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論文

Archie's cementation factors for natural rocks; Measurements and insights from diagenetic perspectives

Yuan, X.*; Hu, Q. H.*; Fang, X.*; Wang, Q. M.*; Ma, Y.*; 舘 幸男

Sedimentary Geology, 465, p.106633_1 - 106633_14, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.sedgeo.2024.106633

Archie's cementation factor, m, is a critical parameter for petrophysical studies, and the value is influenced by several factors such as the shape, type, and size of grains, degrees of diagenesis, and associated pore structure. Using integrated experimental and theoretical approaches, the goal of this study is to obtain the cementation factor of rocks (both reservoir rock and caprock) and assess the impact of diagenesis processes on the values of the cementation factor. Thirteen samples of geologically diverse rocks (six mudstones, four fossiliferous limestones, two marbles, and one sandstone) were selected to achieve these research objectives. Two approaches, the diffusion of gas tracers and the Bosanquet formula calculation using pore-throat sizes from mercury intrusion porosimetry analyses, were used to derive the cementation factors of these rock samples. These rocks were categorized into two groups based on the correlation between average pore-throat diameter and diffusivity, and an exponential-law relationship between the cementation factor and porosity was determined for these sample groups. In addition, thin-section petrography and field emission-scanning electron microscopy observations were utilized to investigate diagenetic processes, with four diagenetic patterns being established: (1) strong compaction, strong cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (2) weak compaction, medium cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (3) weak compaction, medium cementation, and strong dissolution-diagenesis pattern; and (4) fracture-matrix pattern. The results indicated that diagenetic processes and microfractures contribute to the variability in the cementation factors in these rock samples.

論文

Cation interdiffusion in uranium-plutonium mixed oxide fuels; Where are we now?

Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 松本 卓; 加藤 正人

Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 1, p.1060218_1 - 1060218_18, 2022/12

https://doi.org/10.3389/fnuen.2022.1060218

Diffusion phenomena in uranium-plutonium mixed oxides U$$_{1-y}$$PuyO$$_{2}$$ dictate the physicochemical properties of MOX nuclear fuel throughout manufacturing, irradiation and storage. More precisely, estimating the cation interdiffusion is paramount insofar as it dovetails with the actinide redistribution during sintering and under irradiation. In this paper, we propose a critical review of the existing experimental data of U and Pu interdiffusion coefficients in MOX fuel.

論文

Phase-field mobility for crystal growth rates in undercooled silicates, SiO$$_2$$ and GeO$$_2$$ liquids

河口 宗道; 宇埜 正美*

Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05

https://doi.org/10.1016/j.jcrysgro.2022.126590

過冷却ケイ酸塩,SiO$$_2$$,GeO$$_2$$融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度$$L$$と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、$$L$$の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と$$L=1$$のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの$$frac{TDelta T}{eta}$$のべき乗に比例した。また$$L=A(frac{k_{B}TDelta T}{6pi^{2}lambda^{3}eta T_{m} })^{B}$$のパラメータ$$A$$と$$B$$は$$A=6.7times 10^{-6}-2.6$$m$$^4$$J$$^{-1}$$s$$^{-1}$$,$$B=0.65-1.3$$であり、材料に固有の値であることが分かった。決定された$$L$$を用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。$$A$$は$$T_{m}$$における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。$$B$$は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}$$に依存する。$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}leq 25$$では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれて$$B$$は小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、$$B$$は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}geq 25$$の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、$$B$$は約$$0.67$$で飽和し、$$T_{p}approx 0.9T_{m}$$となる。

