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論文

Leaching characteristics of $$^{137}$$Cs for forest floor affected by the Fukushima nuclear accident; A Litterbag experiment

佐久間 一幸; 吉村 和也; 中西 貴宏

Chemosphere, 264, p.128480_1 - 128480_9, 2021/02

福島県太田川上流域において、リターバックを用いて針葉樹および広葉樹からの溶存態$$^{137}$$Csの溶出特性を調査した。各樹種のリターを36個のリターバックにそれぞれ封入し、2017年6, 12月に各林床に設置した。2017年8, 12月および2018年3, 5, 8, 12月に、各林床から3つずつサンプルを採取し、純水に浸漬した。その後溶出水を、浸漬後20分, 140分, 1日後に採取した。溶存態$$^{137}$$Cs濃度を分析した。溶存態$$^{137}$$Cs溶出率については、針葉樹(0.13-2.0%)に比べ、広葉樹(0.81-6.6%)が高かった。溶出率に対して、先行降雨,先行温度及び積算温度を用いた重回帰モデルは、実測値をよく再現した(R$$^{2}$$=0.61-0.99)。

論文

Performance of in situ gamma-ray spectrometry in the assessment of radioactive cesium deposition around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

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

Radiation Physics and Chemistry, 179, p.109205_1 - 109205_11, 2021/02

福島第一原子力発電所周辺の異なる線量レベルのエリアで、様々なサーベイプラットフォームを用いin-situ $$gamma$$線スペクトロメトリーを実施した。地表における放射性セシウム沈着量を、高純度Ge半導体検出器とLaBr$$_{3}$$(Ce)検出器を用いて評価するために、福島第一原子力発電所周辺の6か所のサイト(うち2つは帰還困難区域)が選択された。2018年10月に行ったin-situ測定の結果、$$^{137}$$Csの沈着量は6つのサイトで30-3000kBq m$$^{-2}$$の範囲にあった。また、広範囲の代表的な深度分布を直接的に計算するin-situ測定手法を導入し、その結果が同じサイトで採取された土壌サンプルの結果をよく表現していることが分かった。

論文

Numerical simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test using finite volume particle method

Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01

The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.

論文

Solidification and re-melting mechanisms of SUS-B$$_{4}$$C eutectic mixture

墨田 岳大; 北垣 徹; 高野 公秀; 池田 篤史

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152527_1 - 152527_15, 2021/01

Fundamental understanding of the high-temperature interaction between stainless steel (SUS) and B$$_{4}$$C is indispensable for estimating and characterizing the fuel debris generated during severe accidents of boiling water reactors (BWR), such as Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station (FDNPS, also referred to as "1F") in Japan. This study aims at systematically characterizing the solidified products of molten SUS-B$$_{4}$$C mixtures by powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and thermogravimetry-differential thermal analysis (TG-DTA) with a range of the B$$_{4}$$C content relevant to the fuel debris composition expected at 1F, in order to elucidate the solidification and re-melting mechanisms. The results indicated that $$gamma$$-Fe and (Cr,Fe)$$_{2}$$B are the major solidified phases when the B$$_{4}$$C content is below 3 mass%, while (Cr,Fe)$$_{23}$$(C,B)$$_{6}$$ is formed as an additional third phase when the B$$_{4}$$C content exceeds 3 mass%. The solidification of molten SUS-B$$_{4}$$C mixture and re-melting of solidified SUS-B$$_{4}$$C melt are eutectic, which is mainly controlled by the pseudo-binary Fe-B system that is influenced by the C and Cr content and additional minor components such as Mo.

論文

A Unique high natural background radiation area; Dose assessment and perspectives

細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.

Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01

低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする3$$sim$$5ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h$$^{-1}$$から1109nGy h$$^{-1}$$の間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m$$^{-3}$$から1015Bq m$$^{-3}$$であった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq m$$^{-3}$$を超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。

論文

Distribution map of natural gamma-ray dose rates for studies of the additional exposure dose after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

眞田 幸尚; 吉村 和也; 卜部 嘉*; 岩井 毅行*; Katengeza, E. W.*

Journal of Environmental Radioactivity, 223-224, p.106397_1 - 106397_9, 2020/11

The information on the absorbed dose rate which is derived from natural radionuclides needs to evaluate additional exposure dose around Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. However, there are not enough position resolution and precision for data for this evaluation. In this study, we created the map of the absorbed dose rate which is derived from natural radionuclides based on several airborne radiation monitoring data. The created map was made sure to have sufficient reliable accuracy by comparing with the many in-situ measurement on the ground. These data were applied to discriminate the absorbed dose rate of background from an actual periodic dose rate survey results as an application study. Evaluation results for the distribution of absorbed dose rate of background are expected to contribute to the summarization of international studies of the FDNPS accident.

