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福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2025-013, 206 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-013.pdf:34.64MB
東京電力株式会社福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和6年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。山間部モニタリングへの無人航空機の適用可能性を確認するため、山間部における無人航空機の基礎性能試験を実施した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。令和6年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを階層ベイズ統計手法を用いて統合し、福島第一原発から80km圏内及び福島県内の空間線量率統合マップを作成した。令和6年度測定結果のWEBサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析を実施した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。令和6年度調査や原子力規制庁等で実施した環境モニタリングの測定データの一部をCSV等の形式で保存した。モニタリング地点の重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、過去からのスコアの変化要因について考察しモニタリング地点の重点化及び最適化のための基礎評価を実施した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動に着目して解析評価した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。
underwater radiation monitoring detectorJi, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚
Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中のCs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中のCs放射能濃度を推定するために使用することができる。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2025-001, 94 Pages, 2025/06
JAEA-Review-2025-001.pdf:6.21MB
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5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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和元年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築及びプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和5年度は、各システムの検証とともに、模擬環境においてモニタリングプラットフォーム上の移動カメラから取得された画像を用いて立体復元モデルを生成し、可視化対象に対して最適視点からの映像提示が可能であることを、各研究項目協力のもと統合実験として実施した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2023-023, 99 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-023.pdf:6.0MB
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4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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和4年度は、最終年度に向けて各システムの改良、拡張を行い、模擬環境などでの検証実験を行った。
三浦 靖史*; 鈴木 賢治*; 諸岡 聡; 菖蒲 敬久
Quantum Beam Science (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_14, 2024/03
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is expected as a reasonable structural integrity assessment method for nuclear components such as piping, whose main degradation phenomenon is stress corrosion cracking (SCC). Some input parameters are necessary for PFM analysis, and welding residual stress is one of the most important parameters because welding residual stress affects SCC initiation and propagation. Recently, a double exposure method (DEM) with synchrotron X-ray has been proposed, and the method is an expected candidate for the measurement of welding residual stress with a high spatial resolution. In this paper, the DEM was applied to measure the residual stress of the plate specimen, which was cut from the welded pipe using electrical discharge machining, and detailed stress maps under a plane stress state were obtained. Furthermore, the residual stress distributions of the welded pipe under a triaxial stress state were also evaluated using neutron diffraction. From these results, the method for obtaining a detailed stress map of the welded pipe by the complementary use of high-energy synchrotron radiation X-rays and neutrons was proposed.
平野 辰巳*; 前田 壮宏*; 村田 哲之*; 山木 孝弘*; 松原 英一郎*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 安田 良*; 高松 大郊*
SPring-8/SACLA利用研究成果集(インターネット), 11(1), p.49 - 57, 2023/02
The temperature rise due to high current/power operations and stress caused by the expansion or contraction of electrodes by lithium (de)-intercalation is known to be a degradation factor in lithium-ion batteries (LIBs). Therefore, in this study, a new technique is proposed to simultaneously measure the internal temperature and stress in the 18650-type LIB during its operation. The operando measurement involved retaining a constant gage volume using rotating spiral slits, obtaining X-ray diffraction images using a highly sensitive two-dimensional detector, and employing the sin
method to separate the stress and change in temperature. During the charging process, at the 1C current rate, the anode expansion, owing to the lithium intercalation, induced the radial compressive stress in the Cu anode collector. The radial stress changes of the Cu anode collector were -31 MPa (compression) and 44 MPa (tensile) during the 1C charge and discharge processes, respectively. Moreover, the internal temperature, which was higher than the surface temperature, was calculated by considering the radial stress change during the battery operation. During the 4C cycle, the surface and internal temperatures rose by 26 degree and 42 degree, respectively. The results indicate that the internal temperature and stress in the 18650-LIB were successfully measured during battery operation.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-032, 102 Pages, 2022/12
JAEA-Review-2022-032.pdf:9.83MB
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3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始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「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和3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、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和3年度は、主に令和2年度に取り組んだ基本設計および要素開発の改良に取り組むとともに、統合実験の準備を行った。
temperature measurement for lamp-based heating device墨田 岳大; 須藤 彩子; 高野 公秀; 池田 篤史
Science and Technology of Advanced Materials; Methods (Internet), 2(1), p.50 - 54, 2022/02
Despite a wide variety of its practical applications, handiness, and cost-effectiveness, the advance of lamp-based heating device is obstructed by one technical difficulty in measuring the temperature on a heated material. This difficulty originates in the combination of polychromatic light source and a radiation thermometer that determines temperature from radiation (i.e. light). A new system developed in this study overcomes this intrinsic difficulty by measuring exclusively the radiation from the heated material, allowing us to perform the direct and measurement of temperature in a light-based heating device (an arc image furnace). Test measurements demonstrated the reliability of temperature measurement using the developed system as well as its promising potential for the determination of emissivity at high temperature particularly in the infrared region.
