Analysis of the relationship between operational quantity used for area monitoring and protection quantity for external exposure 外部被ばくに対するエリアモニタリングに使われる実用量と防護量の関係の分析 遠藤 章 Endo, Akira 本報告書は、光子、中性子、電子、陽電子、陽子、ミューオン、パイ中間子及びヘリウムイオンによる外部被ばくについて、エリアモニタリングに用いられる3つの量である周辺線量当量(10)、最大線量当量及び周辺線量と実効線量との関係を包括的に分析した結果を示す。分析のための計算は、PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System)とICRU球を用いて行った。その結果、ICRP Public

Standard guideline for the seismic response analysis method using three-dimensional finite element model of reactor buildings (Contract research) (Translated document) 原子炉建屋の3次元有限要素モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領(受託研究)(翻訳資料) 崔 炳賢  ; 西田 明美  ; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y. Choi, B.; Nishida, Akemi; Kawata, Manabu; Shiomi, Tadahiko; Li, Y. 原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物

Comparison of external dose coefficients used by the European Model for Inhabited Areas (ERMIN) and ICRP Publication 144 European Model for Inhabited Areas (ERMIN)及びICRP144で使用される外部被ばくの線量換算係数の比較 廣内 淳 ; Charnock, T.* Hirouchi, Jun; Charnock, T.* 近年、ICRPは環境線源からの外部被ばくに対する線量換算係数をICRP Publ.144として発表した。European Model for Inhabited Areas(ERMIN)は、ICRP Publ.144の「地面上および地面内の平面状線源」の状況に非常に近い「オープンエリア」環境を含む、いくつかの理

Investigations and consideration on contamination inspection and decontamination criteria at a nuclear emergency 外川 織彦 ; 外間 智規 ; 平岡 大和  ; 齊藤 将大 Togawa, Orihiko; Hokama, Tomonori; Hiraoka, Hirokazu; Saito, Shota 原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等や使用した車両の汚染状況を確認することを目的として、原子力災害対策重点区域の境界周辺から避難所までの経路途中において避難退域時検査が行われる。その際に、我が国では表面汚染密度の測定によるOIL4=4

Improvement of the resuspension model for OSCAAR using the atmosphere-soil-vegetation model SOLVEG-R (Contract research) 中西 千佳*; 太田 雅和  ; 廣内 淳 ; 高原 省五 Nakanishi, Chika*; Ota, Masakazu; Hirouchi, Jun; Takahara, Shogo OSCAARプログラムは日本原子力研究開発機構で開発した原子炉事故の確率論的リスク評価プログラムである。OSCAARプログラムに含まれる、土壌表面に沈着した放射性核種の再浮遊による長期被ばくに関するモデルを改良するために、セシウム137の再浮遊係数を計算した。再浮遊係数の計算には、大気-土壌-植生の一次元モデルSOLVEG-Rを用いた。風速は粒子の再浮遊挙動に影響の

Evaluation on review of screening level of simple measurement of radioactive iodine radioactivity in the thyroid in the case of a nuclear accident 外間 智規 ; 木村 仁宣 ; 外川 織彦 Hokama, Tomonori; Kimura, Masanori; Togawa, Orihiko 原子力災害時に住民の甲状腺中放射性ヨウ素放射能の簡易測定を行うことが計画されている。簡易測定にはスクリーニングレベル:0.20Sv/hが目安として設定されており、原子力災害等の状況に応じて適切に見直すこととされている。しかしながら、スクリーニングレベルの見直しに関する具体的な方針は定められていない。スクリーニングレベルの見直しについては、甲状腺内部被ばく線

Structural investigation of simulated waste glass surface drained in operation confirmation test of 3rd TVF glass melter 永井 崇之  ; 長谷川 毅彦* Nagai, Takayuki; Hasegawa, Takehiko* ガラス固化技術開発施設(TVF)では、高レベル放射性廃液の保管に伴うリスクを低減するため、高レベル放射性廃液をガラス固化する作業を進めている。また、TVFにおけるガラス固化を着実に進めるため、ガラス固化技術課は、ガラス溶融炉の構造を改良した新たな3号溶融炉を製作し、この溶融炉の性能を確認する作業を実施している。今回、TVF3号溶融炉の製作における作動確認のドレンアウト試験で流下した模擬ガラス固化体からサンプルを採取し、固化体表層と破断面の性状を評

