Atmospheric resuspension of insoluble radioactive cesium bearing particles found in the difficult-to-return area in Fukushima

Tang, P.*; 北 和之*; 五十嵐 康人*; 佐藤 志彦; 畑中 恒太郎*; 足立 光司*; 木名瀬 健*; 二宮 和彦*; 篠原 厚*

Progress in Earth and Planetary Science (Internet), 9(1), p.17_1 - 17_15, 2022/03

https://doi.org/10.1186/s40645-022-00475-6

The deposition of insoluble radiocesium bearing microparticles (CsMPs), which were released from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (F1NPP) accident in March 2011, has resulted in the widespread contamination of eastern Japan. Obviously, these deposited insoluble CsMPs may become the secondary contamination sources by atmospheric migration or other environmental transferring process, however, the understanding of the transport mechanism remains non-elucidation, and the relevant evidence has not been directly provided. This study, for the first time, provides the direct evidence for the resuspension of these insoluble CsMPs to the atmosphere from (1) proximity of Cs radioactivity and resemblance of the morphology and the elemental compositions of CsMPs in the samples of soil and aerosol derived from the same sampling site, (2) the special characteristics of the resuspended CsMPs of which the ratios of Na/Si, K/Si and/or Cs/Si were smaller than those from the initially released CsMPs collected at either long distance or near F1NPP, which can be ascribed to the slowly natural corrosion of CsMPs by the loss of the small amount of soluble contents in CsMPs, and (3) high CsMPs concentration of 10 granules/gram in the surface soil of our sampling site, and high resuspension frequency of CsMPs in spring when predominant suspended particles were soil dust.

スペーサによる流路断面変化が流体挙動に及ぼす影響に関する数値シミュレーション

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

可視化情報学会誌, 35(Suppl.2), p.59 - 60, 2015/09

超臨界圧水冷却炉の炉心熱設計において、燃料被覆管材料の健全性及び信頼性の観点から被覆管表面最高温度は700Cに制限されている。しかしながら、原子炉の熱効率を向上させるためには炉心出口冷却材温度を上昇させる必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度の上昇を招くことが課題となっている。そこで、被覆管表面近傍の熱伝達率を向上させることによって燃料被覆管表面温度の低下を可能にするために、燃料被覆管表面温度が高温になる領域に対して乱れ促進用スペーサを設置することを計画した。本研究では、温度低下の妥当性を調べるために予備的なシミュレーションを行った。その結果、燃料被覆管表面温度の低下に対し、乱れ促進用スペーサが有効であること及び乱れ促進用のベーンの角度が温度低下に大きく影響することがわかった。

超臨界流体中に存在するスペーサまわりの伝熱流動に関する数値解析

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

日本機械学会第27回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

超臨界圧水冷却炉の熱設計を行う上で、超臨界流体の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。臨界圧力よりも高い超臨界圧の状態では、温度の上昇に伴って流体の密度は連続的に減少する。しかも、擬臨界温度近傍において密度変化の急な領域が存在し、その領域で流体の定圧比熱は極大値を示す。このような超臨界流体の特性を正確に予測するために、超臨界圧条件を模擬できる流体熱物性値を導入した解析コードの開発を行っている。これまでに乱流モデルや並列計算法についての検討を行うとともに、2つの円管流路間や4本バンドル体系でのサブチャンネル間を水平方向に移行するクロスフロー挙動を解析的に評価できることを確認した。本報では、スペーサ付き炉心燃料集合体内サブチャンネルを簡略模擬した4本バンドル体系で実施した熱流動挙動解析の結果について述べる。本研究によって、スペーサに羽根状突起を設けた場合には、突起後方で旋回流が発生しており突起の迎え角に依存する乱れの増加によって流体温度混合は促進することが明らかになった。

配管の多入力応答に関する研究; 3点支持された配管試験体の3入力加振試験

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 月森 和之; 森泉 真; 北村 誠司

Dynamics and Design Conference 2013(D&D 2013)講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/08

配管系の地震応答解析を実際の振動応答挙動に近いものとするためには、多点入力解析を取り入れる必要がある。多点入力解析手法に関する理論的検討は過去に複数実施されているものの、解析手法の妥当性について配管実挙動と比較したものは少なく、十分な検討がなされているとは言えない。そこで、本研究では、多点入力解析法の妥当性及び適用性を検証することを目的とし、本報では、複数の支持点を有する3次元配管モデルを用いた多点入力加振試験を実施した。