論文

Recent studies on fuel properties and irradiation behaviors of Am/Np-bearing MOX

廣岡 瞬; 横山 佳祐; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04

Am/Np含有MOXの物性測定を行い、それらの物性がどのように照射挙動に影響するか評価した。Am/NpがUと置き換わるとMOX全体の酸素ポテンシャルが上昇する傾向が得られた。また、MOX中のUとPu、UとAm、UとNpの相互拡散係数を、拡散対を用いた試験により評価した結果、拡散係数はU-Am、U-Pu、U-Npの順に大きく、また、O/M=2のときの拡散係数はO/M$$<$$2の場合と比べると数桁大きいことが明らかとなった。照射中のポアの中心への移動は、ポア内で起こる物質の蒸発と凝縮が原因であると考えられている。Am/Npの含有によりMOX全体の酸素ポテンシャルが高くなることは、ポア内の、特にUO$$_{3}$$の蒸気圧を高くし、ポア移動を促進する効果につながると考えられる。また、アクチニド元素の再分布においてもポアの移動に伴う拡散現象が一つの要因として考えられており、相互拡散係数が大きいほど再分布も速い。得られた物性値は温度や酸素分圧の関係式としてモデル化することで、照射挙動解析コードに反映することが可能となった。

論文

Tracer diffusion coefficients measurements on LaPO$$_{4}$$-dispersed LATP by means of neutron radiography

Song, F.*; Chen, H.*; 林田 洋寿*; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 薮塚 武史*; 八尾 健*; 高井 茂臣*

Solid State Ionics, 377, p.115873_1 - 115873_6, 2022/04

https://doi.org/10.1016/j.ssi.2022.115873
 被引用回数：2 パーセンタイル：28.85(Chemistry, Physical)

Lithium tracer diffusion coefficients have been measured in Li$$_{1.3}$$Al$$_{0.3}$$Ti$$_{1.7}$$(PO$$_4$$)$$_3$$ (LATP) and LATP - LaPO$$_4$$ composite solid electrolytes in the temperature range between 300$$^{circ}$$C and 500$$^{circ}$$C by means of neutron radiography technique that utilizes the difference in neutron attenuation of $$^6$$Li and $$^7$$Li isotopes. The diffusion coefficient of LATP - LaPO$$_4$$ composite is higher than that of pristine LATP, although the difference is much smaller than that estimated from the room temperature conductivity. This suggests that the bulk diffusion becomes the predominant diffusion mechanism at 300$$^{circ}$$C to 500$$^{circ}$$C instead of the diffusion along the space charge layer formed around the LaPO$$_4$$ dispersants.

論文

Influences of humid substances, alkaline conditions and colloids on radionuclide migration in natural barrier

向井 雅之; 上田 正人; 稲田 大介; 湯川 和彦; 前田 敏克; 飯田 芳久

Proceedings of International Symposium NUCEF 2005, p.219 - 224, 2005/08

地層処分の安全評価における、より定量的な放射性核種移行の理解のため、原研では、地質媒体中のTRUの収着・拡散挙動に及ぼす腐植物質,高アルカリ環境,コロイドの影響について、実験及びモデル両面で研究を進めている。腐食物質の一成分であるフルボ酸が共存しない場合、凝灰岩試料を透過したAmの拡散は検出されなかった。フルボ酸を共存させた場合、凝灰岩を透過拡散したことを示すAmが下流側セル中に認められた。セメント材に起因する高アルカリ環境は、地質媒体を化学的・物理的に変質させながら広がる可能性がある。花崗岩中のアルカリ成分透過拡散試験から、セメント平衡水のCa$$^{2+}$$及びOH$$^{-}$$の有効拡散係数は、NaOH溶液のNa$$^{+}$$及びOH$$^{-}$$と比較してほぼ2桁高いことがわかった。コロイドは放射性核種の移行を促進するとされ、放射性核種移行へのコロイドの影響を評価できる計算コードが求められている。

論文

Electrochemical behavior and some thermodynamic properties of UCl$$_4$$ and UCl$$_3$$ dissolved in a LiCl-KCl eutectic melt

Kuznetsov, S. A.*; 林 博和; 湊 和生; Gaune-Escard, M.*

Journal of the Electrochemical Society, 152(4), p.C203 - C212, 2005/04

https://doi.org/10.1149/1.1864532
 被引用回数：110 パーセンタイル：94.63(Electrochemistry)

LiCl-KCl共晶溶融塩中のウランの電気化学的挙動を測定した。ボルタンメトリ等の結果からU(IV)/U(III)及びU(III)/Uの酸化還元電位を求め、LiCl-KCl共晶溶融塩中のUCl$$_4$$及びUCl$$_3$$の熱力学的性質を導出した。また、ボルタンメトリ,クロノポテンシオメトリ,クロノアンペロメトリ測定等の結果からU(IV)及びU(III)イオンの拡散係数を導出した。さらに、U(IV)イオンを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩中に酸化物イオンを加えた場合の電気化学的挙動についての知見を得た。

