Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
sp
HRL澤田 淳; 坂本 和彦*; 綿引 孝宜*; 今井 久*
SKB P-17-06, 154 Pages, 2023/08
An aim of Task 8, which was 8th modeling task of the SKB Task Forces on Groundwater Flow and Transport of Solutes, was to improve the knowledge of the bedrock-bentonite interface with regard to groundwater flow, mainly based on a set of data obtained by Bentonite Rock Interaction Experiment (BRIE) at sp. JAEA had developed an approach to Task 8 assuming that the discrete features dominate the delivery of groundwater to the bentonite columns emplaced into the vertically drilled boreholes from TASO tunnel floor, resulting in heterogeneous bentonite wetting behavior. This assumption was implemented as a FracMan Discrete Fracture Network (DFN) model for groundwater flow. Due to the assumption, no permeable rock matrix was implemented. The variability and uncertainty of this stochastic "HydroDFN" model was constrained by conditioning the model to match measured fracture location and orientation, and specific capacity (transmissivity) data observed at five probe boreholes. Groundwater from the HydroDFN being delivered to the bentonite columns, was modeled using Thames code with implementing a specific feature at the interface between the fractured rock mass and the bentonite. This modeling approach and the assumption of fracture dominated bentonite wetting appears to be able to provide a reasonable approximation to the observed heterogeneous bentonite wetting behavior of BRIE. We would suggest that a systematic investigation at pilot holes, including both geological mapping of the fractures and also testing of the hydraulic properties, might be required to get more practical prediction of heterogeneous wetting behavior in bentonite, as observed in BRIE.
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950
Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
今井 久*; 山下 亮*; 塩崎 功*; 浦野 和彦*; 笠 博義*; 丸山 能生*; 新里 忠史; 前川 恵輔
JAEA-Research 2009-001, 116 Pages, 2009/03
JAEA-Research-2009-001.pdf:32.12MB
地層処分システムの長期挙動予測の信頼性を向上させるためには、隆起・侵食や気候・海水準変動等の天然現象の影響を考慮した地下水流動のモデル化が重要である。このため、(1)天然現象の影響を組み入れた地下水流動解析手法の高度化,(2)現実的な地質構造や涵養量などを反映した地下水流動解析に基づき、(3)地下水流動に影響を及ぼす天然現象の感度解析を行った。(1)地下水流動への地質環境の長期変遷の影響を連続的にモデル化するシステムを考案した結果、課題であったモデル形状が変化する際の解の不連続性を低減できることを確認した。(2)地層の応力状態の変化による過剰間隙水圧の発生には間隙率や有効応力に対応した透水係数の設定が重要であること、氷期の涵養量の影響は丘陵部や沿岸域で見られること、塩分の密度差の影響は沿岸域で見られ、地下深部への淡水の侵入を抑制することが判明した。(3)断層の2種類の形状について透水係数に関する感度解析を実施したが、設定した条件では深度約500mまでの影響は顕著でないことを示した。
平成21年度科学研究費補助金特別推進研究「4次元空間中性子探査装置の開発と酸化物高温超伝導機構の解明」平成17年度研究報告書新井 正敏; 横尾 哲也*; 梶本 亮一; 中島 健次; 社本 真一; 山田 和芳*; 藤田 全基*; 猪野 隆*; 曽山 和彦; 中村 充孝; et al.
JAEA-Review 2006-033, 58 Pages, 2006/11
JAEA-Review-2006-033.pdf:17.22MB
平成17年度から平成21年度にわたり、「4次元空間中性子探査装置の開発と酸化物高温超伝導機構の解明」を研究課題とする科学研究費補助金・特別推進研究が採択された(研究代表者・新井正敏)。本研究は大強度陽子加速器(J-PARC)の大強度パルス中性子源において、現在世界最高性能の非弾性散乱実験装置よりも二桁高い性能を有する実験装置、4次元空間中性子探査装置(4SEASONS: 4d SpacE AccesS neutrON Spectrometer)を建設し、異常な磁気励起,フォノン異常現象を3次元の波数-エネルギーからなる4次元空間で詳細に観測することにより酸化物高温超伝導機構の解明を目指すものである。本報告書は本研究の平成17年度の研究成果をまとめたものである。
千々松 正和*; 福留 和人*; 浦野 和彦*; 今井 久*; 佐々木 肇*; 雨宮 清*
JNC TJ8400 2004-027, 87 Pages, 2005/02
JNC-TJ8400-2004-027.pdf:2.13MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては,処分場の閉鎖の判断情報を与えるものとして,人工バリアが所期の性能を確保することにより,処分場が要件を満たして機能しており,その結果,安全が担保されていることを示す必要がある。この安全担保を示す一つの手法として,人工バリアにおける実現象が予測される挙動範囲内にあることを示すことが考えられる。そこで,「人工バリア性能確認に関する基盤情報取得方法の調査研究(平成15年度)」(以下,平成15年度研究と呼ぶ)においては,性能確認における計測項目の抽出,計測技術の現状の調査,および計測技術の開発計画の立案を行った。継続となる本研究では,幌延などの地下研究施設を想定して,人工バリア性能等の基盤情報取得に関わる検討を行うとともに,情報取得に適用可能な計測手法の調査・開発を継続して行った。