Comparison of waste estimation capabilities of the models, WEST and ERMIN WESTとERMINの廃棄物推定の比較 廣内 淳 ; Charnock, T.* Hirouchi, Jun; Charnock, T.* 放射線緊急事態の復旧段階における意思決定では、様々な選択肢の復旧戦略を実行する人々の予測線量、コスト、労力、廃棄物の量、廃棄物の放射能濃度を提供することが重要である。European Model for Inhabited Areas(ERMIN)は、これらの情報を提供することができる。米国環境保護庁が開発したWaste Estimation Support Tool(WEST)は、放射線事故とその後の除染作業によって発生する廃棄物の潜在的な量と放射能濃度を推定することに焦点を当てたものである。本研究では、

Segregation of components of molten core oxidic materials using cold crucible induction heating technique (Joint research) 須藤 彩子 ; Mszros, B.*; 佐藤 拓未 ; 永江 勇二 Sudo, Ayako; Mszros, B.*; Sato, Takumi; Nagae, Yuji 東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所で形成された燃料デブリの臨界評価のためには、燃料デブリ中に含まれる成分の偏析傾向を把握することは非常に重要である。特に、燃料デブリ中で中性子吸収材としての役割を担うと考えられるFeおよびGdの分布状況は臨界性に大きな影響を与えると考えられる。本研究では炉心酸化物溶融物中の凝固過程におけるFeおよびGdの偏析傾向を解明するため、コ

Optimized phase-field modeling using a modified conservative Allen-Cahn equation for two-phase flows 気液二相流計算における修正conservative Allen-Cahn方程式を用いたフェーズフィールド法の最適化 杉原 健太 ; 小野寺 直幸   ; 井戸村 泰宏   ; 山下 晋 Sugihara, Kenta; Onodera, Naoyuki; Idomura, Yasuhiro; Yamashita, Susumu 本報告書では、気液二相流シミュレーションのためのフェーズフィールドモデルに基づく新しい界面捕獲法を提案する。従来のフェーズフィールドモデルでは、界面補正強度パラメータは計算領域内の最大流速から決定されていたが、界面補正は空間全体に一様に適用されているため、補正を必要と

Annual report for research on geosphere stability for long-term isolation of radioactive waste in fiscal year 2022 丹羽 正和   ; 島田 耕史   ; 末岡 茂   ; 石原 隆仙; 小川 大輝; 箱岩 寛晶; 渡部 豪 ; 西山 成哲  ; 横山 立憲   ; 小形 学 ; 福田 将眞   ; 藤田 奈津子   ; 小北 康弘  ; 中嶋 徹   ; 鏡味 沙耶   ; 渡邊 隆広   ; 塚原 柚子 ; 川村 淳; 長田 充弘 Niwa, Masakazu; Shimada, Koji; Sueoka, Shigeru; Ishihara, Takanori; Ogawa, Hiroki; Hakoiwa, Hiroaki; Watanabe, Tsuyoshi; Ni

Structural investigation of borosilicate glasses by using XAFS measurement in soft X-ray region, 3 (Joint research) 永井 崇之  ; 岡本 芳浩  ; 山岸 弘奈*; 柴田 大輔*; 小島 一男*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 畠山 清司* Nagai, Takayuki; Okamoto, Yoshihiro; Yamagishi, Hirona*; Shibata, Daisuke*; Kojima, Kazuo*; Hasegawa, Takehiko*; Sato, Seiichi*; Fukaya, Akane*; Hatakeyama, Kiyoshi* ホウケイ酸ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、その化学組成によって変化する。本

地質環境特性調査における衛星リモートセンシング技術の応用; 温暖湿潤地域における植生を指標とした高地下水面地点の推定手法の開発 Application of satellite remote sensing in geological environment investigation; Development of a geobotanical remote sensing method for estimating high water table areas in a humid warm-temperate region 小出 馨 Koide, Kaoru 東濃地科学センターでは、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(地層科学研究)として広域地下水流動研究(19922019年度)を実施してきた。本研究はその一環として、広域を対象とした地質環境

Study on disposal of waste from reprocessing for commercial HTGR spent fuel 深谷 裕司   ; 丸山 貴大 ; 後藤 実  ; 大橋 弘史 ; 樋口 英明 Fukaya, Yuji; Maruyama, Takahiro; Goto, Minoru; Ohashi, Hirofumi; Higuchi, Hideaki 商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄

Development of analytical approach of source term for accident of evaporation to dryness by boiling of reprocessed high level liquid waste 吉田 一雄 ; 玉置 等史 ; 桧山 美奈* Yoshida, Kazuo; Tamaki, Hitoshi; Hiyama, Mina* 再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。再処理施設のリスク評価の精度向上に資するため、計算プログラムを用いて当該事故時でのソースタームを解析的に評価す