論文

Density stratification breakup by a vertical jet; Experimental and numerical investigation on the effect of dynamic change of turbulent Schmidt number

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11

The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.

論文

Measurements of the doses of eye lens for the workers of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 一茂*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄

Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11

In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.

論文

Reservoir sediments as a long-term source of dissolved radiocaesium in water system; a mass balance case study of an artificial reservoir in Fukushima, Japan

舟木 泰智; 佐久間 一幸; 中西 貴宏; 吉村 和也; Katengeza, E. W.*

Science of the Total Environment, 743, p.140668_1 - 140668_9, 2020/11

This study provides new insights regarding to the long-term temporal change and the mass balance of dissolved $$^{137}$$Cs in an artificial reservoir affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident. Time-series water samples were collected from 2014 to 2019 for $$^{137}$$Cs concentration measurements in and around Ogaki Dam Reservoir in which the catchment has a high $$^{137}$$Cs inventory. We revealed that the arithmetic mean of dissolved $$^{137}$$Cs concentration was significantly higher in the output water than in the main input water, and the effective ecological half-live of dissolved $$^{137}$$Cs of the output water was longer than that in the main input water. Remarkably, it is considered that the output dissolved $$^{137}$$Cs was significantly larger than the total input dissolved $$^{137}$$Cs. Reservoir sediments containing high $$^{137}$$Cs activity may become even more important in the future as sources of bioavailable dissolved $$^{137}$$Cs.

報告書

ウラン濃縮研究棟の廃止措置

石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人

JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10

JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究,年度報告書(令和元年度)

石丸 恒存; 尾方 伸久; 國分 陽子; 島田 耕史; 花室 孝広; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 渡邊 隆広; 末岡 茂; et al.

JAEA-Research 2020-011, 67 Pages, 2020/10

本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度$$sim$$令和3年度)における令和元年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第3期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適宜反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について述べる。

報告書

平成31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; 鶴田 忠彦; 中西 貴宏; 眞田 幸尚; 尻引 武彦; 宮本 賢治*; 卜部 嘉*

JAEA-Research 2020-008, 166 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-008.pdf:13.11MB

東京電力ホールディングス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、平成31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、平成31年度に実施した調査により得られた結果をまとめたものである。1F近傍の近沿岸海域における海水・海底土の今後の中長期的な放射性物質濃度調査の在り方について、科学的根拠に基づき、「海域モニタリングの進め方」に必要な考え方の整理を行った。中長期的な調査方法を決めるために必要な基礎情報として、海底地形・海底土分布調査を実施し、海底の地形と底質の粒度分布の関連性も把握を試みた。さらに、採泥調査を行い、福島県沿岸域において柱状試料を採取し、放射性セシウム濃度を分析した。河川から流入する懸濁物質に含まれる放射性セシウムの動態を把握するため、セジメントトラップを用いて沈降物を採取し、放射性セシウム濃度を測定した。また、放射性セシウムの河川からの流入評価のために河川前面の海底土表層の放射性セシウム濃度の計測を実施した。得られた結果より1F前面海域の海底土の放射性物質分布の動態について推定を行った。さらに、平成25年度から実施していた曳航式モニタリングデータの再解析を実施し、沿岸域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。

報告書

Status of study of long-term assessment of transport of radioactive contaminants in the environment of Fukushima (FY2018) (Translated document)

長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.

JAEA-Research 2020-007, 249 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-007.pdf:15.83MB

2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力(現東京電力ホールディングス)福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出された。この事故により放出された放射性核種は、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌などが生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することで空間線量率が上がってしまうのではないか(外部被ばくに関する懸念)、森林から河川に流出した放射性セシウムが農林水産物に取り込まれることで被ばくするのではないか、規制基準値を超えて出荷できないのではないか(内部被ばくに関する懸念)などの懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。日本原子力研究開発機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。

論文

Study of charged particle activation analysis, 2; Determination of boron concentration in human blood samples

池部 友理恵*; 大島 真澄*; 伴場 滋*; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 豊嶋 厚史*; Bi, C.*; 瀬戸 博文*; 天野 光*; et al.

