日本核能研究開發機構福島研究開發部門廢堆環境國際聯合研究中心的坪田陽一研究員等人於5月19日宣佈，與弘前大學輻射醫療綜合研究所合作，共同開發出了可以現場監測福島第一核能電廠（1F）的燃料碎片清除作業中產生的α氣溶膠（釋放對人體有害的α射線的微小顆粒）濃度的系統「IAAM（In-situ alpha air monitor）」。該系統可以在高溼度環境中穩定運行，並且能測量比預期濃度高30倍以上的α氣溶膠的放射性。今後計劃在1F進行測試後投入實際使用，有望爲安全完成廢堆作業做出貢獻。相關成果已經發布在國際學術期刊《Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A》上。
現場測量清除核燃料碎片作業中產生的放射性物質（供圖：核能研究開發機構）
福島第一核能電廠的廢堆作業今後將從受損的堆芯中清理取出燃料碎片。在這項作業中，利用工具和雷射等切割燃料碎片時，切割碎片的微小顆粒（氣溶膠）會在PCV（安全殼）內擴散。另外，根據事故發生10年後的輻射劑量計算吸入燃料碎片氣溶膠時的活體內輻射情況（有效劑量）發現，α核素佔80％，比β和γ核素的影響大。因此，爲在清除作業中確保現場工作人員的安全，需要採取防止α氣溶膠擴散的措施並監測生成量。
另一方面，由於需要注水，預計福島第一核能電廠的PCV内部溼度接近100％，此前沒有能在這種高溼度環境下監測高濃度α氣溶膠的系統。以往的測量系統是測量濾紙上收集的α氣溶膠的總量，因此不支援高溼度環境和濃度急劇升高的測量。另外，α氣溶膠大量產生時，預計監督攝影頭的影像會變得不清晰。
因此，研究團隊開發了能在1F-PCV内的環境中穩定運行、可以監測α氣溶膠的系統「IAAM」。
該系統預設安裝在PCV内，尺寸爲寬9.5×進深7.5×高19釐米，體積較小。爲了測量高溼度的氣溶膠，在系統底部的氣溶膠流路入口處安裝了加熱器，透過使檢測部和氣溶膠保持乾燥狀態，成功實施了在90％以上溼度下的穩定運行。經驗證，最大能測量濃度爲3.2×102Bq/立方厘米（1F-PCV内的預期濃度的30倍以上）的氣溶膠，可以測量超出預期的濃度。
另外，透過採用流路寬度比α射線射程短的「平坦型」流路，並垂直度設置α射線偵檢器，實施了現場監測。此外，還針對α射線最適化了α射線檢測部的薄膜閃爍體厚度，抑制了γ射線的影響。
系統的性能評估使用了弘前大學的「放射性氣溶膠製造系統」。
今後預定與東京電力進行資訊交換和聯合研究。達成協議後，最快將從年内開始在福島第一核能電廠建築内進行測試。
原文：《科學新聞》
翻譯編輯：JST客觀日本編輯部
【論文資訊】
期刊：Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A
論文：Development of an in-situ continuous air monitor for the measurement of highly radioactive alpha-emitting particulates (-aerosols) under high humidity environment
DOI：doi.org/10.1016/j.nima.2022.166475
URL：sciencedirect.com/science/article/abs/pii/S0168900222000936