論文

Measurement of diffusion coefficients in solids by the short-lived radioactive beam of $$^{8}$$Li

Jeong, S.-C.*; 片山 一郎*; 川上 宏金*; 渡辺 裕*; 石山 博恒*; 宮武 宇也*; 左高 正雄; 岡安 悟; 須貝 宏行; 市川 進一; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 230(1-4), p.596 - 600, 2005/04

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2004.12.107
 被引用回数：6 パーセンタイル：45.52(Instruments & Instrumentation)

短寿命核ビームを固体内拡散係数測定に用いる手法を開発し、イオン伝導体中の拡散係数を測定した。本方法は秒単位の高速拡散粒子の移動を直接観察できることが特徴である。東海研タンデム加速器からの24MeVの$$^{7}$$LiイオンをBeに衝突させ、レコイルマスセパレーターにより短寿命不安定核$$^{8}$$Li(寿命0.84秒)を分離し実験を行った。$$^{8}$$Liを固体中に照射し、$$^{8}$$Liから放出される$$alpha$$線の固体中でのエネルギー損失量を測定することにより高速拡散係数を測定した。リチウム電池の電極材として利用されているLi含有Siガラス,LiCoO$$_{2}$$におけるLiの拡散については本手法の検出限界(10$$^{-9}$$cm$$^{2}$$/s)以下であった。リチウム電池電極材の一つである超イオン伝導体LiAl(48.5at.%Li)について室温から300$$^{circ}$$Cの温度範囲で測定した結果はNMRスピンエコー法で測定した結果とよく一致した。

論文

Simulation study on the measurements of diffusion coefficients in solid materials by short-lived radiotracer beams

Jeong, S.-C.*; 片山 一郎*; 川上 宏金*; 石山 博恒*; 宮武 宇也*; 左高 正雄; 岩瀬 彰宏*; 岡安 悟; 須貝 宏行; 市川 進一; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 42(7A), p.4576 - 4583, 2003/07

https://doi.org/10.1143/JJAP.42.4576
 被引用回数：14 パーセンタイル：50.33(Physics, Applied)

寿命1秒程度の短寿命核をトレーサーとし物質中の原子の高速拡散を研究するための実験手法とその解析のためのシミュレーション法を開発した。その実験とシミュレーションの比較の結果、拡散係数が1$$times$$10$$^{-9}$$cm$$^{2}$$/secより大きい場合について精度10%以下で決定できることがわかった。シミュレーションは加速器で注入された短寿命核からの放出$$alpha$$線のスペクトルを、Trimコードに基づき、入射核のエネルギー分布,飛程,阻止能など固体中のイオンの挙動を考慮し、$$alpha$$線スペクトルを再現したものである。実験は東海研タンデム加速器で加速した$$^{7}$$Liを核反応で$$^{8}$$Li(寿命0.84秒,$$alpha$$線放出核)に変換しLiAlに照射し固体中から放出される$$alpha$$線の時間依存スペクトルを測定したものである。

論文

Present status of the study on radionuclide diffusion in barrier materials

山口 徹治; 中山 真一

JAERI-Conf 2002-004, p.325 - 332, 2002/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2002-004.pdf

放射性廃棄物の地層処分場から漏えいした長寿命核種が亀裂性の岩盤内を地下水によって移行するとき、岩石マトリクス内への拡散とそれに伴う鉱物表面への吸着により、その移行が著しく遅延されると期待されている。このマトリクス拡散を確実な現象として地層処分システムの安全評価に取り入れるためには、拡散のしくみを理解することが不可欠である。われわれは日本の代表的な花崗岩についてその間隙構造を解析し、花崗岩内における物質移行はフィックの法則を適用して定量的に評価できることを示した。また、陽イオン,陰イオン,アクチニド元素の炭酸錯体などの透過拡散実験を行い、有効拡散係数を取得するとともに拡散のしくみを解明した。すなわち、放射性核種は岩石内の間隙を満たす水の中を拡散(細孔拡散)するが、物質によっては鉱物表面に吸着された状態で鉱物表面を拡散(表面拡散)することが明らかになり、これらの知見により、天然の岩盤が放射性核種の移行を遅延させる効果を定量的に評価することが可能となった。今後の実験研究では、圧縮ベントナイトやセメント系材料中における拡散のしくみを明らかにすること,超長期にわたる変質を予測するためのデータを取得すること、長期にわたる性能評価の不確実性を定量的に明らかにすることに重点を置く必要がある。