Applied Radiation and Isotopes, 164, p.109106_1 - 109106_7, 2020/10

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)は難治性がんの治療に有効な放射線療法である。BNCTでは、中性子照射時間や中性子被曝量のコントロールのために、全血試料中の$$^{10}$$B濃度の正確な定量が不可欠である。我々は荷電粒子誘起放射化分析法(CPAA)を全血試料中$$^{10}$$B濃度の非破壊・精密測定に適用した。実験は原子力機構(JAEA)タンデム加速器にて8MeVの陽子ビームを用いて実施した。$$^{10}$$B(p,$$alpha$$)$$^{7}$$Be反応で生成する$$^{7}$$Beからの478keV $$gamma$$線を用いて$$^{10}$$Bを定量した。また血液中の鉄との核反応で生成する$$^{56}$$Coの$$gamma$$線を用いて$$gamma$$線強度を規格化した。実験の結果、開発したCPAA法は血液中の$$^{10}$$B濃度の定量に適用できることが明らかとなった。

論文

A Model intercomparison of atmospheric $$^{137}$$Cs concentrations from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, phase III; Simulation with an identical source term and meteorological field at 1-km resolution

佐藤 陽祐*; 関山 剛*; Fang, S.*; 梶野 瑞王*; Qu$'e$rel, A.*; Qu$'e$lo, D.*; 近藤 裕昭*; 寺田 宏明; 門脇 正尚; 滝川 雅之*; et al.

Atmospheric Environment; X (Internet), 7, p.100086_1 - 100086_12, 2020/10

福島第一原子力発電所(FDNPP)事故により放出された$$^{137}$$Csの大気中の挙動を調べるため、第3回大気拡散モデル相互比較が実施された。前回のモデル比較より高い水平格子解像度(1km)が使われた。前回のモデル比較に参加したモデル中9モデルが参加し、全モデルで同一の放出源情報と気象場が使用された。解析の結果、観測された高い$$^{137}$$Cs大気中濃度のほとんどが良好に再現され、いくつかのモデルの性能向上によりマルチモデルアンサンブルの性能が向上した。高解像度化によりFDNPP近傍の気象場の再現性が向上したことで、拡散モデルの性能も向上した。風速場の良好な表現によりFDNPP北西の高い沈着量の細い分布が合理的に計算され、FDNPPの南側の沈着量の過大評価が改善された。一方で、中通り地方、群馬県北部、及び首都圏のプルームの再現性能はやや低下した。

論文

Measurement of displacement cross-sections of copper and iron for proton with kinetic energies in the range 0.4 - 3 GeV

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(10), p.1141 - 1151, 2020/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.53(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動型核変換システム(ADS)等の陽子ビーム加速器施設におけるビーム窓などの構造材の損傷評価には、原子当たりの弾き出し数(dpa)が損傷指標として広く用いられる。dpaの評価は弾き出し断面積に基づいて行われるものの、20MeV以上のエネルギー領域の陽子に対する弾き出し断面積の実験データは乏しく、計算モデルの間でも約8倍の差が存在している。このため、弾き出し断面積を実験的に取得するのは計算に用いるモデルの評価のために重要となる。弾き出し断面積の取得のため、J-PARCの加速器施設において、0.4-3GeVにわたる陽子エネルギー領域における銅と鉄の断面積を測定した。弾き出し断面積は、損傷を保持するために極低温に冷却された試料における、陽子ビームに金する抵抗率変化により得ることができる。本測定で得られた実験結果を元に、計算モデルの比較検討を行った。広く用いられているNorgertt-Robinson-Torrens (NRT)モデルは、実験値を3.5倍過大評価することが判明した。一方、近年の分子動力学に基づく非熱的再結合補正(arc)モデルは実験値をよく再現したため、銅と鉄の損傷評価にはarcモデルを使うべきであると結論づけられた。

論文

Phase-field model for crystallization in alkali disilicate glasses; Li$$_2$$O-2SiO$$_2$$, Na$$_2$$O-2SiO$$_2$$ and K$$_2$$O-2SiO$$_2$$

