Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Nugraha, E. D.*; 細田 正洋*; Kusdiana*; Untara*; Mellawati, J.*; Nurokhim*; 玉熊 佑紀*; Ikram, A.*; Syaifudin, M.*; 山田 椋平; et al.
Scientific Reports (Internet), 11(1), p.14578_1 - 14578_16, 2021/07
被引用回数：1 パーセンタイル：76.35(Multidisciplinary Sciences)マムジュは、インドネシアの中でも自然を保っている地域の一つであるが、自然放射線の被ばく量が比較的高い。本研究の目的は、高自然放射線地域としてのマムジュ地域全体の放射線量の特徴を明らかにし、一般市民や環境の放射線防護のための手段として、現存被ばくを評価することである。外部および内部の放射線被ばくに寄与するすべてのパラメータを測定し、クラスター・サンプリング・エリアによる横断的な調査方法を用いた。その結果、マムジュは年間の実効線量が17
115mSv、平均32mSvの特異的な高自然放射線地域であることがわかった。生涯における累積の実効線量を計算すると、マムジュの住民は平均して2.2Svを受けていることになり、これは、がんや非がん性疾患のリスクが実証されている原爆被ばく者の平均線量をはるかに上回るものである。今回の研究結果は、慢性的な低線量率放射線被ばくに関連した健康影響の理解を深めるための新しい科学的データであり、今後の疫学研究の主要な情報として用いることができる。
廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*
JAEA-Review 2020-058, 101 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-058.pdf:5.58MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200
m
510m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共同研究で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。
矢野 緑里; 伊藤 貴之*; 田中 裕介*; 松岡 大祐*; 荒木 文明*; Czauderna, T.*; Stephens, K.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.201 - 208, 2020/10
気候モデルの調整には複雑な過程が必要なため、可視化を用いた分析は気候モデルやそのモデルの変数、出力結果を評価・理解する上で重要な役割を果たす。仮想現実(VR)技術は3次元可視化に効果的であり、近年、よりさまざまな科学データの可視化分析に用いられている。しかし、ユーザーの操作方法や観察対象の形状の特徴によってはVR空間の利点をうまく活用できない状況がある。そこで、そうした状況を解決するために画像ベースの視点選択手法を提案し、モード水領域の形状をもとにシミュレーションと観測の海洋状態の差異を把握することを目指す。この視点選択では、シミュレーションデータと観測データから抽出したモード水領域の形状を比較するときの評価基準を考慮している。本論文では、この視点選択手法を2種類の形状比較事例に適用し、比較形状の類似度合いについて考察した。
廃炉国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*
JAEA-Review 2019-040, 77 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-040.pdf:4.61MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」について取りまとめたものである。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200m510m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共研で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*
Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02
被引用回数：6 パーセンタイル：72.43(Multidisciplinary Sciences)福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-027, 70 Pages, 2020/01
JAEA-Review-2019-027.pdf:5.18MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低いストロンチウム90の迅速分析技術開発」について取りまとめたものである。本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で環境中に放出された主要な難測定核種の一つであるストロンチウム90を、半導体レーザーを用いた共鳴イオン化により元素かつ同位体選択的にイオン化する手法に着目し、特に海洋試料等のストロンチウム安定同位体濃度が高い実試料を対象としたストロンチウム90の迅速分析技術を開発する。
古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦
Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09
被引用回数：6 パーセンタイル：72.92(Chemistry, Multidisciplinary)本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。
佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 宇津木 弥*; 菊地 弘幸*; 清岡 英男*; 鳥居 建男
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.801 - 808, 2019/09
被引用回数：18 パーセンタイル：97.74(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., went into meltdown in the aftermath of a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake of 11 March 2011. Measurement of radiation distribution inside the FDNPS buildings is indispensable to execute decommissioning tasks in the reactor buildings. We conducted a radiation imaging experiment inside the reactor building of Unit 1 of FDNPS by using a compact Compton camera mounted on a crawler robot and remotely visualized gamma-rays streaming from deep inside the reactor building. Moreover, we drew a radiation image obtained using the Compton camera onto the three-dimensional (3-D) structural model of the experimental environment created using photogrammetry. In addition, the 3-D model of the real working environment, including the radiation image, was imported into the virtual space of the virtual reality system. These visualization techniques help workers recognize radioactive contamination easily and decrease their own exposure to radiation because the contamination cannot be observed with the naked eye.