報告書

HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁

JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2000-091.pdf:2.0MB

現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950$$^{circ}C$$と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。

論文

Apparent diffusion coefficients and chemical species of neptunium(V) in compacted na-montmorillonite

香西 直文; 稲田 貢一*; 小崎 完*; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*; 馬場 恒孝

Journal of Contaminant Hydrology, 47(2-4), p.149 - 158, 2001/02

https://doi.org/10.1016/S0169-7722(00)00145-5
 被引用回数：15 パーセンタイル：41.9(Environmental Sciences)

Na$$^{+}$$型に調製した圧密モンモリロナイト中でのNp(V)の拡散挙動を非定常拡散法により検討した。見かけの拡散係数の温度変化から求められる拡散の活性化エネルギーから拡散経路について議論した。また、選択的逐次抽出法により、拡散中の核種の化学形等を議論した。圧密度1.0g/cm$$^{3}$$のときの見かけの拡散係数は、15$$^{circ}$$Cでの3.7$$times$$10$$^{-12}$$m$$^{2}$$s$$^{-1}$$から50$$^{circ}$$Cでの9.2$$times$$10$$^{-12}$$m$$^{2}$$s$$^{-1}$$まで温度とともに増加した。見かけの拡散係数をT$$^{-1}$$に対してプロットすると良い直線性を示し、この傾きから得られる拡散の活性化エネルギーは17.8KJmol$$^{-1}$$であった。この値はイオンが自由水中を拡散するときの活性化エネルギー値に近い。圧密度を最大1.6g/cm$$^{3}$$まで高めたときの結果及び選択的逐次抽出実験結果等から総合的にNp(V)の拡散メカニズムを検討する。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02

https://doi.org/10.3327/jnst.34.185
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during post-irradiation heating at 1800 and 2000$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 喜多川 勇; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 249(2-3), p.142 - 149, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00223-7
 被引用回数：60 パーセンタイル：95.92(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800$$^{circ}$$C・3000時間及び2000$$^{circ}$$C・100時間の照射後加熱試験を実施し、核分裂生成物の放出挙動を調べた。核分裂ガスの放出監視及びX線ラジオグラフ観察から、加熱試験中の被覆層の貫通破損は生じなかったことが明らかになった。ZrC被覆燃料粒子のセシウムに対する優れた保持能は、1800$$^{circ}$$Cまで確認された。1800$$^{circ}$$CにおけるZrC層中のセシウムの拡散係数は、SiC層中における値よりも2桁以上小さいこと、及びZrC層中のルテニウムの拡散係数は、SiC層中のセシウムの拡散係数とほぼ同等であることが明らかになった。

論文

Leaching and adsorption characteristics of radionuclides in activated concrete waste

