日本原子能研究开发机构福岛研究开发部门废堆环境国际联合研究中心的坪田阳一研究员等人于5月19日宣布，与弘前大学辐射医疗综合研究所合作，共同开发出了可以现场监测福岛第一核电站（1F）的燃料碎片清除作业中产生的α气溶胶（释放对人体有害的α射线的微小颗粒）浓度的系统“IAAM（In-situ alpha air monitor）”。该系统可以在高湿度环境中稳定运行，并且能测量比预期浓度高30倍以上的α气溶胶的放射性。今后计划在1F进行测试后投入实际使用，有望为安全完成废堆作业做出贡献。相关成果已经发布在国际学术期刊《Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A》上。
现场测量清除核燃料碎片作业中产生的放射性物质（供图：原子能研究开发机构）
福岛第一核电站的废堆作业今后将从受损的堆芯中清理取出燃料碎片。在这项作业中，利用工具和激光等切割燃料碎片时，切割碎片的微小颗粒（气溶胶）会在PCV（安全壳）内扩散。另外，根据事故发生10年后的辐射剂量计算吸入燃料碎片气溶胶时的体内辐射情况（有效剂量）发现，α核素占80％，比β和γ核素的影响大。因此，为在清除作业中确保现场工作人员的安全，需要采取防止α气溶胶扩散的措施并监测生成量。
另一方面，由于需要注水，预计福岛第一核电站的PCV内部湿度接近100％，此前没有能在这种高湿度环境下监测高浓度α气溶胶的系统。以往的测量系统是测量滤纸上收集的α气溶胶的总量，因此不支持高湿度环境和浓度急剧升高的测量。另外，α气溶胶大量产生时，预计监控摄像头的影像会变得不清晰。
因此，研究团队开发了能在1F-PCV内的环境中稳定运行、可以监测α气溶胶的系统“IAAM”。
该系统预设安装在PCV内，尺寸为宽9.5×进深7.5×高19厘米，体积较小。为了测量高湿度的气溶胶，在系统底部的气溶胶流路入口处安装了加热器，通过使检测部和气溶胶保持干燥状态，成功实现了在90％以上湿度下的稳定运行。经验证，最大能测量浓度为3.2×102Bq/立方厘米（1F-PCV内的预期浓度的30倍以上）的气溶胶，可以测量超出预期的浓度。
另外，通过采用流路宽度比α射线射程短的“平坦型”流路，并垂直设置α射线探测器，实现了现场监测。此外，还针对α射线优化了α射线检测部的薄膜闪烁体厚度，抑制了γ射线的影响。
系统的性能评估使用了弘前大学的“放射性气溶胶制造系统”。
今后预定与东京电力进行信息交换和联合研究。达成协议后，最快将从年内开始在福岛第一核电站建筑内进行测试。
原文：《科学新闻》
翻译编辑：JST客观日本编辑部
【论文信息】
期刊：Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A
论文：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
