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1
Influence of chemical speciation in reactor cooling system on pH of suppression pool during BWR severe accident
塩津 弘之; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.363 - 373, 2018/04
The influences of chemical speciation for Cs-I-Te-Mo-Sn-B-C-O-H system, simulating a state in the reactor cooling system (RCS) of BWR, on pH of the suppression chamber (S/C) water pool were analytically investigated with PHREEQC code. Major conditions were chosen on the basis of the outputs from a BWR severe accident analysis by THALES2 code and chemical thermodynamic analysis with VICTORIA2.0 code. The chemical thermodynamic analysis showed that the chemical speciation of important volatile FPs, Cs and I, was strongly influenced by Mo and B$$_{4}$$C control material. As a consequence, pH of the S/C water pool was predicted to range from approximately 6 to 10, depending on the fraction of volatile FPs transported from the RCS to the S/C water pool and the H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O ratio associated with the oxygen potential. It was implied that the formation of volatile I species such as I$$_{2}$$ in the S/C water pool was larger by 3 orders at the lowest pH than that at the highest pH.
2
平成28年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)
眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.
JAEA-Technology 2017-035, 69 Pages, 2018/02
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2016年度は、大飯・高浜原子力発電所及び伊方原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果及び実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。
3
Experimental and statistical study on fracture boundary of non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Materials, 499, p.528 - 538, 2018/02
For estimating fracture probability of fuel cladding tube under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were conducted on non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Then, the obtained binary data with respect to fracture or non-fracture of the cladding tube specimen were analyzed statistically. A method to obtain the fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) was proposed using Bayesian inference for generalized linear models: probit, logit, and log-probit models. Then, model selection was performed in terms of physical characteristics and information criteria, a widely applicable information criterion and a widely applicable Bayesian information criterion. As a result, it was clarified that the log-probit model was the best model to estimate the fracture probability. It was shown that 20% ECR corresponded to a 5% probability level with a 95% confidence of fracture of the cladding tube specimens.
4
Deformation behavior of recrystallized and stress-relieved Zircaloy-4 fuel cladding under biaxial stress conditions
三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.151 - 159, 2018/02
Pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) under reactivity-initiated accident conditions may lead to the failure of high-burnup fuel rods. Biaxial stress states generated by PCMI in Zircaloy cladding may make the cladding more susceptible to failure. In this study, we investigated the deformation behavior of Zircaloy cladding under biaxial stress conditions based on the concept of contours of equal plastic work. The major axis angles of the initial work contours of recrystallized (RX) and stress-relieved (SR) specimens were investigated and it was found that the shapes of the initial work contours of these kinds of specimens were almost symmetric across the direction where the ratio of axial stress to circumferential stress is 1. The shapes of subsequent work contours tended to change for the RX specimen while be the same as the initial for the SR specimen, as deformation proceeded. It was suggested that the textures and slip systems in the RX and SR specimens affect their initial work contours while the slip system in the RX specimens and the residual strain in the SR specimens influence the subsequent work contours.