加藤 正平; 梁瀬 芳晃; 本多 哲太郎*

IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.354 - 356, 1996/00

原子炉の解体では大量の極低レベルコンクリート廃棄物が発生する。コンクリート廃棄物の浅地中処分の安全性評価においては廃棄物からの核種の浸出が重要であるが、廃棄物形状が様々であり、浸出評価モデルとそれに用いる拡散係数等のデータはほとんど無い。本研究は拡散係数と分配係数の測定、3種類のモデルによる浸出量の計算及びモデル間の評価を目的として行い次の結果を得た。(1)放射化コンクリートからの核種の浸出性はCa$$>$$Cs$$>$$Co$$>$$Euの順である。(2)平衡モデルで評価した粒状コンクリートからの浸出量は全量漏洩モデルで評価した結果の4~5桁も小さい。(3)平衡モデルでの浸出量評価で、浸出の分配係数を用いた結果は吸着の分配係数を用いた結果より1桁小さい。(4)ブロック状の廃棄物を拡散モデルによって計算した浸出量は全量漏洩モデルで評価した浸出量より、CoとCsで5桁以上小さい。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during postirradiation heating at 1600$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; H.Nabielek*; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 224, p.85 - 92, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(95)00032-1
 被引用回数：58 パーセンタイル：97.27(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆UO$$_{2}$$燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動について、1600$$^{circ}$$C、4500時間の照射後加熱試験により調べた。核分裂ガスの放出の監視及び加熱後の粒子の試験結果から、加熱中の粒子の内圧破損は生じていなかった。粒子研磨面観察では,ZrC層のパラジウム腐食及び熱的劣化は観察されなかった。核分裂生成物の$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs、$$^{106}$$Ru、$$^{144}$$Ce、$$^{154}$$Eu、及び$$^{155}$$Euは、照射後加熱中に被覆層を通って粒子外へ放出された。ZrC被覆層における$$^{137}$$Csおよび$$^{106}$$Ruの拡散係数を放出曲線から評価した。ZrC層のCs保持能は、SiC層よりも、たいへん優れていることが明らかになった。

論文

Target selection for the HRIBF project

J.Dellwo*; G.D.Alton*; J.C.Batchelder*; J.Breitenbach*; Carter, H. K.*; J.A.Chediak*; G.di-Bartolo*; 市川 進一; Jentoff-Nilsen, K.*; J.Kormicki*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 99, p.335 - 337, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0168-583X(94)00619-9
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)

オークリッジ国立研究所では、不安定核種の加速計画(HRIB project)を進めている。加速する二次ビームは、Cl、As、Se、Brを予定している。本報告は、標的物質からCl、As、Se、Brの拡散について記述した。拡散に関する情報はタンデム加速器から得られる安定同位体のイオンビームを、CeS、Zr$$_{5}$$Si$$_{3}$$、Zr$$_{5}$$Ge$$_{3}$$にインプラントしつつイオン源/同位体分離器で分離し、分離ビーム強度の時間変化から求めた。

論文

自然環境未攪乱土壌中におけるHTガスの拡散係数およびHTOへの転換速度定数の推定

村田 幹生; 野口 宏

日本原子力学会誌, 34(2), p.149 - 152, 1992/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.34.149
 被引用回数：2 パーセンタイル：43.73(Nuclear Science & Technology)

元素状トリチウム(HT)の放出に伴う環境被曝線量を精度よく予測計算するにあたって不可欠な、HTガスの土壌内拡散係数D及び土壌内におけるHTからHTOへの転換速度定数Kの推定を行った。カナダにおけるHTガスの野外放出実験で実測したHTガスの空気中濃度、沈着速度及び土壌内HTO沈着量分布データと、理論式によって予測されるHTOの沈着量分布との比較から、最もよく再者がフィットするDとKの最尤推定値をもとめた。細砂ローム土壌にたいするKは2.4$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/s、粗砂土壌にたいするKは3.2$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/sであることが明らかになった。

報告書

高温ガス炉の事故時における燃料からの核分裂生成物放出割合解析コード; RACPAC

沢 和弘; 田沢 勇次郎*; 板倉 洋文*

JAERI-M 91-128, 33 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-128.pdf:0.91MB

高温ガス炉の事故時における、炉心からの核分裂生成物(FP)の放出量を解析するために、計算コードRACPACを開発した。本コードは、以下のような特徴を有している。(1)原子炉停止後の被覆燃料粒子からのFP放出割合を、換元拡散係数を用いた解析解に基づき計算する。(2)核種毎の換元拡散係数は、通常運転時におけるFPの放出速度と生成速度の比(R/B)のデータから計算することができる。(3)事故後の炉心温度挙動に伴う放出割合の変化を計算することができる。本報告書は、RACPACで扱っている被覆燃料粒子からのFP放出モデル、換元拡散係数の計算方法、使用方法及び計算例を述べたものである。

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