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論文

Indoor and outdoor radionuclide distribution in houses after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

廣内 淳; 高原 省五; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 232, p.106572_1 - 106572_6, 2021/06

家屋内での外部被ばく線量評価において、家屋内外の放射能分布の情報は有用である。本研究では、対象とした家屋周辺の土壌と家材サンプル(床,内壁,天井,外壁,屋根)を収集した。それらサンプルの放射能をHPGe検出器で測定した。地面に対する床,内壁,天井,外壁,屋根の相対表面濃度はそれぞれ3$$times$$10$$^{-3}$$ $$sim$$ 7$$times$$10$$^{-2}$$, 6$$times$$10$$^{-5}$$ $$sim$$ 4$$times$$10$$^{-4}$$, 7$$times$$10$$^{-5}$$ $$sim$$ 3$$times$$10$$^{-4}$$, 2$$times$$10$$^{-3}$$ $$sim$$ 1$$times$$10$$^{-2}$$, and 4$$times$$10$$^{-3}$$ $$sim$$ 2$$times$$10$$^{-1}$$であった。相対表面濃度は材質,位置及び表面の向きによって異なった。

論文

Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for unit 3

Lind, T.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 西 義久*; 玉置 等史; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; Andrews, N.*; Sevon, T.*

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111138_1 - 111138_12, 2021/05

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、5か国8組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて3号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の3号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、大きく炉心損傷の進展があったであろう時期に繰り返し行われた格納容器ベント操作や冷却水注水の試みという3号機の特徴に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。さらにFP移行挙動解析と格納容器内で測定された線量の比較、またI-131及びCs137の環境への放出量とWPSPEEDIコードによる解析結果との比較を行った。

論文

Impacts of freeze-thaw processes and subsequent runoff on $$^{137}$$Cs washoff from bare land in Fukushima

五十嵐 康記*; 恩田 裕一*; 脇山 義史*; 吉村 和也; 加藤 弘亮*; 小塚 翔平*; 馬目 凌*

Science of the Total Environment, 769, p.144706_1 - 144706_9, 2021/05

The impact of freeze-thaw processes and subsequent runoff affecting the Cs-137 ($$^{137}$$Cs) flux and concentration in sediment discharge were revealed in bareland erosion plot following the Fukushima Nuclear Power Plant accident by detailed monitoring and laser scanner measurement on the soil surface. We found that surface topographic changes due to the frost-heaving during the winter- spring period, and rill formation during the summer. We also found the evident seasonal changes in $$^{137}$$Cs concentration; high during the early spring and gradually decreased thereafter, then surface runoff from the plot frequently occurred during spring and autumn when rainfall was high and reached a maximum in summer.

論文

Comparison of the observed Fukushima Dai-ichi Unit 2 debris with simulated debris from the CLADS-MADE-01 control blade degradation test

Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.416 - 425, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The paper describes the attempt of comparison of the simulated test CLADS-MADE-01 debris with the observed in the Unit 2. Similarities between them allowed to make conclusions on their possible source. During the test under postulated 1F Unit 2 simulated conditions a complex behaviour of the test sample with formation of mostly three types of debris was observed. A possible mechanism of stone-like debris formation in 1F case is discussed. The results of this paper broaden our understanding of the metallic debris properties after core degradation for a special case of steam-starved conditions at 1F Unit 2.

論文

Leaching behavior of radionuclides from samples prepared from spent fuel rod comparable to core debris in the 1F NPS

大西 貴士; 前田 宏治; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.383 - 398, 2021/04

To investigate the leaching behavior of radioactive nuclides in leaching samples comparable to core debris (partially molten ZrO$$_{2}$$/UO$$_{2}$$ between fuel rods) in 1F NPS, the concentration of radionuclides in the leaching solution was measured. Leaching behaviors of actinides (U, Pu, Np) and Cs from the samples were similar to those from spent fuel. Leaching of U and Pu depends on pH in the cooling water of the core debris as predicted from the present thermodynamic database. While, if Mo and Tc are surrounded by zircaloy in the core debris, their leaching amount may become higher by one order of magnitude than those from spent fuel.