河口 宗道; 宇埜 正美*

Journal of the Ceramic Society of Japan, 128(10), p.832 - 838, 2020/10

本研究では、移動度係数($$L$$)を新しく定義することで、溶融酸化物系におけるフェーズフィールド法(PFM)の技術を開発した。一定の移動係数$$L$$を用いたPFM計算から得られた結晶成長速度($$v_0$$)は、normal growthモデルの熱力学的推進力と同程度であった。また$$L$$の温度依存性は、実験から得られた結晶成長速度と$$v_0$$から決定し、その決定した$$L$$を使って、二酸化アルカリケイ酸ガラスのLi$$_2$$O-2SiO$$_2$$, Na$$_2$$O-2SiO$$_2$$, K$$_2$$O-2SiO$$_2$$の結晶成長速度($$v$$)をシミュレーションした。$$v$$の温度依存性は定性的および定量的に非常に良く一致したため、本PFM計算は$$L$$の有効性を実証した。特に、PFM計算によって得られた$$v$$は、融点($$T_{rm m}$$)で増大し、$$T_{rm m}$$-100Kでピークを示した。さらなる温度の下降では、$$v$$は明確に0ms$$^-1$$に近づくことが分かった。この振舞いは、界面のジャンプ過程を表現する$$L$$によって$$v$$が制限されているためである。$$L$$のパラメータ$$B$$の感度についてもPFM計算を行い、$$B$$$$0$$から$$2$$まで増加すると、$$v$$のピークはより急峻に、ピーク温度は高温側にシフトすることが分かった。アルカリ金属の原子番号が増加するにつれてイオンポテンシャルは減少するので、$$L$$のパラメータ$$A$$$$B$$は、それぞれ指数関数的に増加、直線的に減少することになったと考えられる。本計算により$$L$$$$A$$$$B$$は互いに密接な関係であることが分かった。

論文

Construction of virtual reality system for radiation working environment reproduced by gamma-ray imagers combined with SLAM technologies

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*; 鳥居 建男

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 976, p.164286_1 - 164286_6, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., experienced a meltdown as a result of a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. At that time, it was necessary to understand the aspects of the decommissioning working environment inside the FDNPS, such as establishing how the radioactive substances were distributed across the site, for work to be done efficiently without exposure to large amounts of radiation. Therefore, virtual reality (VR) emerged as a solution. There have been previous reports done on a technique for visualizing the distribution of radioactive substances in three dimensions utilizing a freely moving gamma-ray imager combined with simultaneous localization and mapping (SLAM) technology. In this paper, we introduce imaging technologies for the acquisition of image data from radioactive substances and three-dimensional (3D) structural models of the working environment, using a freely moving gamma-ray imager combined with SLAM technology. For this research, we also constructed a VR system and displayed the 3D data in a VR space, which enables users to experience the actual working environment without radiation exposure. In creating the VR system, any user can implement this method by donning an inexpensive head-mounted display apparatus and using a free, or low-cost, application software.

論文

Development of side thruster system for ASV

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚

Proceedings of the 30th (2020) International Ocean and Polar Engineering Conference (ISOPE 2020) (USB Flash Drive), p.1255 - 1260, 2020/10

This paper describes the development of side thruster system can keep the heading direction for ASV (Autonomous Surface Vehicle). At present, JAMSTEC, JAEA, and TUMSAT are jointly working on the investigation of radioactivity in mud deposited in estuaries in Fukushima Prefecture, Japan. The main objective of this project is unmanned mud collect using the ASV. We developed and controlled the side thruster system for applying ASV to mud collecting operation. As the result of the bollard test, turn and parallel movement test, we confirmed that it can maintain the heading direction for the ASV.

報告書

国際原子力機関の緊急時対応援助ネットワークへの原子力機構の登録と関連活動

外川 織彦; 早川 剛; 田中 忠夫; 山本 一也; 奥野 浩

JAEA-Review 2020-017, 36 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-017.pdf:2.24MB

我が国は、原子力事故または放射線緊急事態に際して、国際的支援の提供に貢献するため、2010年に国際原子力機関(IAEA)の緊急時対応援助ネットワーク(RANET)に参加した。その際に、日本原子力研究開発機構(JAEA: 原子力機構)は現地外での技術援助が可能な機関としてRANETに登録した。原子力機構の登録分野は以下の7分野であった。すなわち、(1)航空機による汚染調査、(2)放射線レベル・汚染調査、(3)環境試料の濃度測定、(4)事故評価と助言、(5)体内被ばく線量評価、(6)バイオアッセイ、(7)線量再構築であった。登録後に原子力機構は援助可能性の問合せを3回受けたが、実際に援助を行うには至らなかった。一方、RANET登録に関連してIAEAが実施する国際緊急時対応演習(ConvEx)にほぼ毎年参加してきた。本報告書では、RANETの概要、原子力機構の登録及びConvEx参加活動の概要を述べる。

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