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論文

Radiocesium distribution in the sediments of the Odaka River estuary, Fukushima, Japan

萩原 大樹; 中西 貴宏; 小西 博巳*; 鶴田 忠彦; 御園生 敏治; 藤原 健壮; 北村 哲浩

Journal of Environmental Radioactivity, 220-221, p.106294_1 - 106294_9, 2020/09

Radiocesium that originated from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident was deposited on the ground surface and has been transported via fluvial discharge, primarily in the form of particulates, to downstream areas and eventually to the ocean. During transportation, some of the radiocesium accumulated on the riverbed. In this study, we quantified the radiocesium deposition on the riverbed in the Odaka River estuary and investigated the radiocesium sedimentation process of the river bottom. Our results show that the radiocesium inventory in the seawater intrusion area is larger than those in the freshwater and marine parts of the estuary. Moreover, the particle-size distribution in the seawater intrusion area shows a high proportion of silt and clay particles compared with the distribution in other areas. The increased radiocesium inventory in this area is attributed to the sedimentation of fine particles caused by hydrodynamic factors (negligible velocity of the river flow) rather than flocculation factor by salinity variation.

論文

A Cubic CeBr$$_{3}$$ gamma-ray spectrometer suitable for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

冠城 雅晃; 島添 健次*; 大鷹 豊*; 上ノ町 水紀*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄子 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 971, p.164118_1 - 164118_8, 2020/08

 被引用回数:0

Our work focused on the passive gamma-ray analysis (PGA) of the nuclear fuel debris based on measuring gamma rays with an energy greater than 1 MeV for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The PGA requires gamma-ray spectrometers to be used under the high dose rates in the FDNPS, then we fabricated a small cubic CeBr$$_{3}$$ spectrometer with dimensions of 5 mm $$times$$ 5 mm $$times$$ 5 mm, coupled to a Hamamatsu R7600U-200 photomultiplier tube (PMT). The performance at dose rates of 4.4 to 750 mSv/h in a $$^{60}$$Co field was investigated. The energy resolution (FWHM) at 1333 keV ranged from 3.79% to 4.01%, with a standard deviation of 6.9%, which met the narrow gamma decay spectral lines between $$^{154}$$Eu (1274 keV) and $$^{60}$$Co (1333 keV). However, the spectra shifted to a higher energy level as the dose rate increase, there was a 51% increase at the dose rates of 4.4 to 750 mSv/h, which was caused by the PMT gain increase.

報告書

除去土壌の海岸防災林への再生利用に関する線量評価(受託研究)

澤口 拓磨; 高井 静霞; 武田 聖司

JAEA-Research 2020-005, 47 Pages, 2020/06

福島第一原子力発電所事故後の除染活動等によって福島県内で発生した大量の除去土壌等は、中間貯蔵を経た後福島県外で最終処分されることとなっている。最終処分の実現に向けて、環境省は処分量の低減のため、除去土壌に適切な前処理を施し再生資材として管理主体が明確である公共事業等に限定して再生利用する方針を示した。そこで、本研究では、環境省が策定する除去土壌の再生利用に係る指針等に資するため、公共事業における海岸防災林盛土材への再生利用を対象に、安全を確保するための再生資材の放射能濃度および建設条件について検討した。評価の結果、施工時・供用時における作業者および一般公衆の追加被ばく線量が1mSv/yを満たすための再生資材中の放射性セシウム濃度レベルは5,000Bq/kgと算出された。この濃度の再生資材に対して、供用時の公衆の追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/yまで低減させるためには、覆土厚さを39cm以上にする必要があることを示した。さらに、再生利用可能な放射能濃度レベルの再生資材を使用した場合に、災害時に作業者および一般公衆が受ける追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認した。

論文

Development of microwave-assisted, laser-induced breakdown spectroscopy without a microwave cavity or waveguide

大場 正規; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 若井田 育夫

Japanese Journal of Applied Physics, 59(6), p.062001_1 - 062001_6, 2020/06

 被引用回数:0

半導体式マイクロ波源及びマイクロ波伝送に同軸ケーブルを用いてマイクロ波共振器及び導波路の無いコンパクトなマイクロ波支援レーザーブレークダウン発光分光システムを開発した。いくつかの電極ヘッドを用い、マイクロ波を用いない場合の50倍の発光強度が得られた。また、増倍効果の限界もみられた。

論文

Vertical and horizontal distributions of $$^{137}$$Cs on paved surfaces affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

吉村 和也; 渡辺 貴善; 操上 広志

Journal of Environmental Radioactivity, 217, p.106213_1 - 106213_6, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

To obtain the important information and parameter for the measurement of $$^{137}$$Cs activity per unit area on paved ground, this study evaluated their vertical and horizontal distributions. This study showed that $$^{137}$$Cs was retained in extremely surface layer with mass depth less than 0.5 cm$$^{-2}$$. This study also demonstrated the horizontal variations of $$^{137}$$Cs activity and the relation of the variation with grid size.