緒方 奨*; 安原 英明*; 青柳 和平; 岸田 潔*
Proceedings of 53rd US Rock Mechanics/Geomechanics Symposium (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/06
We developed a coupled THMC model that can describe the long-term evolution in hydraulic and mechanical properties of the rock masses such as permeability and stiffness due to geochemical reactions within rock fractures induced by cavity excavation. Using the developed model, long-term prediction analysis by assuming the subsurface environments near the radioactive waste repository was conducted. Prediction results show that although many fractures are generated near the disposal cavity, which induces the permeability increase and the elastic modulus decrease in the cracked zone during the excavation, after the excavation the permeability and the elastic modulus of the damaged zone decreased to that of the intact zone and increased to 30% of the initial permeability, respectively. This evolution in rock permeability and stiffness after excavation was caused by pressure solution at contacting asperities within fractures. Therefore, it is concluded that pressure solution within the fractures has significant impact on the damage of rock masses in EDZ area by cavity excavation.
野口 弘喜; 竹上 弘彰; 上地 優; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 44(25), p.12583 - 12592, 2019/05
被引用回数：8 パーセンタイル：46.26(Chemistry, Physical)工業材料製の連続水素製造試験設備によるプラント機器技術(耐食性、機器性能)及び運転手順の信頼性を確証する水素製造試験に取り組んでいる。本プロセスを構成する3つの反応工程(ブンゼン反応工程,硫酸分解反応工程, HI分解反応工程)を連結した連続水素製造試験を実施し、10NL/h、8時間の水素製造に成功した。この試験を通じて明らかとなった高濃度ヨウ素溶液を移送する耐食定量ポンプの軸封部に固体ヨウ素が蓄積し、ポンプが停止する課題に対し、固体ヨウ素の溶解除去を狙いとした、気液を併用して軸封部に流通させる軸バリアを開発した。本技術開発を用いることで、20NL/h、31時間と水素製造時間を延伸させることに成功した。
川俣 貴則; 小沼 勇一; 花川 裕規
JAEA-Review 2018-031, 33 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-031.pdf:1.62MB
平成29年度に「原子力災害対策特別保護法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」の改正・施行に伴い、大洗研究所の原子力事業者防災業務計画の見直しが原子力規制庁から指示された。そのため、JMTRにおいても緊急時活動レベル(Emergency Action Level(以下、EALという。))の作成が新たに必要となった。JMTRのような試験研究炉は、その特性が多岐にわっている。そのため、JMTRの特性と発電用原子炉施設のEALを踏まえた上で、JMTRにおけるEALを設定する必要があった。本報告では、JMTRにおけるEAL設定の基本方針及び選定結果について報告する。
城 まゆみ*; 小野 誠*; 中山 雅; 朝野 英一*; 石井 智子*
Geological Society Special Publications, 482, 16 Pages, 2018/09
被引用回数：1 パーセンタイル：23.29The phenomena of "piping and erosion" are serious problems for the integrity of the buffer material as an element of engineered barrier systems in geological disposal for high-level radioactive waste. In this study, the outflow behavior and condition in buffer material has been investigated using a test pit drilled in host rock at Horonobe Underground Research Laboratory to acquire the knowledge to consider countermeasures to contain the outflow of the buffer material. The following are results. (1) The phenomena of "piping and erosion" occurred irrespective of injection flow rate. However, when the rate is small, it is considered that buffer material can be self-repairing and the erosion of buffer material can be suppressed. (2) When injection water contains a lot of electrolyte, the surface of buffer material peels off and precipitates, possibly suppressing waterproof performance. (3) It is considered that bentonite pellets are effective for countermeasures against buffering "piping and erosion".
佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 小澤 慎吾*; 谷藤 祐太; 鳥居 建男
Journal of Instrumentation (Internet), 13(8), p.T08011_1 - T08011_10, 2018/08
被引用回数：4 パーセンタイル：34.35(Instruments & Instrumentation)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown after a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. The measurement of radiation distribution inside FDNPS buildings is indispensable for executing appropriate decommissioning tasks in the reactor's buildings. In addition, it is extremely important to accurately predict the location of radioactive contamination beforehand because the working time is limited owing to radiation exposure to workers. In this paper, a simple virtual reality (VR) system that can detect radioactive substances in virtual space has been developed to simulate real working environments. A three-dimensional (3D) photo-based model of the real working environment, including an image of the radioactive substance, was imported into the virtual space of the VR system. The developed VR system can be accessed using a smartphone and a cardboard goggle. The VR system is expected to be useful for preliminary training of workers and for recognizing radioactive hotspots during decommissioning of the work environment.