5
再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での気体状ルテニウムの凝縮水への移行速度に係る相関式の導出
吉田 一雄; 玉置 等史; 吉田 尚生; 天野 祐希; 阿部 仁
JAEA-Research 2017-015, 18 Pages, 2018/01
再処理施設では、重大な事故の一つとして貯槽中の高レベル放射性廃液が沸騰し、乾固に至る事故(蒸発乾固事故)が想定される。廃液の沸騰により硝酸及び水が蒸発することで濃縮が進むと気体状ルテニウム(Ru)が発生し、硝酸-水混合蒸気(以下、混合蒸気という)の凝縮に伴い凝縮液中に移行することが、実験で確認されている。貯槽から流出した混合蒸気は建屋内の構造物壁面で除熱され凝縮する。この際に気体状Ruは凝縮水に移行することが想定され、建屋内でのRuの移行量を定量化する上で、混合蒸気の凝縮過程でのRuの移行の定量的な模擬が重要である。このような観点から、気体状のRuを含む混合蒸気の凝縮に伴い気体状Ruの凝縮水への移行量を測定する実験が実施されている。本報では、この実験で得られたデータを基に、実測不能な実験装置内の蒸気流速等を熱流動解析結果から推定し、気体状Ruの凝縮水への移行速度に係る相関式を導出した結果について述べる。さらに、同相関式を実機規模の事故解析結果に適用し、Ruの凝縮水への移行量の評価を試みた。
6
Engineering applications using probabilistic aftershock hazard analyses; Aftershock hazard map and load combination of aftershocks and tsunamis
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*
Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01
東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。
7
Dose-reduction effects of vehicles against gamma radiation in the case of a nuclear accident
高原 省五; 渡邊 正敏*; 廣内 淳; 飯島 正史*; 宗像 雅広
Health Physics, 114(1), p.64 - 72, 2018/01
The aim of this paper is to evaluate the dose-reduction effects of vehicles. To achieve this aim, a model for calculating the dose reduction factor (DRF) was developed based on the actual shape and weight of Japanese vehicles. This factor is defined as the ratio of dose rate inside a vehicle to that outside. In addition to model calculation, we evaluated the DRFs by actual measurements in the areas contaminated by the Fukushima accident. A comparison between the simulated and the measured results revealed that the DRFs obtained using the developed models were in good agreement with the results of actual measurements. Using this model, we also evaluated the DRFs for cloudshine and groundshine in the case of a nuclear accident. The evaluations were performed for four vehicle models whose weights were 800-1930 kg. The DRF for cloudshine with photon energy of 0.4-1.5 MeV was 0.66-0.88, and that for groundshine from $$^{137}$$Cs was 0.64-0.73.
8
Application of topographical source model for air dose rates conversions in aerial radiation monitoring
石崎 梓; 眞田 幸尚; 石田 睦司; 宗像 雅広
Journal of Environmental Radioactivity, 180, p.82 - 89, 2017/12
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
福島第一原子力発電所事故後、空間線量率や放射性物質の沈着量の把握のため航空機モニタリングが実施されてきた。航空機モニタリングではヘリコプターに搭載された検出器を用いて地表面からの$$gamma$$線を計測し、空間線量率や放射性物質の沈着量に換算しているが、現行の換算手法では地表面を平坦と仮定している。そのため、地形の起伏が比較的大きな場所では変換誤差が生じる。本研究では地形の起伏を考慮した地形補正モデルを用いて実際の航空機モニタリング測定データを解析するとともに、従来法による結果と比較を行う。
9
A Power spectrum approach to tally convergence in Monte Carlo criticality calculation
植木 太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1310 - 1320, 2017/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
モンテカルロ法臨界計算での実効増倍率・燃料集合体出力等の信頼区間算出においては、中心極限定理に基づくタリー標準化関数の分布収束の判定が根本的に重要である。この課題に対処するため、タリー標準化関数のパワースペクトル評価手法を開発したことを報告する。具体的には、タリー標準化関数のブラウン橋への分布収束により、タリー標準化関数のパワースペクトルが周波数の逆2乗則分布に収束することを導出し、パワースペクトルの対数分布の勾配の算出を通して分布収束を診断できることを示した。また、分布収束の不十分さを、非整数ブラウン運動モデルにより評価できることも示した。本開発手法の妥当性を、加圧水型軽水炉の局所出力および燃料・コンクリート系デブリモデルを例として、検証した。
10
The Fracture behaviors of non-irradiated zircaloy-4 fuel cladding with a pinhole under simulated LOCA conditions
小宮山 大輔; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1338 - 1344, 2017/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
In a case where a pinhole leak occurs in a fuel rod incidentally, it is possible that coolant enters the fuel rod through the pinhole. Since knowledge about the behavior of the fuel rod with a pinhole under LOCA condition is limited, semi-integral quench tests consisting of heat-up, isothermal oxidation and quenching processes were performed with non-irradiated fuel cladding tubes with a pinhole in order to investigate the difference in the fracture behaviors between normal and leaker fuels under LOCA condition. Isothermal oxidation temperature and time ranged from 1100 $$^{circ}$$C to 1225 $$^{circ}$$C and 0 seconds to 4200 seconds. Ballooning and rupture during the heat-up process did not occur in the case of test rods with a pinhole. While the existence of the pinhole affected neither the inner-surface-oxidation behavior nor the fracture boundary of the cladding tube, the shape and size of the opening including the pinhole and the rupture opening might affect the rate and amount of steam entering the test rod. Initially injected water affected the inner-surface-oxidation behavior. While the fracture boundary of the test rods with initially injected water tended to be higher than that of the test rods without injected water at short oxidation time, vice versa at longer oxidation time. This tendency may be related to the amount of the steam which remained in or entered the test rod during the test.