論文

Remote detection of radioactive hotspot using a Compton camera mounted on a moving multi-copter drone above a contaminated area in Fukushima

佐藤 優樹; 小澤 慎吾*; 寺阪 祐太; 峯本 浩二郎*; 田村 智志*; 新宮 一駿*; 根本 誠*; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.734 - 744, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown as a result of a large tsunami triggered by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. To proceed with the environmental recovery by decontamination, drawing a radiation distribution map that can indicate the distribution of radioactive substances is extremely important to establish detailed decontamination plans. We developed a remote radiation imaging system consisting of a lightweight Compton camera and a multi-copter drone to remotely measure the distribution of the radioactive substances. This system can perform radiation imaging using a Compton camera while flying and moving. In addition, it is also possible to draw the distribution of radioactive substances three-dimensionally by projecting the radiation image measured with the Compton camera on a three-dimensional topography model separately acquired by a 3D-LiDAR. We conducted a survey of radioactive hotspots in difficult-to-return zone in the coastal area of Fukushima, Japan. The drone system succeeded in three-dimensional visualization of several hotspots deposited on the ground. Such remote technology would be useful not only for monitoring the difficult-to-return zone, but also for monitoring distribution of radioactive substances inside the site of the FDNPS where decommissioning work is ongoing.

論文

Gamma detector response simulation inside the pedestal of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06

Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.

論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。

論文

Study on chemisorption model of cesium hydroxide onto stainless steel type 304

中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00564_1 - 19-00564_14, 2020/06

軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。そのため、本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)や気相固相界面における水酸化セシウム(CsOH)の分解反応に対する質量作用の法則を組合せることで、SS304中のケイ素濃度や気相中の水酸化セシウム濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。

論文

Expansion of high temperature creep test data for failure evaluation of BWR lower head in severe accident

山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00560_1 - 19-00560_12, 2020/06

福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部、スタブ管、溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼,ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。

論文

Evaluation of an ultra-thin plastic scintillator to detect alpha and beta particle contamination

森下 祐樹; 星 勝也; 鳥居 建男

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 966, p.163795_1 - 163795_8, 2020/06

これまでに、福島第一原子力発電所(FDNPS)の原子炉建屋でアルファおよび高$$beta$$粒子エミッターが検出された。FDNPS原子炉建屋の$$beta$$放射線レベルは非常に高いため、ガイガーミュラー(GM)カウンターなどの市販のベータ測量計では、$$beta$$汚染レベルを測定できない。この問題を解決するために、極薄のプラスチックシンチレータを使用して、アルファおよびベータ汚染の検出器を開発した。検出器の評価のため、7, 22, 24, 31, 39、および55$$mu$$mのさまざまな厚さの超薄型プラスチックシンチレータを準備した。それらの感度をテストするために、各シンチレータをガラスプレートと2インチの位置に敏感な光電子増倍管に光学的に結合し、アルファ, ベータ、またはガンマ線源に曝露した。アルファ分光法の結果は、厚さ55$$mu$$mのプラスチックシンチレータのみがアルファ粒子(5.5MeV)を完全に吸収し、半値全幅が16.7%であった。高ベータバックグラウンド下でのアルファイメージングの場合、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータが最良の選択であり、アルファ対ベータ比が652であることがわかった。また、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータは1MBq $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y線源に直接コンタクトして測定しても41.74$$pm$$0.93cpsのカウントレートであり、非常に低感度であるため飽和せずに測定を行うことが可能である。したがって、厚さ7$$mu$$mのプラスチックシンチレータを使用して、以前の方法では不可能だったFDNPSサイトのベータの表面汚染レベルをリアルタイムで直接測定することができる。

報告書

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所燃料デブリ等分析について

燃料デブリ等研究戦略検討作業部会

JAEA-Review 2020-004, 140 Pages, 2020/05

JAEA-Review-2020-004.pdf:4.22MB

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作業を進めるにあたっては、燃料デブリの取出し及び取出した燃料デブリの保管管理及び処理処分に係る工程設計及び工程管理を行う必要がある。このためには、格納容器・圧力容器内の内部調査や、今後取得される燃料デブリ等サンプルの分析を行うことにより、燃料デブリの特性や堆積状態、核分裂生成物・線量の分布、構造材の破損や腐食状態等の現場の状況を明らかにすることが不可欠である。さらには、これら現場の状況に関して得られた知見や情報を用いて事故時に生じた現象を理解し、事故原因の究明を進めていくことにより得られる知見や情報を適時適切に廃炉の工程設計及び工程管理に反映するとともに、それらを継続的に改良していくことが重要である。廃炉に向けた中長期ロードマップでは、2021年内には初号機の燃料デブリの試験的取出しが目標とされている等、今後、燃料デブリを含むサンプル分析及び内部調査が本格化する。このことから、廃炉作業を安全かつ着実に進めるニーズの観点で、燃料デブリの取出し、保管管理、処理処分及び事故原因の究明においてどのような課題があるのか、その課題を解決するためには燃料デブリについて何をどのように分析すればよいのかについて検討し、推奨としてまとめた。実際に、どこの施設でどの分析をどのような順番で行うかの分析実施計画は、それぞれの目的に応じ優先順位を付けて、本報告書の内容を参考に策定されることが望まれる。