森内 茂; 茅野 政道; 浅井 清; 南 賢太郎; 今井 和彦
Emergency Planning and Preparedness for Nuclear Facilities, p.249 - 257, 1986/00
TMI-2原子炉事故後、昭和55年から開始した緊急時環境モニタリング・予測計算システムの研究の中から、ヘリコプタ使用の迅速
線サーベイシステムの開発、スタックガスモニタの開発、緊急時環境線量情報予測システムの開発の3テーマについて開発経過、成果等をまとめて報告した。 施設周辺での実地測定実験、計算モデルの大気拡散実験データによる検証等により、いづれも今後の緊急時の環境安全対策に非常に有効なものであることを明らかにした。
今井 和彦; 茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 浅井 清; 本間 俊充; 日高 昭秀; 中村 康弘; 飯嶋 敏哲*; 森内 茂
JAERI 1297, 75 Pages, 1985/10
原子力施設の事故の際に環境中に放出される放射性物質からの被曝線量を予測計算して、緊急時の防災対策に役立てるための情報を提供する計算コードシステムSPEEDIを開発した。SPEEDIは、2つのサブシステムに区分され、パフモデル、ガウスプルームモデルによる迅速簡易計算と、統計を用いた風の予測および質量保存則を満たする次元風速場計算をもとに、複雑地形上での移流拡散をランダムウォーク法とPICK法との組合せたモデルによってより現実的な被曝線量計算を行なう詳細計算の2つから構成される。本報告では、各計算モデルのほかSPEEDIの構成および機能について述べる。さらに、拡散モデルの野外実験および風洞実験との比較について述べ、モデルの性能、その他システムとしての実用性について入力データおよび運用方法の点などから論じる。
浅井 清; 茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 中村 康弘; 森内 茂; 今井 和彦
日本原子力学会誌, 27(9), p.839 - 850, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)大気中への放射能異常放出による被曝線量を、計算により予測するシステムSPEEDIの、設計思想と使用経験により得られた知見について述べた。緊急時システムは、できるだけ迅速かつ正確に被曝線量を予測することが必須条件である。そのため、システム設計ではどのような入力データが実時間で可能であるか,迅速かつ正確な予測が可能な計算モデルは何か,対策に役立てるために何を出力したらよいかが考え方の基本になる。本報告では、どのようにこれらを考慮し,実現したかという点について述べ、同時に問題点について言及する。
茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 本間 俊充; 日高 昭秀; 今井 和彦; 飯嶋 敏哲; 森内 茂; 浅井 清; 中村 康弘; et al.
JAERI-M 84-050, 80 Pages, 1984/03
緊急時環境線量情報予測システムSPEEDI(System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)について報告する。原子力施設の事故時に大気中に放出された放射性物質の濃度やどれによる被曝線量を、放出源情報と実際の気象条件から計測することは、防災対策上極めて重要である。SPEEDIはこの目的のために開発された計算システムである。この種システムの開発は、原子力安全委員会の「環境放射能安全研究年次計画」に従って原研を中心におこなわれている緊急時関連の環境安全研究のひとつの項目となっている。昭和55年に調査を、開発は昭和56年に着手し、57年度に第1、第2版を、実用規模に達したと考えられるので、その成果を簡単にまとめて報告する。
今井 和彦
保健物理, 18, p.259 - 267, 1983/00
環安部、安解部、計算センターおよび保物部で進めている緊急時関連の研究6ヶ年計画について、環境モニタリング、被曝線量予測、大気拡散実験及び家屋等の防護効果に対する第4年度の研究の現状をそれぞれ解説した。
高橋 國夫*; 茅野 政道; 本間 俊充; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 今井 和彦; 浅井 清
JAERI-M 82-040, 77 Pages, 1982/05
LLNLの開発したARACシステムのMATHEW、ADPIC、およびそれらの付属コードを、CDC7600計算機版からFACOM M-200計算機版に変換した。MAT-HEWは観測データを用いて、質量保存則を束縛条件として変分法により3次元風速場を計算するコードである。ADPICは大気中に放出されたガスや粒子の3次元的濃度分布をParticle-inーcell法により計算するコードである。本報告では次の3点(1)MATHEW/ADPICおよびそれらの付属コードの計算方法、(2)JAERIPICモデルとガウスプルームモデルによる計算結果の比較、(3)CDC7600からFACOM M-200への変換手順について述べた。
今井 和彦; 茅野 政道
日本原子力学会誌, 23(12), p.939 - 944, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子力船乗組員の放射性気体廃棄物による被曝線量評価の目的で、船に相対的な風向風速の統計を、日本近海航行の船舶から報告される観測値を用いて議論した。自然風に関する解析の結果、風速出現頻度にはパラメータPの値が3程度のガンマ分布が適合し、風向頻度は一様分布として扱えることがわかった。これらの分布を用い、船速Usと自然風の長期間平均風速の頻度分布を求め、被曝評価に必要な諸量を陸上炉に対する取扱いに準じた形で求めた。事故放出時の線量評価に用いる風速97%値U
は、次のように評価すれば安全側の線量評価を与える。U=0.64Us(Us≧U) U=0.86U(Us
Uと停止時)
森内 茂; 今井 和彦; 宮永 一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(9), p.710 - 720, 1980/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.95(Nuclear Science & Technology)環境の被曝線量評価は放出希ガス量から計算によって行われているが、原子力委員会で軽水炉の設計,運転目標値を5mrem/yと定めたことによって環境において直接モニタリングを行う高精度測定技術の開発も強く望まれている。これをルーチンモニタリングにおいて実施するには解決されなければならない技術的問題が多いが、われわれはエネルギー特性を改善したNaI(Tl)シンチレーション線量測定器を用い1mR/yを測定評価する2種の方程式を開発した。一つは自然放射線と施設起因成分のスペクトル分布の違いを利用して2成分を分離評価するものである。他はそれぞれの放射線の入射方向性の違いを利用して分離評価するものである。この2方式を併用することによって、変動するバックグラウンド放射線に重複する極めて微量の施設寄与分が測定評価できた。
田代 晋吾; 青山 三郎; 松本 征一郎; 前田 頌; 野村 正之; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; et al.
