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論文

Formation mechanisms of insoluble Cs particles observed in Kanto district four days after Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.831 - 841, 2019/09

2011年3月15日午前中に関東地方(つくば市)で観測された不溶性Cs粒子(Aタイプ)は、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比や炉の温度状況等から、福島第一原子力発電所2号機の炉内で生成されたと考えられてきた。しかしながら、AタイプCs粒子はほぼ純粋なケイ酸塩ガラスに覆われて急冷の痕跡があること、1号機起源のBタイプCs粒子より小粒径であること等を考えると、3号機の水素爆轟(3/14, 11:01)時に、爆轟の火炎により非常用ガス処理系(SGTS)内の高性能特殊空気(HEPA)フィルタが溶融してシリカ源となり、爆風による微粒化とそれに伴う急冷が同時に起きて粒子は生成された可能性が高い。また、爆轟時の風速場から、粒子の大部分は海方向に流されたが、一部が爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動し、3/15未明の3号機の炉心注水再開時に発生した蒸気の流れによって再浮遊して環境中に放出されたとすることで、観測データを矛盾無く説明できる。

論文

Estimation of the release time of radio-tellurium during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident and its relationship to individual plant events

高橋 千太郎*; 川島 茂人*; 日高 昭秀; 田中 草太*; 高橋 知之*

Nuclear Technology, 205(5), p.646 - 654, 2019/05

A simulation model was developed to estimate an areal (surface) deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and by using this model, timing and intensity of the release of $$^{rm 129m}$$Te were reversely estimated from the environmental monitoring data. The validation using data for $$^{137}$$Cs showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te was consistent with the actually measured one. The estimated time and activity of $$^{rm 129m}$$Te emission seemed to indicate that the $$^{rm 129m}$$Te was emitted mainly from Unit 3.

論文

Enhancement of hydrogen generation, radionuclides release at time of resumption of water injection after cooling interruption for several hours during Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された$$gamma$$線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された$$^{242}$$Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。

論文

10.2.1 軽水炉の改良についての世界的なトレンド

日高 昭秀

原子力のいまと明日, p.264 - 265, 2019/03

最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。

論文

Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

日高 昭秀; 横山 裕也

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09

福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。

論文

Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data

日高 昭秀; 横山 裕也

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), p.819 - 829, 2017/08

AA2016-0500.pdf:0.44MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:12.06(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故の評価では、炉内事象と環境モニタリング測定との結びつきの議論が重要であるが、事故から6年近く経過した現在でも、両者の事象を統合的に扱った研究は必ずしも進んでいない。WSPEEDIコードと環境モニタリングデータから逆算で詳細化された$$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、福島事故後期における原子炉建家等の地下汚染水からの気液分配に基づく$$^{131}$$I放出量を再評価するとともに、これまで検討が行われなかった$$^{137}$$Cs放出挙動に関して化学形や放出機構等について検討した。原子炉建屋等の地下汚染水からの$$^{131}$$I放出量に関する再評価では、全ソースタームに対する地下汚染水からの$$^{131}$$I放出の寄与分は約10%となった。また、3/21$$sim$$3/23及び3/30$$sim$$3/31の$$^{131}$$I放出量に対する$$^{137}$$Cs放出量の超過は、炉心冷却水がわずかに不足したことに伴う炉心温度の再上昇により、制御材を起源として生成するCsBO$$_{2}$$の放出でほぼ説明できる見通しを得た。

論文

Corrigendum; Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data, J. Nucl. Sci. Technol. 2017, Corrected vertical axis of Figure 6

日高 昭秀; 横山 裕也

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), P. i, 2017/08

AA2017-0194.pdf:0.44MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:14(Nuclear Science & Technology)

以前に発表した論文(Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data [Journal of Nuclear Science and Technology, vol.54(8), pp.819-829 (2017)])における図6の縦軸の訂正である。

