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鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 嶋田 和真; 廣内 淳; 高原 省五
Radiation Protection Dosimetry, 200(16-18), p.1561 - 1567, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)国産の放射線誘発がんリスクの推定モデルを実装した計算コードを開発するために、公開されている他国の既存の計算コード(RadRAT (U.S.NIH)、Blue Book Model (U.S.EPA)、Korean-Specific Model(FNC Technology Co, Ltd))と、これらのコードの基本となるBEIR VII(米国科学アカデミーの電離放射線の放射線健康リスクに関する報告書)を調査し、3つのコードとBEIR VIIモデルの計算結果を比較した。各コードとBEIR VIIで計算した全固形がんの生涯寄与リスクのうち、特にKorean-Specific Modelで計算した結果については、他と有意な差が認められた。この原因の一つはいくつかの組織や臓器のリスク移転に関するパラメータがコード間で異なっていることであり、このことは日本版コードの開発において慎重に検討されるべき課題の一つである。
池内 宏知; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1349 - 1356, 2013/09
For the decommissioning of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), characterization of fuel-debris in cores of Unit 1-3 is necessary. In this study, typical phases of fuel-debris generated in reactor pressure vessel were suggested by means of thermodynamic calculation using compositions of core materials and core temperatures. At low ogygen potential where metallic zirconium remains, (U,Zr)O
, UO, and ZrO were formed as oxides, and oxygen-dispersed Zr, Fe(Zr,U), and Fe
UZr were formed as metals. With an increase in zirconium oxidation, the mass of those metals, especially FeUZr, were decreased, but the other phases of metals hardly changed qualitatively. Consequently, (U,Zr)O is suggested as a typical phase of oxide, and Fe(Zr,U) is suggested as that of metal. This result can contribute to the characterization of debris in 1F, which will be also revised by considering the effect of iron content in RPV.
近藤 昌也; 笠原 陽一郎*; 野口 芳宏*; 國枝 紀*; 大崎 秀機; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-Tech 96-004, 74 Pages, 1996/02
原研ではROSA-V/LSTF装置を用いて加圧水型原子炉(PWR)の冷却水喪失事故(LOCA)をはじめとする各種事故時の現象を実機圧力・実時間で模擬した実験を行っている。装置には2400点に及ぶ計測系が設置されているが、装置内の現象は各機器間の流動が複雑に絡み合ったものとなるため、データの解読には多くの経験と時間を要する。そこで、実験中に装置内の冷却水分布、温度分布及び流動を実時間でグラフィック表示するためのシステムを作成した。本システムにより実験実施中に現象の推移を把握し、運転操作のための判断や、実験の成否の判断を的確に行うことが可能になった。また、本システムを用いて実験後に再生表示を行うことにより、実験結果の解釈や国際協力における意志疎通などに役立っている。
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 真辺 健太郎; 高原 省五
no journal, ,
放射線被ばくに伴うがん罹患・死亡リスクの定量的な予測は、放射線安全や原子力災害における対応の判断等における主要な根拠の一つである。しかしながら、日本においては、放射線防護を目的としたがん罹患・死亡リスク評価コードが整備されておらず、判断等に最新の科学的な知見を効率的に反映させることが困難であった。そこで、原子力機構では放射線被ばくに伴うがん罹患・死亡リスク評価コードの開発を進めている。本コードの機能として以下が挙げられる:(1)観測値(例えば個人線量当量や周辺線量当量率)から各臓器の吸収線量を計算する機能、(2)各臓器の吸収線量からがんリスク(生涯寄与リスク)を計算する機能、(3)出力値として生涯寄与リスク以外に他のリスク指標(例えば余命損失やDALY)を計算する機能。
池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*
no journal, ,
福島第一原子力発電所2・3号機の燃料デブリの取出しにおいては、圧力容器内に分布する燃料デブリの種類やその堆積の状況に応じて、工具や経路を適宜検討していく必要がある。これまでに外部機関等で実施されてきた事故進展解析コードを用いた燃料の溶融・崩落挙動の解析から、燃料デブリの堆積の状況については予察できる。しかし、堆積場所に応じてデブリがどのような化学形を取るかについて検討した例は無い。本報では、炉内で生成し得る燃料デブリの化学形とその分布状況について、事故進展解析結果と熱力学平衡計算から概略評価した結果について報告する。
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 真辺 健太郎; 高原 省五
no journal, ,