11
原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成28年度
原子力緊急時支援・研修センター
JAEA-Review 2017-020, 45 Pages, 2017/11
日本原子力研究開発機構は災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として国及び地方公共団体等に対し、原子力災害または放射線災害への対処において、技術支援をする責務を有している。この支援を行うため、日本原子力研究開発機構は防災業務計画及び国民保護業務計画を作成し、原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には支援活動の窓口となり、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国, 地方公共団体の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施している。本報告は、第3期中長期計画(平成27年度$$sim$$平成33年度)に従って原子力緊急時支援・研修センターが実施した、平成28年度の活動実績を紹介する。
12
Chemical state and isotope ratio analysis of individual uranium particles by a combination of micro-Raman spectroscopy and secondary ion mass spectrometry
蓬田 匠; 江坂 文孝; 間柄 正明
Analytical Methods, 9(44), p.6261 - 6266, 2017/11
 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)
本研究では、単一ウラン微粒子の化学状態と同位体比を、顕微ラマン分光分析および二次イオン質量分析の組み合わせにより決定する方法の開発を行った。電子顕微鏡-X線検出によりウラン微粒子を特定し、マイクロマニピュレータを用いてウラン微粒子を単体分離した。顕微ラマン測定時のレーザーパワーの最適化により、1から5$$mu$$mの大きさのウラン微粒子のラマンスペクトルの取得が可能になり、得られたラマンスペクトルの形状からU$$_{3}$$O$$_{8}$$とUO$$_{2}$$の化学形が判別できた。また、ラマン分光分析を非破壊で行うことで、化学状態分析後の微粒子に対してSIMSによる同位体比分析を行うことができた。したがって、顕微ラマン分光分析とSIMSの併用は、個々のウラン微粒子の化学状態と同位体比分析に有効であることが示された。
13
RELAP5 uncertainty evaluation using ROSA/LSTF test data on PWR 17% cold leg intermediate-break LOCA with single-failure ECCS
竹田 武司; 大津 巌
Annals of Nuclear Energy, 109, p.9 - 21, 2017/11
An experiment was conducted for the OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated a cold leg intermediate-break loss-of-coolant accident with 17% break in a PWR. Assumptions were made such as single-failure of high-pressure and low-pressure injection systems. In the LSTF test, core dryout took place because of rapid drop in the core liquid level. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and inlet plena because of counter-current flow limiting (CCFL). The post-test analysis by RELAP5/MOD3.3 code revealed that peak cladding temperature (PCT) was overpredicted because of underprediction of the core liquid level due to inadequate prediction of accumulator flow rate. We found the combination of multiple uncertain parameters including the Wallis CCFL correlation at the upper core plate, core decay power, and steam convective heat transfer coefficient in the core within the defined uncertain ranges largely affected the PCT.