報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

論文

放射性物質移行挙動

日高 昭秀

エネルギーレビュー, 35(9), p.20 - 24, 2015/09

原子炉が運転されると、核燃料物質であるウランやプルトニウムなどが核分裂して核分裂生成物が燃料棒中に蓄積される。炉心が溶融するようなシビアアクシデント時には、核分裂生成物を含む放射性物質が燃料から多量に放出され、原子炉冷却系内や格納容器内を移行し、格納容器が損傷または隔離機能が損なわれた場合には大気中へ放出される。放射性物質は、その間、壁などへの凝縮、重力沈降のような自然現象または格納容器スプレイのような工学的安全設備によって除去される。以上のような様々な過程を経て、環境中に放出される放射性物質の種類と量、放出のタイミングをソースタームと呼ぶ。放射性物質の移行・沈着挙動は、機構論的には、ガス状の放射性物質の付着/蒸発、エアロゾル状の放射性物質の沈着、エアロゾルの成長、工学的安全設備による放射性物質の除去に分類できる。本報では、シビアアクシデント時の放射性物質の移行・沈着挙動について概説する。

論文

Development of the source term PIRT based on findings during Fukushima Daiichi NPPs accident

末廣 祥一*; 杉本 純*; 日高 昭秀; 岡田 英俊*; 溝上 伸也*; 岡本 孝司*

Nuclear Engineering and Design, 286, p.163 - 174, 2015/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

日本原子力学会のシビアアクシデント評価委員会は、福島第一原子力発電所事故で得られた知見を踏まえ、事故を起こした原子炉におけるデブリの分布や現状を精度よく把握すること、また計算コードによるシビアアクシデントの予測能力を高度化する上で重要な事象を抽出することを目的として、熱水力とソースタームに係る重要度ランク表を作成した。そのうち、ソースタームに係る重要度ランク表(ST PIRT)については、事故進展に従って3つの時間区分と、格納容器内外など9つの区画に区分して専門家が議論と検討を重ね、摘出した68の現象に対して重要度の評価を行うことにより作成した。本報は、作成したソースターム重要度ランク表、及びそれぞれの区分で高い重要度と評価された事象について記載する。

論文

Outlines of JAEA'S instructor training program and future prospects

日高 昭秀; 中村 和幸; 渡部 陽子; 薮内 友紀子; 新井 信義; 澤田 誠; 山下 清信; 沢井 友次; 村上 博幸

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

JAEA has conducted Instructor Training Program (ITP) to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The program consists of (1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, (2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries, and (3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries by disseminating the knowledge and technology in their countries. After completing ITC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are (1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, (2) Environmental radioactivity monitoring, and (3) Nuclear emergency preparedness. As of FY2014, ITC is applied to 8 Asian countries. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

報告書

放射線に起因する晩発性健康影響を推定する計算コードHEINPUT-GUI ver. 2.0の開発

高原 省五; 日高 昭秀; 荻野 隆*

JAEA-Data/Code 2015-001, 65 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2015-001.pdf:10.74MB

放射線に起因する晩発性健康影響を推定する計算コードHEINPUT-GUIは、確率論的事故影響評価コードOSCAARの前処理コードの一つであり、放射線被ばくに起因するがん罹患リスクと死亡リスク、並びに遺伝的影響を推定するための計算コードである。これまでにHEINPUT-GUIには、米国原子力規制委員会の提案したモデルと米国環境保護庁が1994年に提案したモデルが組み込まれており、これら2つのモデルを用いてリスクを推定できるように整備されている。本報告書ではこれらのモデルに加えて米国環境保護庁が2011年に提案した新しいリスク推定モデルを利用できるように改良した。また、ユーザーの負担を軽減するために、人口動態統計等の公開データを用いて3つのモデルに対する入力データを一括して作成するためのプログラムを開発した。

