検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 4819 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Post-test analyses of the CMMR-4 test

山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04

Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO$$_{2}$$ pellets were installed instead of UO$$_{2}$$ pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.

報告書

汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 筑波大学*

JAEA-Review 2021-023, 49 Pages, 2021/12

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2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株式会社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「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では、福島第一原子力発電所の事故により生じた汚染土壌の減容化を目指すための新規手法を開発した。放射能の原因の一部となっている放射性セシウム含有粒子を汚染土壌から分離・回収するため、比重に着目した分離法について検討を行った。前年度までに最適化した重液分離法を、福島県内で採取したさまざまな土壌を対象に適用した。密度2.4g cm$$^{-3}$$の重液を用いて2つの画分に分離した結果、6地点の土壌について当初目標である放射能濃度50%及び重量50%減を達成した。さらに2地点の土壌については、63$$mu$$mの篩を用いてサイズ分離することで上記目標を達成した。また、重液分離後の廃液には放射性セシウムが含まれる。この廃液を再利用するために、陽イオン交換樹脂を用いた再生法について検討した。カラム法における最適条件について検討し、60mL min$$^{-1}$$の条件で廃液を通水することで、樹脂量の約5倍量の廃液を回収率99%以上の収率で処理することができた。

論文

Joint environmental radiation survey by JAEA and KAERI around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Performance of mobile gamma-ray spectrometry using backpack and carborne survey platforms

Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; Hong, S. B.*; 中間 茂雄; 眞田 幸尚; 三上 智

Health Physics, 121(6), p.613 - 620, 2021/12

原子力機構(JAEA)と韓国原子力研究所(KAERI)との間に締結された放射線防護や環境放射線測定に関する共同研究に基づき、福島第一原子力発電所周辺の放射性セシウム沈着量を評価するための合同測定が実施された。まず初めに、バックパック測定プラットフォームを用いた可搬型$$gamma$$線スペクトロメトリーが3つの地点で実施された。車両測定は、各バックパック測定地点間を移動する際に、車内に$$gamma$$線スペクトロメーターを搭載することで実施した。車体による放射線の遮蔽の影響を加味した上で、評価手法の妥当性が検証された。

論文

Evaluation of the dissolution behavior of zircon using high-resolution phase-shift interferometry microscope

北垣 徹

Journal of Nuclear Materials, 557, p.153254_1 - 153254_8, 2021/12

 被引用回数:0

The dissolution behavior of the zircon mineral in ultrapure water, 1 M HCl (aq), and 1 M NaOH (aq), under room temperature and nearly atmospheric pressure was evaluated by in situ measurement of the change in the surface height. A high-resolution phase-shift interferometry microscope (HR-PSI) was employed to evaluate the velocity of the change in the surface height of zircon in different solutions, and the application of this method in evaluating the dissolution behaviors of nuclear materials was examined. As a result, the velocity of surface change and the precipitation behaviors of zircon was successfully evaluated using HR-PSI. This relatively quick method would be useful for evaluating the detailed surface change behaviors of nuclear materials, such as fuel debris, ceramic waste forms and UO$$_{2}$$, during the reaction with various solutions, since it minimises radiation exposure times and also the amount of radioactive waste generation during measurement.

論文

High temperature reaction of multiple eutectic-component system; The Case of solid metallic Zr and molten stainless steel-B$$_{4}$$C

墨田 岳大; 小畠 雅明; 高野 公秀; 池田 篤史

Materialia, 20, p.101197_1 - 101197_11, 2021/12

The eutectic melting, one of the fundamental phenomena in high temperature reactions involving liquid phases, is a primitive but important subject for both scientific and industrial fields associated with metallurgy. The present study aims at revealing the formation and reaction mechanisms of the multiple eutectic-component system consisting of solid metallic Zr and molten stainless steel- boron carbide (SS-B$$_{4}$$C) by combining multiple analytical methods (i.e. powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and dynamic secondary ion mass spectrometry (D-SIMS)) with thermodynamical consideration. The results indicate that the solidified Zr-SS-B$$_{4}$$C mixture is composed of major phases of (Fe,Cr)$$_{2}$$Zr, (Fe,Cr,Ni)$$_{2}$$Zr, (Ni,Fe)Zr$$_{2}$$, ZrB$$_{2}$$, and a minor phase of ZrC. The results also reveal that the eutectic melting between solid metallic Zr and molten SS-B$$_{4}$$C can be described as the combination of diffusion kinetics and thermodynamic stability. That is, the initial formation of ZrC and ZrB$$_{2}$$ layers at the reaction interface significantly retards the diffusion of other SS-B$$_{4}$$C components (i.e. Cr, Fe, and Ni) into solid metallic Zr.