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 武部 俊彦*; 中村 将輝*; 竹仲 佑介*; 西條 慎吾*; 中本 裕之*
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 9(2), p.44 - 51, 2017/08
本論文では、配管のレーザー突合せ溶接に対して超音波ガイド波検査法が適用可能であるかを調査する。10種類の異なる溶接条件で作成した突合せ溶接配管試験体に対して超音波ガイド波試験を行い、検査信号の解析を行った。励起した超音波ガイド波はTモードガイド波であって、その励起と受信にはEMATを使用した。試験で得られたガイド波信号を解析することで溶接不良部からのガイド波検出信号が明瞭に測定される一方、十分に溶け込んだ溶接部からは反射信号がなく、突合せ溶接された溶接部の状況とガイド波検出信号に相関があることを確認し、超音波ガイド波検査法はレーザー突合せ溶接に対して適用可能性があることを示した。
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
被引用回数：6 パーセンタイル：65.17(Nuclear Science & Technology)This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k
) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k of about 0.32-0.52%
k/k than the NUP model. In additions, the difference of k could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).
廣内 淳; 大倉 毅史; 佐藤 大樹
日本原子力学会誌ATOMO
, 59(3), p.152 - 155, 2017/03
本報告は、日本原子力学会2016年秋の大会において行われた保健物理・環境科学部会企画セッションのとりまとめである。環境測定、環境影響、健康影響の各テーマで、福島第一原子力発電所事故から今まで得られた知見、今後の研究の展開・課題に関する講演が行われた。講演後に会場全体でディスカッションが行われ、今後事故が起きた際に、今回の事故よりも迅速かつ適切に対応するためには今何をすべきか、幅広い分野とのつながりの重要性が主に議論された。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 中村 香織*
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00
福島第一原子力発電所の廃炉作業は東日本大震災以降、原子力機構の最も重要な課題の一つである。廃炉作業は今後数十年に渡り行われ、その作業性を担保するために原子力発電所のコンクリート構造物の検査・監視・保全保守技術は重要かつ不可避であり、精力的に推進する必要がある。最近の報告でもコアコンクリート反応によるコンクリート構造物の劣化状況を推定することは難しいとされている。加えて海水注入による鉄筋の腐食が進行していることは明らかであり、既存のコンクリート検査法が遠隔操作に適していないことから新たな鉄筋コンクリート検査方法を考慮するべきである。鉄筋コンクリートの劣化プロセスの中で、鉄筋-コンクリート間の隙間や密着性の低下が発生する。この事象に注目して我々は新しい鉄筋コンクリートの検査法が開発できないかと着目した。具体的には鉄筋コンクリート中の鉄筋にレーザーを照射することでレーザー生成超音波を発生させ、鉄筋中を伝播させる。伝播させ、内部の劣化情報を得た超音波波形を遠方のLDVで測定する。今回は、これらの隙間や密着性の低下が鉄筋を伝播する超音波にどのような影響を与えるのか実験的に調査したので報告する。
大道 博行; 川妻 伸二; 小島 久幸; 石原 正博; 中山 真一
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00
Naraha Remote Technology Development Center of Japan Atomic Energy Agency has started full operation on April 1st 2016. We describe the role, details of the facility including mock-ups and virtual reality system coupled with the robot simulation techniques for mainly the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We also emphasize our own research and development to encourage and to contribute to facility utilization. The facility is open for domestic as well as foreign users who wish to contribute to the decommissioning as well as revitalization of Fukushima.
線源の導入と放射線管理; 日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所での例徳安 佳代子; 古田 定昭*; 國分 陽子; 梅田 浩司
日本放射線安全管理学会誌, 15(1), p.80 - 87, 2016/07
地質試料の年代測定を行うため、日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所に光ルミネッセンス測定装置(Riso TL/OSL DA-20)が導入された。本装置では、試料に人工放射線を繰返し照射して試料に蓄積された線量を求めるため、密封線源を装置へ据付ける必要がある。しかし、本装置の放射線管理に関する情報はほとんどない。そこで本稿では、線源を受入れるまでの流れを紹介するとともに、線源の据付や使用における放射線管理について報告する。