論文

Transfer of $$^{137}$$Cs to web-building spiders, ${it Nephila clavata}$, and its pathways; A Preliminary study using stable carbon and nitrogen isotope analyses

田中 草太; 柿沼 穂垂*; 足達 太郎*; 安藤 麻里子; 小嵐 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.507 - 514, 2021/04

捕食性のクモは、陸域と水域が繋がる森林生態系において、生食連鎖と腐食連鎖の双方から餌資源を得るため、彼らへの$$^{137}$$Csの移行経路を理解することは、環境中の$$^{137}$$Csの長期的挙動を評価するために役立つ。本研究では、福島第一原子力発電所事故後、約6.5年の森林内と河川沿いでクモを採集し、$$^{137}$$Csのクモへの移行を移行係数(T$$_{ag}$$)として定量した。また、$$^{137}$$Csのクモへの移行経路を推定するために、安定炭素・窒素同位体($$delta$$$$^{13}$$C, $$delta$$$$^{15}$$N)分析を実施した。

論文

Stochastic estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using Bayesian inference

杉山 大輔*; 中林 亮*; 田中 真悟*; 駒 義和; 高畠 容子

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.493 - 506, 2021/04

 被引用回数:0

A modeling calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the Fukushima Daiichi nuclear power station has been upgraded by introducing an approach using Bayesian inference. The developed stochastic method describes the credible interval of the regression curve for the log-normal distribution of the measured transport ratio, which is used to calibrate the radionuclide transport parameters included in the modeling calculation. Consequently, the method can predict the robability distribution of the radionuclide composition in the Fukushima Daiichi wastes. The notable feature of the developed method is that it can explicitly investigate the improvement in the accuracy and confidence (degree of belief) of the estimation of the waste inventory using Bayesian inference. Specifically, the developed method can update and improve the degree of belief of the estimation of the radionuclide composition by visualizing the reduction in the width of uncertainty in the radionuclide transport parameters in the modeling calculation in accordance with the accumulation of analytically measured data. Further investigation is expected to improve the credibility of waste inventory estimation through iteration between modeling calculations and analytical measurements and to reduce excessive conservativeness in the estimated waste inventory dataset.

論文

Experimental evaluation of Sr and Ba distribution in ex-vessel debris under a temperature gradient

須藤 彩子; 佐藤 拓未; 多木 寛; 高野 公秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.473 - 481, 2021/04

ex-vessel debrisから冷却水へのSrおよびBa溶出挙動の把握は、福島第一原子力発電所における二次的ソースターム評価のため重要である。このメカニズムを理解するためには、ex-vessel debris中のSrおよびBaの分布状態に関する知見が必要となる。模擬コリウムとコンクリートの反応試験の結果、凝固したサンプル中に二層構造((A)上部表面領域のケイ酸ガラス相(((Si,Al,Ca,Fe,Zr,Cr,U,Sr,Ba)-O)リッチ層、(B)内部領域の(U,Zr)O$$_{2}$$相リッチ層)が観測された。SrおよびBaは(A)層に濃集した。((B)層の約1.7倍)熱力学解析により、(U,Zr)O$$_{2}$$相が、コンクリートを主成分とする液相中で2177$$^{circ}$$C付近で凝固することが予測された。その後、残りの液相がケイ酸ガラスとして凝固し、SrおよびBaはケイ酸ガラス相に優先的に溶け込むことがわかった。試験中、(U,Zr)O$$_{2}$$粒子はその高い密度により液相中で下方に沈み、ケイ酸ガラス相は表面層で凝固したことが考えられる。一方、SrおよびBaを含むケイ酸ガラスは水に溶けにくく、化学的に安定していることが予測される。

論文

Evaluation of a one-dimensional position-sensitive quartz optical fiber sensor based on the time-of-flight method for high radiation dose rate applications

寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 996, p.165151_1 - 165151_8, 2021/04

福島第一原子力発電所建屋内における放射線分布測定を目的として、小口径石英光ファイバーの一次元位置敏感型センサーとしての基礎評価を行った。本センサーは光ファイバーと放射線の相互作用により発生するチェレンコフ光の飛行時間情報から放射線の入射位置を決定する。プラスチックシンチレーション光ファイバーを用いた従来のセンサーと比較して、石英光ファイバーは位置分解能がより優れることが分かった。これは、チェレンコフ光の発光寿命が短いことによりタイミング特性が向上したためと考えられた。加えて、本センサーの高放射線環境下での動作特性について、20mSv/hまでの出力線形性及び積算1kGyまでの耐放射線特性を評価した。