報告書

原子力災害対応用ロボットの性能試験法; 貫通孔を介した展開後の走破性能試験(JAEA-TM-0004、JAEA-TM-0005)

川端 邦明; 山田 大地; 阿部 浩之*

JAEA-Technology 2021-021, 30 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-021.pdf:2.55MB

本稿は、原子力災害対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を定量的かつ相対的に評価するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、1F)での事故発生後から現在まで、作業やタスクに応じて多種多様な遠隔操作ロボットが導入されている。このような作業経験と教訓は、将来のロボットの設計、開発に重要であることから、我々はこれらを参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。近年の廃炉作業においては、原子炉格納容器内の核燃料デブリの分布や状態に関する調査が実施されている。格納容器内部へロボット等の投入・展開は、放射性物質の飛散の防止のために小口径の貫通孔を介して行われている。著者らが1Fの1、2号機での作業実施について調査したところ、貫通孔を介して格納容器内に展開した後にロボットによって調査作業を実行するためには、貫通孔にケーブルを通した状態で、貫通孔の出口から下方にある床面上での自在な走行および貫通孔の出口から下方に位置する傾斜面上での自在な走行について高い性能が必要であることがわかった。本稿は、これらの性能に注目して、定量的かつ相対的なロボットの性能比較・評価に資する、貫通孔を介した展開後の床面上走破性能試験と貫通孔を介した展開後の傾斜面上走破性能試験の2つの試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。

報告書

令和2年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 佐々木 美雪; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.

JAEA-Technology 2021-020, 138 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-020.pdf:17.11MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和2年度は美浜発電所並びに敦賀発電所および近畿大学原子力研究所並びに京都大学複合原子力科学研究所における研究用原子炉の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量および管制区域等の情報を整備した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発を進めた。本報告書は、それらの結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。

報告書

ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部被ばくの横断的生体影響評価(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 岡山大学*

JAEA-Review 2021-028, 57 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-028.pdf:1.94MB

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2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株式会社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「ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部被ばくの横断的生体影響評価」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、廃炉工程で発生する$$alpha$$ダスト対策に係る被ばく影響評価を目的としている。すでに先行研究の多い$$alpha$$線放出核種のラドンを用い、体内で$$alpha$$線を放出した際に周辺細胞に与える影響の推定と組織レベル・個体レベルでの生物学的応答を検討する。研究組織の分野横断的な有機的連携により、$$alpha$$線放出核種の内部被ばくによる健康影響評価モデルの構築を目指す。

報告書

マイクロ波重畳LIBSによるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; アイラボ*

JAEA-Review 2021-027, 62 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-027.pdf:3.06MB

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2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株式会社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、令和2年度に採択された「マイクロ波重畳LIBSによるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。LIBS(レーザー誘起ブレークダウン分光法)は、核燃料デブリの遠隔組成計測への応用が想定されているものの、放射線の影響による光ファイバーでの損失、レーザ伝送出力の低下及びデブリ性状等により、想定外の信号強度の低下が懸念される。また、一般的にはLIBSは、同位体計測には適さないとされていることから改善すべき課題がある。本研究では、LIBSの測定点に、アンテナを用いてマイクロ波を重畳し、信号強度の大幅な増倍とSN比を改善することで、軽量コンパクトなシステムの実現を目指した。さらに、LIBSの発光強度の向上により、今まで実現が困難だったウラン同位体のその場計測の実現性についても検討を行った。

報告書

耐放射線性ダイヤモンド半導体撮像素子の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 産業技術総合研究所*

JAEA-Review 2021-026, 47 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-026.pdf:2.16MB

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2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株式会社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、令和元年度に採択された「耐放射線性ダイヤモンド半導体撮像素子の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は極めて高い耐放射線性が確認されているダイヤモンド半導体素子を利用して、耐放射線性可視光固体撮像素子の実現を目標として研究開発を行うものである。開発目標として、ダイヤモンド金属半導体電界効果トランジスタ(MESFET)をベースとして電荷結合素子(CCD)の基本動作となる電荷転送動作を確認する。また、ダイヤモンド固体撮像素子が可視光における感度を得るために、中性不純物準位を用いた革新的ダイヤモンドフォトダイオードを試作し評価を行う。

