度分布の平均は、福島沿岸から沖合(140E-145E)と黒潮続流付近で大きくなった。

土壌汚染マップと大気拡散計算から逆推定した福島事故初期のTeソースターム及びヨウ素,Csソースタームへの提言

日高 昭秀; 川島 茂人*; 梶野 瑞王*; 高橋 千太郎*; 高橋 知之*

no journal, , 

環境測定データと大気拡散計算による従来の福島事故時のソースターム逆算は、点情報を用いた流跡線解析に基づく予測であり、陸風の場合の予測は困難であった。一方、本手法では、単位放出を仮定したメソスケール気象モデル(WRF)計算から得られる面的な毎時の沈着分布の結果を重みづけし、その合算結果と、文部科学省土壌汚染マップとの誤差を最小にするように重みづけすることにより、ソースタームを評価する。特徴として、陸風の場合でも微粒子の一部は陸側に戻ってくるためソースタームの予測が可能になる。本報では、過酷事故時に燃料から放出されたTeは、大部分が未酸化のZr被覆管内面に取り込まれ、炉心再注水時等にZr被覆管が完全酸化する直前にSnTeとして放出される現象を考慮し、3/11-3/15の時間帯について放出の推定を行った。その結果、各号機の最初の放出として、1号機(3/11、19時頃)、3号機(3/13、4時-6時)、2号機(3/14、19時頃)を予測できた。これらは、いずれも炉内熱水力トレンドから説明可能である。今回の結果は、ヨウ素とCsにおいても、従来評価されなかった3/11夕方遅く、3/12及び3/13の早朝に放出が増加したことを示唆している。