報告書

HAIROWorldPluginマニュアル

鈴木 健太; 阿部 文明; 八代 大; 川端 邦明

JAEA-Testing 2020-009, 254 Pages, 2021/03

JAEA-Testing-2020-009.pdf:18.61MB

本稿は、日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)が開発したHAIROWorldPluginのマニュアル(利用手順書)である。原子力機構楢葉遠隔技術開発センターでは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所におけるロボットを用いた遠隔による廃炉作業を支援するための技術として、ロボット等の動力学シミュレーションが可能なオープンソースソフトウェアであるロボット用統合GUIソフトウェアChoreonoidを基盤としたロボットシミュレータを開発している。HAIROWorldPluginは、ロボットの遠隔操作により行われる廃炉作業を模擬するための機能を提供するChoreonoidの拡張機能である。具体的には、我々がこれまでに開発を行った水中ロボットの挙動、無人航空機の挙動、視覚効果(ノイズ・歪み・色相変化)を含む不鮮明なカメラ画像の提示、ネットワーク通信障害(遅延・帯域減少・パケットロス)を模擬し、廃炉作業時を想定したロボットの遠隔操縦体験を提供するための機能をChoreonoidプラグインとしてまとめたものである。本稿では、Ubuntu18.04-LTSにChoreonoidを導入してHAIROWorldPluginをインストールする手順と、HAIROWorldPluginが提供する機能を利用する際の操作手順やパラメータの設定方法等を、Choreonoidを初めて使用するユーザにもわかりやすいように画面のスナップショットを用いて説明している。

論文

Effective removal of iodate by coprecipitation with barite; Behavior and mechanism

徳永 紘平; 高橋 嘉夫*; 田中 万也; 香西 直文

Chemosphere, 266, p.129104_1 - 129104_10, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

本研究ではバライトへの共沈を利用することで、長い半減期と高い溶出性を持つ放射性ヨウ素の陰イオン(ヨウ素酸)を効果的な除去する手法を開発することを目的とする。本研究により、競合イオンの共存下でもヨウ素酸を効果的に除去する条件を見出すとともに、従来使用されていたハイドロタルサイトなどの層状鉱物に比べて2桁以上高い分配効率を達成した。また広域X線吸収微細構造法により、バライト構造内においてヨウ素酸は硫酸イオンと置換されて取り込まれており、電荷の過不足はバリウムイオンの周囲に存在するナトリウムイオンにより補われていることが示唆された。これらヨウ素酸のバライトに対する高い分配効率と強い結合性より、バライトは放射性ヨウ素の除去において有効な処理法であることが示された。

論文

Visualization of the boron distribution in core material melting and relocation specimen by neutron energy resolving method

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03

Since the hardness of fuel debris containing boride from B$$_{4}$$C pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.

論文

A Prediction method for the dose rate of fuel debris depending on the constituent elements

寺島 顕一; 奥村 啓介

Journal of Advanced Simulation in Science and Engineering (Internet), 8(1), p.73 - 86, 2021/03

In 2021, fuel debris samplings are planned to start as part of a step-by-step process at the Fukushima Daiichi nuclear power station. The dose rate of the fuel debris for safety treatments of the fuel debris should be predicted. However, various elements are mixed in the fuel debris, and thus predicting the dose rate will be challenging. Therefore, we conducted a large number of Monte Carlo radiation transport simulations for cases where parameters such as fuel debris size, composition, and density were significantly changed. Consequently, we obtained a simple and analytical formula that can predict the dose rate using a minimum number of parameters.

論文

Decrease in pitting corrosion resistance of extra-high-purity type 316 stainless-steel by Cu$$^{2+}$$ in NaCl

青山 高士; 小河 浩晃; 加藤 千明; 上野 文義

Metals, 11(3), p.511_1 - 511_13, 2021/03

超高純度タイプ316ステンレス鋼の耐孔食性に及ぼすバルク溶液中のCu$$^{2+}$$の影響を調べた。0.1M NaClでは孔食が発生しなかったが、0.1M NaCl-1mM CuCl$$_2$$では孔食が発生した。0.1M NaCl-1mM CuCl$$_2$$では電位域によらず表面へのCu$$^{2+}$$の析出が生じたが、バルク溶液中のCu$$^{2+}$$は不動態皮膜の形成に影響を与えなかった。0.1M NaCl-1mM CuCl$$_2$$における耐孔食性の低下は、表面にCuまたはCu化合物が析出し、Cu$${2+}$$が継続的に供給されていることに起因する。

論文

C12137-01型CsI(Tl)検出器を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド測定のための評価式の決定

安藤 真樹; 松田 規宏; 斎藤 公明

日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.34 - 39, 2021/03

福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の影響のない11地点において、高感度型CsI(Tl)検出器であるC12137-01型を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド評価式を求めた。高感度型KURAMA-IIでは計数率はC12137型CsI(Tl)検出器を搭載した標準型KURAMA-IIを用いた場合の10倍以上となり、標準型KURAMA-IIより測定時間が短くとも精度よいバックグラウンド評価が可能であることが示された。1400-2000keVの計数率と空間線量率のフィッティング式を補正して得られたバックグラウンド評価式は、y($$mu$$Sv/h)=0.062x(cps)であった。走行サーベイ測定データを用い、71区市町の平均値としてバックグラウンド空間線量率を示すとともに、これまでの標準型KURAMA-IIでの測定結果と比較した。高感度型と標準型のKURAMA-IIによるバックグラウンドはほぼ一致しており、高感度型KURAMA-IIでのバックグラウンド測定に適用可能なバックグラウンド評価式を求めることができた。