論文

Toward technological contributions to remote operations in the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

川端 邦明

Japanese Journal of Applied Physics, 59(5), p.050501_1 - 050501_9, 2020/05

本論文では、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所で行われて遠隔操作ロボットによる廃炉作業やそこで得られた教訓などをについて記している過去の作業経験に基づいて、今後安全で安定、かつ効率的な遠隔作業を推進するために重要と思われるポイントについてまとめ、これをうけて現在原子力機構で実施されている研究開発項目とその内容について記した。具体的には、廃炉用ロボットの性能脳評価のための標準試験法、操作習熟訓練のためのロボットシミュレータ、遠隔地の状況把握支援のための情報生成手法等の開発状況について述べた。

論文

腐食計算科学への志向と1F廃炉に関わる腐食対応、学会の意識改革推進

山本 正弘

材料と環境2020講演集(CD-ROM), p.9 - 16, 2020/05

長年にわたり腐食科学の研究開発に従事してきた。特に計算科学的手法を腐食の問題の解決に活用することを進めてきた。また、福島第一原子力発電所事故を受けた設備・機器の腐食問題についてのワークショップなどを実施してきた。その様な活動が評価され、今般腐食防食学会賞の受賞につながった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

New research programme of JAEA/CLADS to reduce the knowledge gaps revealed after an accident at Fukushima-1; Introduction of boiling water reactor mock-up assembly degradation test programme

Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; Bottomley, D.; 佐藤 一憲; 永江 勇二; 山崎 宰春

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.370 - 379, 2020/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:27.34(Nuclear Science & Technology)

The new research and development programme of JAEA/CLADS tests complement the previous investigations related to BWR severe accidents. A series of tests aiming at closing the gaps in understanding of the Fukushima Daiichi degradation sequence at each unit. The paper emphasises the problem of control blade degradation, which influences the accident progression at an early stage and shows the approach for thorough investigation of this problem.

論文

Predictability of a short-term emergency assessment system of the marine environmental radioactivity

川村 英之; 上平 雄基; 小林 卓也

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.472 - 485, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、原子力施設等から放出される放射性核種の日本近海における海洋拡散を予測するため、緊急時海洋環境放射能評価システムを開発した。本研究の目的は、これまでに蓄積した海況の予測データと再解析データを使用して、緊急時海洋環境放射能評価システムの予測精度を検証することである。再解析データは、データ同化により最適化されたものであり、過去の事象を解析するのに信頼性が高いため、再解析データを入力した海洋拡散シミュレーションの結果を真値と仮定した。予測精度の検証は、福島第一原子力発電所から放出されるセシウム137を想定した海洋拡散シミュレーションにより行った。複数の海洋拡散シミュレーションを実行することで統計的に予測精度を検証し、予測期間毎に変化する予測精度を定量的に評価した。さらに、アンサンブル予測を適用することで、予測精度を向上させることに成功した。

論文

Degradation prediction of a gamma-ray radiation dosimeter using InGaP solar cells in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥野 泰希; 山口 真史*; 大久保 成彰; 今泉 充*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.457 - 462, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

優れた高耐放射線性を備えたリン化インジウムガリウム(InGaP)太陽電池は、高放射線量率環境に適用可能な線量計の有力な候補材料になると予想されている。本研究では、InGaP太陽電池を用いた線量計の寿命を予測するために、照射試験及び経験的計算により、InGaP太陽電池の線量信号としての放射線誘起電流に対する少数キャリア拡散長($$L$$)の影響を明らかした。照射試験では、$$gamma$$線線量率の関数としての短絡電流密度($$J_{rm sc}$$)を測定することでInGaP太陽電池の$$L$$を推定した。また、様々な線量率でInGaP太陽電池を検出器として使用した際の動作寿命を、$$L$$と吸収線量の関係に基づく経験式を用いて推定した。この計算結果から、InGaP太陽電池を用いた線量計が福島第一原子力発電所の原子炉格納容器で10時間以上使用可能であり、廃炉に貢献する耐放射線性を有した線量計である可能性が高いことを明らかにした。

論文

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.

論文

Effectiveness of decontamination by litter removal in Japanese forest ecosystems affected by the Fukushima nuclear accident

小嵐 淳; 安藤 麻里子; 西村 周作; 武藤 琴美*

Scientific Reports (Internet), 10(1), p.6614_1 - 6614_11, 2020/04

 被引用回数:0

リターの除去は、森林除染において効果的な方法であると考えられているが、福島原発の影響を受けた日本の森林生態系における有効性は不明である。本研究では、福島の広葉樹林の一部に非除染区を設定し、事故後約3.3年後に非除染区を除く森林全域に対してリター除去による除染を行った。除染後3年間にわたり、除染区と非除染区における森林生態系内の$$^{137}$$Csレベルの推移を調査した。その結果、森林生態系内における$$^{137}$$Csの保持及び循環に対する除染効果は極めて限定的であった。日本の森林では、ヨーロッパの森林とは異なり、リター層の$$^{137}$$Cs保持能が低いことがその主要因であることが示され、日本の森林生態系に対してはより速いタイミングでのリター除去の実施が必要であったことが示唆された。

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