報告書

動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 電気通信大学*

JAEA-Review 2021-025, 33 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-025.pdf:1.68MB

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2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株式会社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、令和元年度に採択された「動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の大目的は、多連結移動ロボット共通の課題である関節部のスタック状態からの復帰方法の確立である。この大目的に対し、本研究ではシステムの冗長性を巧みに利用することにより、多連結移動ロボットがスタック状態から復帰するための制御方法の提案を行う。さらに、提案制御則を利用するためのインタフェースとして、スタック状態を認識できるような描画インタフェース、提案制御の目標指示を行うための操作インタフェースの開発を行い、検証用実機を用いてその有効性を検証する。

報告書

令和2年度福島県近沿岸海域等における放射性物質等の状況調査(受託研究)

御園生 敏治; 中西 貴宏; 眞田 幸尚; 尻引 武彦; 卜部 嘉*; 鶴田 忠彦

JAEA-Research 2021-004, 214 Pages, 2021/11

JAEA-Research-2021-004.pdf:12.76MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生した後、原子力規制庁からの委託を受け、令和2年度に近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した。本報告書は、調査により得られた成果をまとめたものである。海水及び海底土のモニタリング結果から調査地点と頻度の適正化に関する評価手法を提示し、効率的かつ効果的な海域モニタリングの在り方について検討した。また、福島沿岸域70地点において柱状試料を採取し、海底土への放射性セシウムの蓄積状況を示した。さらに放射性セシウムの河川からの流入評価のため、沿岸域にセジメントトラップを設置して沈降物を採取するとともに、河川前面における海底土表層の放射性セシウム濃度の水平分布を計測した。平成25年度から平成30年度までに実施された曳航式放射線モニタリングデータについて、天然の放射性核種を考慮した再解析を実施し、沿岸域の海底土における放射性セシウム分布推定図の精度向上を試みた。また、1F沖合のシルトバンド帯にて、海底地形・海底土分布調査を実施し、地形と堆積物の分布状況を把握した。得られた結果より1F前面海域における海底土に含まれる放射性物質の分布と動態について推定を行った。

論文

Spatial variations in radiocesium deposition and litter-soil distribution in a mountainous forest catchment affected by the Fukushima nuclear accident

安藤 麻里子; 小嵐 淳; 都築 克紀; 竹内 絵里奈; 西村 周作; 武藤 琴美*; 松永 武*

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106725_1 - 106725_8, 2021/11

福島第一原子力発電所事故により周辺の森林域は$$^{137}$$Csで汚染された。複雑な山地地形における$$^{137}$$Cs沈着量の空間分布を明らかにするために、小河川集水域全域において一定間隔で土壌試料を採取した。土壌試料は2013年夏に42地点、2015年春に6地点において、有機物層と鉱物土壌層に分けて採取した。2013年の$$^{137}$$Cs蓄積量は高度と斜面方位に関連した大きな空間変動を示した。有機物層の$$^{137}$$Cs残留率は6%から82%と場所により大きく変動し、有機物層の量及び高度と正の相関を示した。しかし、有機物層の$$^{137}$$Cs残留率が55%以上であった地点においても、2015年には20%以下に低下しており、沈着から4年後までに多くが鉱物土壌層に移行し、粘土鉱物と結合することで移動性が低下していることが明らかになった。本研究ではまた、$$^{137}$$Cs蓄積量と同じ地点で測定した空間線量率を比較し、正の直線関係を得た。この関係式と前報において同じ集水域で測定した3,797点の空間線量率のデータを用いて、全集水域の$$^{137}$$Cs沈着量を推定した。

論文

Dynamics of radiocaesium within forests in Fukushima; Results and analysis of a model inter-comparison

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11

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

本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、事故から50年後の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。

論文

A Modeling study on the oceanic dispersion and sedimentation of radionuclides off the coast of Fukushima

上平 雄基; 内山 雄介*; 川村 英之; 小林 卓也; 乙坂 重嘉*

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106724_1 - 106724_16, 2021/11

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

放射性核種の海水及び海底堆積物間の移行を考慮した3次元海洋拡散モデルを開発した。福島沿岸の海底堆積物中のCs-137の再解析を行い、福島第一原子力発電所事故に由来する溶存態Cs-137の海底堆積物への移行メカニズムを調べた。モデルと観測データの比較により、モデルが海洋構造と海水および海底堆積物中のCs-137濃度を十分に再現できることが示された。また、事故後の福島沿岸の堆積物中のCs-137分布は、原発からのCs-137直接海洋放出の影響が顕著であった2011年6月までに、主に溶存相からの吸着により形成されたことが示された。