日本では、放射線防護を目的としたがん罹患・死亡リスク評価コードが整備されておらず、原子力災害における対応の判断等に最新の科学的知見に基づいたリスク指標を活用することが困難である。そこで、放射線被ばくに伴うがん罹患・死亡リスク評価コードの開発が進められている。本コードの特徴の一つとして、汎用性を高めるために放射線防護以外の分野でも利用されている余命損失や障害調整生存年を出力する。本発表は、原子力規制庁令和6年度放射線対策委託費(放射線健康リスク評価コードの開発)事業の一環として実施している。
廣内 淳; 高原 省五; 鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 真辺 健太郎; 高久 侑己*; 荻野 晴之*
no journal, ,
開発を進めている放射線健康リスク評価コードは、汎用性を高めるために以下の特徴を持ち、発表ではこれらについて紹介する。(1)臓器吸収線量以外にも観測値(周辺線量当量率や個人線量当量)からもがんリスクを算出することが可能である。(2)生涯寄与リスク以外にも公衆衛生などの他の分野で利用されているリスク指標(余命損失や障害調整生存年)を出力することが可能である。(3)一部のがんに対して、喫煙習慣を考慮したがんリスクの計算が可能である。本発表は、原子力規制庁令和6年度放射線対策委託費(放射線健康リスク評価コードの開発)事業の一環として実施している。
竹内 正行; 北垣 徹; 野口 芳宏*; 鷲谷 忠博
no journal, ,
A high performance clarification system has been discussed for advanced aqueous reprocessing of FBR spent fuel. In this study, the new clarification system based on the hybrid of centrifuge and filtration was proposed to get the high separation ability of the component of whole insoluble sludge. The clarification tests of simulated solid species were carried out to evaluate the clarification performance using small-scale test apparatus of centrifuge and filter unit. The density effect of solid species on the collection efficiency was mainly evaluated in the centrifugal clarification test. In the filtration test using ceramic filter with pore size of 0.2um, on the other hand, permeability and filtration rate were evaluated in addition to the filtration efficiency. It was evaluated that the collection efficiency of solid species on the new clarification system was estimated as nearly 100 percent.
高久 侑己*; 荻野 晴之*; 廣内 淳; 高原 省五; 鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 真辺 健太郎
no journal, ,
原子力規制庁では、最新の放射線がんリスクの知見に基づき、年齢・性別・健康状態等の様々な条件に対して放射線がんリスクを評価する手法として、令和4年度から放射線健康リスク評価コードの開発を進めている。本発表では、本事業の概要として、規制上の位置づけやコード開発の目的等について説明する。その上で、令和5年度までに実施した、国内外の既存のリスク評価コードの調査結果及び疫学研究の調査結果と、これらの調査結果を基に検討したコードの概念設計について紹介する。
池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*
no journal, ,
原子力機構における燃料デブリの取出し及びその後の処置の技術開発では、取り出し機器の設計及び処置方法の選択肢評価に必要となるデータを提供するため、模擬デブリを用いて物性、化学的反応性等の特性データを取得することとしている。これらの特性はデブリの種類によって異なると考えられるため、燃料デブリが取りうる化学形態、組成等の性状を把握したうえでのデータの取得が必要である。本検討では、優先的にデータを取得するべきデブリを特定するため、熱力学平衡計算を用いて圧力容器内で生成し得るデブリの化学形態を簡易的に推定した。
池内 宏知; 野口 芳宏*; 近藤 賀計*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博
no journal, ,
For the defueling from Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) Units 1 to 3, estimation of chemical forms of fuel debris in the reactor pressure vessel (RPV) is necessary. Due to lack of actual information of 1F-core damaged status, the chemical forms had been estimated with the help of thermodynamic equilibration. However, after core degradation, material distribution is quite different from that before the accident. This effect should be considered in the chemical form estimation. In this study, chemical forms of in-vessel fuel debris were roughly evaluated based on the result of melt progression analysis (SA analysis). The case of Unit 2 was especially focused on due to its earliest schedule of defueling.