岩田 圭弘; 佐藤 優樹
日本原子力学会誌ATOMO
, 64(1), p.28 - 29, 2022/01
放射線工学部会では、日本原子力学会2021年秋の大会で「福島原発事故後10年間の放射線工学分野における活動と今後の展望」と題した企画セッションを開催した。福島第一原子力発電所の廃炉作業及び関連した放射線計測・遮蔽分野の研究・技術開発について専門家を招いて3件の講演を行った後、今後の展望を交えた議論を行った。講演3件の詳細については前稿までに紹介したとおりであり、本稿では開催に至るまでの経緯及び企画セッション当日の概要を紹介し、企画セッションの今後の活動について述べる。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2021-030, 79 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-030.pdf:3.82MB
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「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」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。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学、の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和2年度は、主に基本設計および要素開発に取り組んだ。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2020-028, 68 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-028.pdf:4.01MB
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、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」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。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育,講義等の座学,施設見学、の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和元年度は、主に概念設計,試作,コンセプト立案を行った。
眞田 幸尚
日本原子力学会誌ATOMO, 61(6), p.453 - 456, 2019/06
福島県で実施されている大規模な放射線モニタリングの情報を整理するとともに、福島第一原子力発電所事故直後からの線量率の変化傾向の考察および住民のニーズに応えるための放射線計測技術の新技術について紹介する。
鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 10(4), p.9 - 17, 2019/02
弾性異方性をもつ材料中では、塑性変形が発生した際に結晶間に応力差が生じており、これが材料破壊に深くかかわっていることが知られている。本研究では、高エネルギー放射光回折法を用いて、塑性変形させた材料中の荷重方向の残留応力を結晶方位ごとに調べた。その結果、残留応力はX線的弾性定数(回折面ごとに求められるヤング率)が高い指数では引張残留応力、低い指数では圧縮残留応力が発生していることがわかった。この結果は、材料強度を向上させる際、集合組織のように結晶方位を制御する技術に役立つと考えている。
眞田 幸尚; 宮本 賢治*; 越智 康太郎; 松崎 康治*; 小川 年弘*; 千賀 康弘*
海洋理工学会誌, 24(2), p.9 - 18, 2018/12
大量な放射性核種が海洋に流出した福島第一原子力発電所事故から7年経過した。海底のセシウムの挙動の解明は漁業再開のために必要である。われわれは、海底の堆積物中の放射性セシウム濃度を直接的に計測できる無人観測船を用いた放射線計測システムを開発した。このシステムは自動的に測定ポイントに移動し、堆積物の計測が可能である。検出器の校正は実際のサンプル計測と比較して決定した。このシステムを用いて福島沖の浅海域の放射性セシウム濃度の測定を経時的に実施した。結果から放射性セシウム濃度の分布は変化しているが、全量(インベントリー)としては、放射性セシウムの半減期に従って減少していることが分かった。このようなシステムは簡便に海底の放射性セシウム濃度を測定できるので、海底のセシウムの挙動の解明に役立つ。
宮坂 聡*; 宇野女 草太*; 田村 恵子*; 伊藤 嘉高*; 石崎 梓; 眞田 幸尚
日本リモートセンシング学会第63回(平成29年度秋季)学術講演会論文集(CD-ROM), p.81 - 84, 2017/11
空中線量計測と同時撮影を前提として、空中写真を用いたSfM手法により作成した積雪前後のDSMデータを用いて、積雪深の推定手法の評価を行った。本手法による精度は、個別地点における放射線測定データの補正に必要な精度には満たなかったものの、レーザ測量と比較して、一定の相関は認められた。より精度向上が期待できる方法としては、サイドラップを可能にする等の撮影方法の改善及び解像度による精度の違いの検討が考えられる。
眞田 幸尚
日本原子力学会誌ATOMO, 59(7), p.418 - 422, 2017/07
東京電力福島第一原子力発電所事故後行われてきた環境中での放射線モニタリングについて概説するとともに、代表的なモニタリングの結果例である有人ヘリコプターを用いた航空機モニタリング及び人手でサーベイメータを用いて行われている地上モニタリングについて紹介し、相互比較を行った例を示す。また、新たな技術開発例として無人機の活用例と課題について説明する。
遠藤 章
Annals of the ICRP, 45(1_Suppl), p.178 - 187, 2016/06
国際放射線防護委員会(ICRP)が提案する臓器・組織の等価線量、実効線量等の防護量は、放射線による人体の被ばくの程度を定量化し、線量の制限や防護の最適化を図るために使われている。人体に対して定義される実用量は測定できないため、国際放射線単位測定委員会(ICRU)は、測定によって防護量を評価するための実用量を開発した。現在使われている実用量は、30年以上も前に定義されたものである。ICRUは、ICRP 2007年勧告における防護量の変更を契機に実用量の検討を行った。その結果、委員会は現在のものに替わる新たな実用量を提案することとした。エリアモニタリングに対しては、ICRU球のある深さで定義する線量から、粒子フルエンスに基づき防護量と関連付けた量に変更する。本発表では、新たに提案する実用量の定義と、それが線量測定の実務に及ぼす影響について検討した結果を報告する。
植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した
U濃縮度10%未満の低濃縮UO
燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。
鈴木 裕士
熱処理, 46(1), p.11 - 18, 2006/02
X線回折法による非破壊応力測定技術は、ひずみゲージなどの機械的計測法に代わる測定技術として、工業分野から研究開発分野に至るまで、さまざまな分野に応用されている。最近では、放射光から得られる高エネルギーX線や中性子線を用いた新しい応力測定技術が開発され、材料表面直下や材料深部など、実験室系では測定が困難であった領域・条件における残留応力評価が可能になっている。本解説では、これら特性X線,高エネルギーX線,中性子線による残留応力測定技術について、その基本原理と幾つかの応用例について解説した。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2005-028, 232 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-028.pdf:13.23MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2004年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