論文

Determination of $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotopic ratio in soil collected near Fukushima Daiichi Nuclear Power Station through mass spectrometry

島田 亜佐子; 塚原 剛彦*; 野村 雅夫*; Kim, M. S.*; 島田 太郎; 武田 聖司; 山口 徹治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1184 - 1194, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

土壌中の主要元素や質量分析における妨害元素を含む多元素混合溶液を用いて土壌中のCsを分離精製するためのCalix[4]arene-bis(t-octylbenzo-crown-6)(BOBCalixC6)の1-オクタノール溶液による溶媒抽出法を最適化した。一部のKやMo, Sn, SbがCsと共に有機相に抽出されたが、0.5M硝酸により逆抽出された。一方、抽出されたCsは0.5M硝酸ではほとんど逆抽出されないため、分離が改善された。抽出されたCsの回収は温度を323Kまで上げ、有機相を3倍量の1-ドデカノールで希釈することで達成された。開発した手法を40gの土壌を溶解した硝酸溶液に対して適用し、分離精製・濃縮後の溶液中には土壌の主要元素が合計で10$$mu$$g/ml、妨害元素はng/ml以下しか含まれないことを確認した。さらに、この手法を用いて福島第一原子力発電所(FDNPS)周辺で採取された土壌中のCsを分離し、$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比を表面電離型質量分析計(TIMS)とトリプル四重極質量分析計(ICP-QQQ)により分析した。TIMSにより1桁ほど高い精度が得られたが、アバンダンス感度はICP-QQQの方が高かった。FDNPSの北西側の試料に対してわずかに高い$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比が観測されたが、それ以外の地点では誤差の範囲で同じ同位体比が得られた。この結果は報告されている$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Csの放射能比の分布と一致しており、$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比が放射性セシウムの起源を特定できる可能性を示している。

論文

Isotope shift and hyperfine structure measurements on triple resonance excitation to the autoionizing Rydberg state of atomic strontium

岩田 圭弘; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 若井田 育夫

Journal of Quantitative Spectroscopy & Radiative Transfer, 275, p.107882_1 - 107882_9, 2021/11

 被引用回数:0

東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて分析ニーズが高まっているストロンチウム90に対して、レーザー共鳴イオン化を用いた同位体選択的分析手法の開発を行っている。本研究では、高い同位体選択性が期待される2つのスキームについて、安定同位体の同位体シフト及び超微細構造を測定し、キングプロット解析手法を用いてストロンチウム90の同位体シフトを評価した。ストロンチウム90の光学的同位体選択性は$$10^3$$から$$10^5$$程度と得られ、実試料の分析に十分な選択性を持つことが分かった。

論文

Analysis of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 pressure data and obtained insights on accident progression behavior

佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11

The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.

論文

福島第一原子力発電所事故後のプラスチックシンチレーションファイバの開発経験

眞田 幸尚

放計協ニュース, (68), p.2 - 6, 2021/10

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故(以下、発電所事故)の影響により、周辺環境中は放射性セシウム等の放射性物質により汚染された。原子力発電所事故後、適用された線や面的な放射線測定技術の一つとしてプラスチックシンチレーションファイバ が挙げられる。本稿では、一連の開発から実機投入までの開発の経緯についてまとめる。

論文

Impact of extreme typhoon events on the fluvial discharge of particulate radiocesium in Fukushima Prefecture

中西 貴宏; 大山 卓也; 萩原 大樹; 佐久間 一幸

Journal of Coastal Research, 114(SI), p.310 - 314, 2021/10

福島県請戸川の観測結果に基づき、2019年10月の台風イベントに伴う河川からの粒子態$$^{137}$$Cs流出量を評価した。台風イベントによる土砂粒子の流出量は年間の90%を占め、それまで福島原子力発電所事故後最大だった2015年9月出水イベントの約2倍だった。しかし、期間中の粒子態$$^{137}$$Cs濃度低下により、粒子態$$^{137}$$Cs流出量は2015年の約2/3であった。また、2019年10月の粒子態$$^{137}$$Cs流出量は流域の沈着量のわずか0.1%であり、沿岸の$$^{137}$$Cs蓄積量への影響は非常に限られたものだった。

4819 件中 1件目~20件目を表示