JAERI-M 8485, 74 Pages, 1979/10
高レベル廃棄物処理処分に関する安全評価の一環として、高レベル廃棄物固化体の長期貯蔵及び地層処分時の安全性を、実際規模の放射能濃度を用いて試験する施設として、廃棄物安全試験施設の概念設計を行った。この施設は5基のコンクリートセルを有しており、5
10
Ciの実廃液を取扱うことができ、昭和56年度に完成予定である。本報告はその概念設計の概要をまとめたものであり、次研究の概要項目を含んでいる。1.試験研究の位置付け2.試験研究の概要3.取扱試料4.施設の概要5.主要試験機器の概要6.施設の安全解析
石原 豊秀; 今井 和彦
日本原子力学会誌, 17(2), p.66 - 71, 1975/02
原子力施設周辺の環境放射線監視は、相互に関連する多くの因子を考慮の上、総合的判断のもとに計画、実施されなければならない。本稿は監視計画の基本となる監視のあり方、施設稼動前の調査と稼動後の監視の進め方、環境放射線、放射能測定法、線量算定上の問題などについて述べたものである。
石原 豊秀; 今井 和彦; 榎本 茂正; 木谷 進; 阪田 貞弘; 丸山 吉三
JAERI-M 5903, 82 Pages, 1974/11
本報は、当所の安全性研究会議に設けられた環境専門部会(1973年10月~1974年4月)が、今後数年の間に原研として取りあげるべき環境に関する研究課題について検討した内容のうち、技術的事項を中心にとりまとめたものである。その内容は、環境における被曝線量などの評価に関する分野をはじめ、原子力施設からの放射能の放出低減化放射性廃棄物の処理処分に関する技術、放射性物質の輸送に関する事故防止と緊急時対策などのほか、ラジオアイソトープおよび放射線の環境保全への利用の分野にも及び、それぞれの現状と問題点ならびに研究課題について述べている。
今井 和彦
保健物理, 8(1), p.3 - 12, 1973/01
原子力施設から大気中に放出される放射性廃棄物につき、その空間濃度分布、地表沈着量、それらによる
および被曝線量等の計算式、長期間積算被曝の計算、事故時の気象条件などを概説する。
今井 和彦
原子力工業, 17(7), p.43 - 46, 1972/00
原子力施設周辺の環境モニタリングのうち,海洋はさておき陸上環境におけるモニタリングには放射線の積算線量が第一義的に重要である。施設の平常運転時に大気へ放出される核種はゼノン,クリプトンあるいはアルゴンなど希ガスが主であり,その影響の評価は外部被ばく線量として行われる。
線照射分布計算図今井 和彦; 飯島 敏哲; 角田 道生
JAERI 1189, 43 Pages, 1970/07
放射性雲からの線被爆量を評価するために、電子計算機による照射率計算方法を開発し、広範囲にわたる照射率分布を求め、従来あまりあきらかでなかったいくつかの特徴を知ることができた。本報では、この計算方法を使い、さらにこれらの特徴を基礎にして、照射分布を実用に便利なようにまとめた。濃度分布は一般ガウス型のものとし、拡散パラメータ(
、
)はPASQUILLの示す値に合うように定式化されている。まとめられている計算図は、(1)全大気安定度に対する風上、風下軸上の照射分布、(2)代表的安定度(不安定、中立、極安定)に対する横軸方向の照射分布、(3)最大照射量とその出現地点の放出高、安定度に対する関係、(4)照射率の線エネルギー依存性などである。
今井 和彦; 飯島 敏哲
Health Physics, 18(3), p.207 - 216, 1970/00
抄録なし
