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佐藤 達彦; 片岡 龍峰*; 塩田 大幸*; 久保 勇樹*; 石井 守*; 保田 浩志*; 三宅 晶子*; 三好 由純*; 上野 遥*; 永松 愛子*
Journal of Space Weather and Space Climate (Internet), 9, p.A9_1 - A9_11, 2019/03
巨大な太陽フレア発生時における宇宙飛行士のリアルタイム被ばく線量評価モデルの開発は、宇宙放射線防護研究で最も挑戦的なトピックの1つである。そこで、原子力機構では、科学研究費補助金(科研費)新学術領域PSTEPの枠組みで、国内の研究機関や大学と協力して、航空機被ばく警報システムWASAVIESを地球衛星軌道に拡張したWASAVIES-EOを開発した。WASAVIES-EOは、任意の地球衛星軌道上における巨大太陽フレア時の銀河宇宙線及び太陽高エネルギー粒子をリアルタイムで推定することができる。また、国際宇宙ステーション(ISS)の乗組員の実効線量当量も計算可能であり、その計算精度は、POSE衛星で測定した陽子フラックス及びISS内で測定した吸収線量により検証した。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.
JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02
パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10
2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO
ペレットの代りにZrOペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。
加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*
Materials Transactions, 59(9), p.1427 - 1432, 2018/09
パーセンタイル：100(Materials Science, Multidisciplinary)放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 
0.3 m 
) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (
2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.
片岡 龍峰*; 佐藤 達彦; 三宅 晶子*; 塩田 大幸*; 久保 勇樹*
Space Weather, 16(7), p.917 - 923, 2018/07
被引用回数：8 パーセンタイル：1.92(Astronomy & Astrophysics)2017年9月10-11日にかけて、太陽高エネルギー粒子(SEP)放出を伴う太陽フレアが発生した。SEPは、磁気圏や大気圏を突破することが可能なため、地上中性子モニタの計数率上昇(Ground Level Enhancement)や航空機高度における被ばく線量を上昇させる可能性がある。そこで我々は、航空機被ばく警報システムWASAVIESを用いてこのイベント時の航空機高度による被ばく線量を評価した。その結果、標準巡航高度(高度約12km)における被ばく線量は最大でも2
Sv/h程度であり、人体に影響があるレベルではないことが分かった。
佐藤 達彦; 片岡 龍峰*; 塩田 大幸*; 久保 勇樹*; 石井 守*; 保田 浩志*; 三宅 晶子*; Park, I.*; 三好 由純*
Space Weather, 16(7), p.924 - 936, 2018/07
被引用回数：4 パーセンタイル：9.63(Astronomy & Astrophysics)本研究では、航空機被ばく警報システムWASAVIESを改良し、太陽フレア時の航空機乗務員被ばく線量をリアルタイムで評価可能とした。具体的には、地上中性子モニタ計数率とGOES衛星により計測した高エネルギー陽子フラックスを5分毎にダウンロードし、そのデータを自動解析してWASAVIES物理モデルで必要となる4つのパラメータを決定することにより、世界各地での宇宙線被ばく線量の現況評価とその時間変化を予測するプログラムを開発した。改良したWASAVIESの性能は、21世紀に発生した3つの大きな太陽フレアイベントを解析することにより検証した。その結果、WASAVIESのリアルタイム線量評価結果は十分な精度を有するものの、その予報精度はイベント毎に大きく異なることが分かった。WASAVIESの結果は、近日中に情報通信機構の公開サーバーから発信される予定である。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06
2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04
原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm107mm222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。
加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*
材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03
放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 西村 朋紘; 小池 優子; et al.
JAEA-Review 2017-028, 177 Pages, 2018/01
JAEA-Review-2017-028.pdf:3.61MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2016年4月から2017年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
小野 貴大*; 飯澤 勇信*; 阿部 善也*; 中井 泉*; 寺田 靖子*; 佐藤 志彦; 末木 啓介*; 足立 光司*; 五十嵐 康人*
分析化学, 66(4), p.251 - 261, 2017/04
被引用回数：6 パーセンタイル：31.39(Chemistry, Analytical)2011年3月の福島第一原子力発電所事故により、1号機由来の放射性物質が飛来したと考えられる原子力発電所北西地域の土壌から、強放射性の粒子を7点分離した。分離された粒子は100um前後の大きさで歪な形状のものが多く、2号機から放出されたとされる直径数umの球形粒子(Csボール)とは明らかに異なる物理性状を有していた。これらの粒子に対して、大型放射光施設SPring-8において放射光マイクロビームX線を用いた蛍光X線分析、X線吸収端近傍構造分析、X線回折分析を非破壊で適用し、詳細な化学性状を解明した。1号機由来の粒子はCsボールに比べて含有する重金属の種類に富み、特にSrやBaといった還元雰囲気で揮発性が高くなる元素が特徴的に検出され、粒子内で明確な元素の不均一性が見られた。粒子本体はCsボールと同様にケイ酸塩ガラスであったが、Feなど一部の金属元素が濃集した数um程度の結晶性物質を含有していた。これらの粒子は3月12
13日に大気中に放出されたものであると考えられ、核燃料と格納容器との熔融がかなり早い段階で進行していたことが示唆された。さらに放出源の推定において、放射性物質自体の化学組成情報が放射能比に代わる新たな指標となることが実証された。
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; 松原 菜摘; 前原 勇志; et al.
JAEA-Review 2016-035, 179 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2016-035.pdf:4.2MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2015年4月から2016年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
安楽 総太郎; 松原 勇武*; 森本 和也*; 佐藤 努*
粘土科学, 55(2), p.17 - 30, 2017/00
放射性廃棄物処分場の高pH環境下で生成が予想される主要な鉱物であるブルーサイトとLDHが、それぞれ違うサイトにおいて確認された。LDHの生成が確認されたサイトでは、ブルーサイトに関しても過飽和であったが、その生成は確認されなかった。つまり、一定のAl濃度が溶存している環境では、Mgの消費先として、LDHがブルーサイトよりも優先的であるということが明らかとなった。これは、陰イオン交換能をもつLDHの生成する条件が広がることを意味するため、処分評価上重要な知見である。また、生成したLDH相の陰イオン交換サイトを設定することで、各種陰イオンの層間へのインターカレーションを計算した。その結果、Siの選択係数が非常に高いことが必要になることから、その消費先としては、溶液組成から過飽和であることが確認されたMgとSiの非晶質な鉱物であるMSHの生成の可能性も示唆された。カルシウム炭酸塩の生成に関しては、アラゴナイトの生成が支配的であったため、本研究においては、カルサイトの生成を除外した平衡モデルによりその生成量を予測したが、概ね良い一致を示した。カルサイト生成がMgの濃度により速度論的に抑制されているのであれば、上述のLDHとブルーサイト、さらにはMSHの生成によるMgの消費の記載がより正確になることで、Mg濃度をパラメーターとしてカルサイトとアラゴナイトを含めたカルシウム炭酸塩の生成を速度論的に表現することが可能と考えられる。
静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 5 Pages, 2017/00
本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80
Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位E
は自然浸漬電位E
よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm107mm222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。
山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.
下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB
廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。