論文

B$$_{4}$$C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高 昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているB$$_{4}$$Cは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H$$_{2}$$発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、B$$_{4}$$Cはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H$$_{2}$$発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCH$$_{4}$$に変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCH$$_{3}$$Iを生成させる。また、酸化過程で生じたHBO$$_{2}$$はCsBO$$_{2}$$を生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のB$$_{4}$$C制御棒ブレードと、ペレット状のB$$_{4}$$C制御棒では、形状や表面積、B$$_{4}$$Cとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やB$$_{4}$$Cの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

論文

Influence of radiolysis and gas-liquid partition of I-131 in accumulated water on late phase source terms at Fukushima NPP accident

日高 昭秀

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程では、1$$sim$$4号機の原子炉建屋の地下に大量の汚染水が蓄積した。本研究では、新聞発表された情報を元に、3月下旬の汚染水中の放射性物質量を各号機の炉心内蔵量比で見積もった。その結果、各号機の建屋内汚染水中のI-131とCs-137の溶存量は、1号機が0.51%, 0.85%, 2号機が74%, 38%、3号機が26%, 18%となった。ヘンリーの法則によると、溶存したヨウ素のある割合は気液分配により気相中に移行する。福島事故の環境中へのヨウ素放出の推定に関して、これまでにMELCORのようなSA解析コードを用いる方法及び環境中モニタリングデータとSPEEDIコードから逆算する方法が用いられてきた。SPEEDI逆算は、3月26日頃まで有意な放出を予測したが、MELCORは計算される放出量低下に伴って3月17日頃に計算が終了した。検討の結果、3月17日$$sim$$26日の放出は、I$$^{-}$$からI$$_{2}$$への放射線分解とI$$_{2}$$の気液分配による地下汚染水からの放出で説明できる見通しを得た。このことから、福島事故解析にあたっては、格納容器内部からの放出のみを扱う現行のMELCORを改良し、原子炉建家等の汚染水からの放出も新たに考慮することが望まれる。

論文

Quantities of I-131 and Cs-137 in accumulated water in the basements of reactor buildings in process of core cooling at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident and its influence on late phase source terms

日高 昭秀; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.413 - 424, 2014/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.1(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故では、炉心冷却の過程で原子炉建家等の地下に多量の汚染水が蓄積した。本研究では、旧原子力安全・保安院から公表された汚染水の体積や放射性物質の濃度に関する資料を元に、3月末における汚染水中の放射性物質の溶存量を推定した。その結果、I-131とCs-137の溶存量は、対インベントリ比で、1号機が0.51%, 0.85%、2号機が74%, 38%、3号機が26%, 18%となった。ヘンリーの法則によると、溶存した放射性物質の一部は気相中に移行することから、ソースターム増加に寄与する可能性がある。これまでに国内外で多くのソースターム評価が行われ、MELCORのような解析コードを用いる方法、又は環境中モニタリングデータからSPEEDI等を用いて逆算する方法が用いられてきた。両者の予測傾向はほぼ一致していたが、MELCORは3月17日で終了、SPEEDI逆算は炉心冷却水が海水から淡水に変更される3月26日頃まで有意な放出を予測した。本検討により、3月17日以降は気液分配に起因する汚染水からの放出で説明できる見通しを得たことから、ソースターム解析コードを用いた計算では、原子炉建家等の汚染水からの放出も新たに考慮することが望まれる。

論文

Comittee questions and SNL responses / Individual peer review committee member reports; Dr. Akihide Hidaka

