Decontamination effectiveness for wiping vehicle in screening during a nuclear emergency

平岡 大和; 真辺 健太郎; 廣内 淳; 高原 省五

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2025 (ASRAM 2025) (Internet), p.487 - 494, 2025/08

Evacuation by private vehicle is a basic evacuation strategy during a nuclear emergency in Japan. When vehicles are evacuated from the contaminated areas, screening is conducted to inspect for radioactive contamination. If the radioactive contamination of vehicles exceeds criteria, decontamination is performed by wiping with wet waste cloths. Therefore, insights into the effectiveness of wet cloth wiping are necessary to conduct decontamination in an optimized manner. However, detailed information on the effectiveness of wiping each component of a vehicle by wet waste cloths is not sufficient. The present study simulated cesium contamination deposited on vehicle surfaces during a nuclear accident and experimentally assessed the effectiveness of wet cloth wiping for decontaminating newly manufactured vehicle components (windshield, hood panel, and aluminum alloy). The results showed that the decontamination factor (DF) for the windshield was approximately 8 to 26, while the DF for the hood panel was more than 32 and that for the aluminum alloy was more than 31. Furthermore, it was observed that decontamination effectiveness did not change after the second wiping.

Study of the screening survey using an ambient dose equivalent rate survey meter in criticality accidentsy

星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.152

When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the dose rate mainly from Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a Cf neutron source. The radioactivity concentration of Na produced in the phantom was determined by means of both -ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 Sv h (ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.

Development of HIP technique for bonding of CuCrZr with stainless steel and beryllium for application to the ITER first wall

秦野 歳久; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-075, 59 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-075.pdf:17.38MB

ITER第一壁は、ベリリウムのアーマータイル,銅合金の熱シンク,ステンレス鋼の冷却管と後壁により構成され、それらを高温等方加圧(HIP)法を用いて接合する。本研究では、銅合金とステンレス鋼並びにベリリウムとの各接合に対するスクリーニング試験を実施して最適な接合条件を選定した。さらに第一壁の部分モデルを試作するとともにその熱負荷試験を行って、製作性を実証し、かつ熱機械特性を評価した。特に、ここでは低コストと高靭性の利点から、従来のアルミナ分散強化銅に代わるクロムジルコニウム銅の適用性について検討した。スクリーニング試験の結果、ステンレス鋼とクロムジルコニウム銅のHIP温度として1050を選定した。これにより接合体の破壊靭性値は~276kJ/mとアルミナ分散強化銅の接合体に比べて非常に高い値を示した。ベリリウムとの接合では温度を555として時効処理を兼ねたが、接合後のクロムジルコニウム銅は受け入れ材に比べてやや軟化する傾向を示した。これらによりHIP接合条件及び熱処理条件を絞り込むことができた。さらに第一壁の部分モデルを試作し、その高熱負荷試験を行い除熱性能及び熱疲労特性が良好であることを確認した。以上の結果からクロムジルコニウム銅の第一壁への適用に見通しを得ることができた。

Development of screening method for volcanic activity

及川 哲邦; 村松 健; 野元 洋一*; 早川 裕*

Probabilistic Safety Assessment and Management, 4, p.2701 - 2706, 1998/00

火山国である日本では、原子力施設等への火山活動によるリスクが十分小さいことを確認したり、影響評価結果によってはリスクマネージメント策を検討することは重要である。原研では、火山活動に対する確率論的安全評価(PSA)手法を開発すべきか判断するためにスクリーニング法を開発している。火山に関する文献の調査結果をもとに、原子力施設で生じ得る被害、最大影響範囲等を考慮し、スクリーニング対象として火砕流、泥流、火砕物の降下を選定した。火山活動に対するスクリーニング法は、原子力施設周辺の火山のリストアップと噴火記録の調査のステップと、地形的要因や噴火発生頻度評価等による、火砕流、泥流、火砕物の降下に対するスクリーニングのステップとからなる。我が国では既存原子力施設は火山から十分離れているが、幾つかの立地点を選定し、スクリーニング法の適用性を確認する計画である。

Core-level electronic structures of rare-gas atoms implanted in transition metals studied by XPS and XAES

馬場 祐治; 山本 博之; 佐々木 貞吉

Surface Science, 287-288, p.806 - 810, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0039-6028(93)91077-3

X線光電子分光法やオージェ電子分光法等において観測される内殻軌道のエネルギーシフト(化学シフト)は、化学結合の形成による内殻軌道のポテンシャルシフト(始状態シフト)と内殻イオン化にともなう軌道電子の再配列の結果生じるエネルギー緩和(終状態シフト)の2つの要因で起こる。本研究では後者の軌道エネルギー緩和の効果を調べるため、遷移金属中に捕捉された希ガス原子の内殻光電子スペクトル、オージェ電子スペクトルのエネルギーシフトを種々の系について解析した。その結果、希ガス原子の内殻イオン化過程における軌道緩和エネルギーは、気相や表面吸着した希ガス原子に比べはるかに大きいことを見出した。また軌道エネルギー緩和の要因となる内殻正孔の遮蔽は、主として母体遷移金属のd電子により引き起こされること、希ガスの原子半径が大きいほど軌道緩和エネルギーが増大すること等を明らかにした。

交通シミュレーションを用いた原子力災害時の汚染検査会場のレイアウト検討

齊藤 将大; 平岡 大和; 木村 仁宣

no journal, , 

原子力災害時に住民が避難する際、避難退域時検査会場で車両等の汚染検査を受ける必要がある。住民を迅速に避難させるためには、効率的に車両の汚染検査を実施しなければならない。車両の汚染検査は、全車両が受ける指定箇所検査と、指定箇所検査で除染の基準を超えた場合に受ける確認検査があり、これらは別々のレーンにて受けることとなっている。そこで、この二つの検査に着目し、限られた人員と資機材で効率的に検査を実施できるレーン配分について検討した。本報告では、交通シミュレータSUMO(Simulation of Urban Mobility)を用い、指定箇所検査・確認検査のレーン数を変化させた場合の車両の汚染検査の効率化について、入場する汚染車両の割合に対する車両の入場から退場までの時間、会場を通過した台数等の観点から評価した結果を示す。