論文

Measurement of Doppler broadening of prompt gamma-rays from various zirconium- and ferro-borons

土川 雄介; 甲斐 哲也; 阿部 雄太; 大石 佑治*; Sun, Y.*; 及川 健一; 中谷 健; 佐藤 一憲

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 991, p.164964_1 - 164964_5, 2021/03

福島第一原子力発電所の廃炉に伴い、建屋内部に残留するホウ素やホウ化物の定量分析、及びホウ素化合状態の同定が一つの重要な調査項目となっている。本件では、ホウ化ジルコニウム,ホウ化鉄,純ホウ素及びその他のホウ化物に中性子を照射することで発生する478keV即発ガンマ線のエネルギー幅を測定し、ホウ化物毎に異なるドップラー幅を用いた化合物の同定可能性を調査した。金属,非金属ホウ化物ではそれらの即発ガンマ線ドップラー幅に顕著な違いが見られた一方で、ホウ化ジルコニウムとホウ化鉄では幅の違いが微小であった。ガンマ線エネルギースペクトル解析でこれら金属ホウ化物の違いを詳細に測定し評価した。

論文

Synthesis of simulated fuels containing CsI under gas-tight condition

Liu, J.; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦

Nuclear Materials and Energy (Internet), 26, p.100916_1 - 100916_6, 2021/03

A new synthesis method of simulated fuel containing highly volatile compound of cesium iodide (CsI) was established based on a gas-tight sintering technique. This method can enhance the grain growth of the SIMFUEL pellets by increasing sintering temperature and time. The CsI content in the simulated fuel did not significantly decrease even for 10 hours sintering time and its final value can be quantitatively controlled by adjusting its vaporization amount. A slower heating rate after the melting of CsI can promote the dispersion of liquid CsI on the grain boundaries and give a very small CsI particle size.

論文

3D position and radioactivity estimation of radiation source by a simple directional radiation detector combined with structure from motion

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*

Radiation Measurements, 142, p.106557_1 - 106557_6, 2021/03

It is important to visualize radioactive substances' position and distribution and estimate their radioactivity levels to reduce the exposure dose of workers in radioactive areas (such as decommissioning worksites of nuclear power stations) and improve nuclear security functions. To visualize the radioactive substance's three-dimensional (3D) location, a directional radiation detector with a cylindrical shield on a simple single-pixel gamma-ray detector was applied to the structure from motion (SfM) technology using an ordinary digital camera. Verification was performed by a system that combines SfM with a CdTe sensor probe having narrow directivity. $$^{241}$$Am radiation source's position was visualized by drawing the radiation source's image acquired by the gamma-ray detector on the work area 3D model reconstructed through SfM. Furthermore, as SfM is a simultaneous localization and mapping technology, the system measures the gamma rays while measuring the gamma-ray detector's dynamic position and posture information. The measurements can be acquired while the gamma-ray detector is freely moving in the work area. These methods visualized the radiation source's position and quantitatively estimated the radiation source's radioactivity.

論文

Plutonium dioxide particle imaging using a high-resolution alpha imager for radiation protection

森下 祐樹; 黒澤 俊介*; 山路 晃広*; 林 真照*; 笹野 理*; 牧田 泰介*; 東 哲史*

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.5948_1 - 5948_11, 2021/03

 被引用回数:0

原子力施設内で二酸化プルトニウム粒子を吸入することによる作業者の内部被ばくは、放射線防護の観点から重要な問題である。核施設の作業現場において、内部被ばく評価のための二酸化プルトニウム粒子の空気力学的直径の放射能中央値(AMAD)をリアルタイム測定するため、ZnS(Ag)シンチレータ,光学顕微鏡、及び電子増倍CCD子カメラを用いた高分解能$$alpha$$イメージャーを開発した。開発した$$alpha$$イメージャーを用い、実際の二酸化プルトニウム粒子を測定し、リアルタイムに個々の$$alpha$$線の位置を特定することができた。複数の$$alpha$$線の平均の空間分解能を評価したところ16.2$$pm$$2.2umFWHMであった。また、二酸化プルトニウム粒子の空間分解能は、二酸化プルトニウム粒子とZnS(Ag)シンチレータの間の距離に起因して302.7$$pm$$4.6umFWHMであった。$$beta$$線の影響は無視でき、$$alpha$$線と識別できた。測定した計数率から二酸化プルトニウム粒子の等価粒径を計算することができた。これらの結果から、開発した$$alpha$$イメージャーが原子力施設の作業現場でのリアルタイムの二酸化プルトニウム粒子測定に有効であることが示唆された。

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