日高 昭秀

ERI/NRC 11-211, p.60_69 - 111_117, 2011/12

NRCでは、先ごろ、高燃焼度燃料又はMOX燃料用NUREG-1465ドラフトを作成し、米国,仏,発表者を含む専門家によるピアレビューを行っている。同ドラフトでは、燃料からのFP放出データとしてIRSNのVERCORS実験のデータを用いてBoothモデルを見直し、MELCORコードを用いて格納容器ソースタームが計算された。ところが、MELCORコードのFP放出モデルではCsの拡散係数のみを変更し、その他の核種に対しては従来のORNL-Boothモデルで用いているclass scale factorをそのまま用いたため、提案された改訂NUREG-1465の結果は、従来のNUREG-1465とほとんど変わらないものとなっていた。このため、VERCORS実験のCs以外の核種の最終放出割合の結果がCs拡散係数のみを変更したBoothモデル計算と一致するようにclass scale factorを再評価することを提案した。

論文

Outcome of VEGA program on radionuclide release from irradiated fuel under severe accident conditions

日高 昭秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(1), p.85 - 102, 2011/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、シビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画を1999年から2004年に実施し、世界最高温度,圧力条件を含む不活性又は水蒸気雰囲気下で燃料を昇温する実験を10回行った。それらの実験では、燃料が溶融する高温域で放出が増加するデータを取得するとともに、加圧雰囲気下で放出速度が低下することを世界で初めて観測し、圧力影響機構を解明してモデルを提案した。また、低揮発性放射性物質の放出,MOX燃料からの放出にかかわるデータを取得し、水蒸気雰囲気における燃料の酸化や被覆管と燃料との共晶反応が放出に及ぼす影響についても調べた。さらに、得られた知見がソースターム評価やアクシデントマネジメント方策の有効性に及ぼす影響についても調べた。本報では、それら一連の成果について記載するとともに、VEGA計画の限界及び今後の課題についてとりまとめた。

論文

Ambient pressure-dependent radionuclide release from fuel observed in VEGA tests under severe accident condition and influence on source term evaluation

日高 昭秀

NEA/CSNI/R(2010)10/PART1 (Internet), 12 Pages, 2010/12

シビアアクシデント条件下の燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画では、世界最高温度、圧力条件下で計10回の実験を行った。1.0MPa下のPWR燃料を用いた実験では、Csの放出が0.1MPa下と比べて約30%減少することを初めて観測した。その圧力影響は、UO$$_{2}$$結晶粒内と開気孔中拡散を扱う2段階拡散モデル、又は簡易な1/P**0.5 CORSOR-Mモデルで再現できることを示した。一方、BWRやMOX燃料を用いた実験では、出力運転中の燃料中心温度の違いや、燃料の酸化,被覆管との共晶反応等の実験条件の違いのため、圧力影響は明確に観測されなかった。観測された圧力影響は、PWRのソースターム評価や一次系強制減圧のようなAM方策に影響を与える可能性がある。圧力影響を考慮したTHALES-2コードの試計算から、一次系強制減圧は、一次系内の放出を増加させるものの、事故進展を遅らせたり、早期格納容器破損時のソースタームを減少させるなど、多くの長所を有することが明らかになった。圧力影響とソースターム評価の関係について、さまざまな事故シーケンスやAM手法の組合せを考慮しつつ、系統的に調べる必要がある。

論文

FP放出実験

日高 昭秀

日本原子力学会「シビアアクシデント時の格納容器内の現実的ソースターム評価」特別専門委員会報告書, p.3.1_1 - 3.1_38, 2010/04

シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画では、1999年から2004年の間、世界最高温度,圧力条件を含む不活性又は水蒸気雰囲気において全部で10回の実験を行った。それらの実験では、加圧雰囲気下で放出速度が低下することを世界で初めて観測するとともに、燃料が溶融する高温域で放出速度が増加することなどを観測した。また、低揮発性放射性物質の放出,MOX燃料からの放出にかかわるデータを取得するとともに、水蒸気雰囲気における燃料の酸化や被覆管と燃料との共晶反応が放出に及ぼす影響を調べた。さらに、得られた知見がソースターム評価やアクシデントマネジメント方策の有効性に及ぼす影響についても調べた。本稿では、それらについてこれまで学会や国際会議等に外部発表した主要な成果についてまとめた。

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