14
An Application of the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP to risk informed in-service inspection for piping
真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/11
米国等では原子力発電所の配管系を対象として、リスク情報を活用した供用期間中検査(RI-ISI)が広く実施されている。Westinghouse Owners Groupが開発したRI-ISI手法では、配管系をセグメントに区分し、非破壊試験を考慮した配管セグメントの漏えい頻度に基づいて、試験程度を決定する。配管セグメントの漏えい頻度の評価には、試験における亀裂の検出確率を亀裂寸法によらず一定値とみなす等の仮定に基づく統計モデルが用いられている。一方で、確率論的破壊力学(PFM)解析では、現実に即した亀裂検出確率評価モデルにより、詳細に漏えい頻度を評価可能である。原子力機構では、経年事象や非破壊試験等を考慮して配管セグメントの漏えい頻度を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPを開発している。本研究では、PASCAL-SPを用いて、試験チームの熟練度、試験時期及び補修範囲の考え方について異なる条件の下でセグメントの漏えい頻度及び試験程度を評価した。その結果、試験程度を現実に即して柔軟に評価できることから、PASCAL-SPはRI-ISIにおける有効なツールであると結論付けた。
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An Estimation method of flaw distributions reflecting inspection results through Bayesian update
Lu, K.; 宮本 裕平*; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11
近年、原子炉圧力容器(RPV)のような安全上重要機器に対する構造健全性評価において、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法が各国で用いられている。PFM解析では、対象となる機器の想定される欠陥を考慮して、その破損確率や破損頻度を評価する。そのため、PFMに基づきRPVの健全性評価を行う場合、欠陥分布(欠陥深さ及び密度分布)を重要な影響因子として合理的に設定する必要がある。最近、べイズ更新に基づき検査結果を欠陥分布に反映する手法が示され、検査で亀裂が見つかった場合に適用できる尤度関数が提案された。一方、RPVに対する検査の結果として欠陥指示がない可能性があるが、その場合のべイズ更新に必要な尤度関数が提案されていない。そこで、本研究では、検査により欠陥指示があった場合となかった場合の両方に適用できる尤度関数を提案した。また、提案した尤度関数を用いて、べイズ更新により検査結果を反映した欠陥分布を更新した例を示した。以上より、本研究で提案した尤度関数が、欠陥指示がない場合にも適用できることを明らかにした。
16
Benchmark analyses using probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessels
荒井 健作*; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/11
原子力機構が開発した確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL及び米国のPFM解析コードFAVORを用いて、米国3ループ加圧水型原子炉の原子炉圧力容器を対象としたベンチマーク解析を実施した。応力拡大係数の式等の解析条件を一致させた結果、両コードの解析結果は良好に一致した。
17
Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis
Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11
Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.
18
Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste
玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11
高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。
19
Identification of penetration path and deposition distribution of radionuclides in houses by experiments and numerical model
廣内 淳; 高原 省五; 飯島 正史; 渡邊 正敏; 宗像 雅広
Radiation Physics and Chemistry, 140, p.127 - 131, 2017/11
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
The dose assessment for people living in preparation zones for the lifting of the evacuation order is needed with the return of the residents. However, it is difficult to assess exactly indoor external dose rate because the indoor distribution and infiltration pathways of radionuclides are unclear. This paper describes indoor and outdoor dose rates measured in eight houses in the difficult-to-return zone in Fukushima prefecture to examine the distribution of radionuclides in a house and the main infiltration pathway of radionuclides. In addition, it describes also dose rates calculated with a Monte Carlo photon transport code to understand thoroughly the measurements. These measurements and calculations provide that radionuclides can infiltrate mainly through ventilations, windows, and doors, and then deposit near the gaps, while those infiltrate hardly through sockets and air conditioning outlets.
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Inductively coupled plasma-mass spectrometry
江坂 文孝
Analytical Sciences, 33(10), p.1097 - 1098, 2017/10
誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS)法は環境科学、地質学、臨床分野などで幅広く用いられている。本報告では、ICP-MS法を用いて行われている最新の文献を紹介するとともに、今後の展開について述べる。