Study on piping response under multiple excitation, 1; Triple shaking table test of piping having three-supporting points

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 森泉 真*; 月森 和之; 北村 誠司

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3点支持配管供試体及び3振動台を用いた加振試験を実施し、多入力を受ける配管の実挙動について調査した結果をまとめたものである。

Burning of MOX fuels in LWRs; Fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes and the repository performance

平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03

AA2011-0278.pdf:0.56MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2012.660021

軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。

レーザー照射による材料溶接シミュレーションに関する予備的検討

高瀬 和之; 村松 壽晴; 関 暁之; 北村 竜明*; 町田 啓*

日本機械学会熱工学コンファレンス2009講演論文集, p.217 - 218, 2009/11

原子炉本体やその付帯設備等の健全性を確保する補修技術の確立を目的として、3次元微細加工が可能なレーザーを利用した金属材料溶接技術の開発が行われている。この開発の一環として、金属材料溶接技術の最適化を目指し、レーザー照射による金属材料の溶融挙動を数値シミュレーションによって定量評価する手法の開発を原子力基礎工学部門が行っており、この手法開発に大型計算機の運用面等から協力を行っている。具体的には、金属溶融モデルのプログラミング,入力データの作成,予備計算の実施等を行い、金属材料溶融シミュレーションの可能性についてシステム計算科学の立場から助言を行っている。本報では、予備的に実施した金属溶融シミュレーションをもとに可視化処理した結果について述べる。

狭隘流路内スペーサまわりの加熱液膜流挙動に関する数値的可視化

久米 悦雄; 北村 竜明*; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*

可視化情報学会誌, 25(Suppl.2), p.369 - 370, 2005/10

革新的水冷却炉の燃料集合体では、燃料棒まわりを流れる冷却材の領域が半径方向及び流れ方向に一定間隔を保つように複数のスペーサが設置されている。従来の研究から、スペーサ等の障害物の後流には乱れが発生することがわかっている。また、気液二相液膜流では、気相と液相の相対速度に依存して気液界面に発生するせん断力によって液膜中に大きな乱れが形成され、その結果、界面形状が不安定になることが理論的,実験的に明らかになっている。このような突起による乱れと界面不安定現象を原子炉熱設計に反映するためには、加熱液膜流挙動を正確に把握する必要がある。そこで、本研究では、革新的水冷却炉で想定されるスペーサ付き狭隘流路を簡略モデル化した体系で3次元解析を行い、加熱面上に形成される流体温度や流速などの予測結果から、加熱液膜流に及ぼす突起の効果や界面せん断力の影響を定量的に明らかにした。

並列処理型温度・変形シームレス解析システム「TESTPAS」の開発(2)

月森 和之; 菅谷 寿男; 山崎 智明*; 北川 和士*; 松永 繁*; 早川 透*

JNC TN1400 2002-009, 400 Pages, 2002/07

JNC-TN1400-2002-009.pdf:17.88MB

サイクル機構では、平成9年度より、温度解析と変形解析が連成する大規模非線形計算を並列処理等を利用して効率よく実行するシステムとして並列処理型温度・変形シームレス解析システム「TESTPAS」(Temperature and Stress/Strain Response Parallel Analysis System)の開発・整備を行っている。testpasは、構造の変形解析と温度解析そして流体の軌跡に関する簡易解析のルーチを有し、それらの変数と関係させながら計算を同時的に進めることができる。つまり、構造の変形により、表面の流体の挙動が変化し、その流体が熱源となっている場合、温度分布が変化し、構造の変形に影響を及ぼすという3者の連成を伴った現象を追跡できる。今回は、熱源となる流体が構造物表面に溜まることによって構造物への入熱範囲が広がり、また、構造物の変形により入熱範囲が変化するといった現象に対応できるようにシステム機能の拡張・整備を行った。あわせてチュートリアルマニュアルの拡充を行っている。ここでは、拡張したシステム機能の検証を兼ねて、円形の鉄板の中央に高温のナトリウムを流下させる場合の流体の広がり、流体の熱による鉄板の温度分布および変形挙動を解析する例題を取り上げた。参照した文献によると、解析において鉄板の熱変形による流体の広がりの変化が考慮されていないため、実験結果よりも同じ場所の温度の立ち上がりが早くなっているが、今回の例題解析を通じて、変形、温度挙動および流体の溜まりの相互関係の結果生じたと考えられる温度の立ち上がりの「遅れ」をTESTPASによって表現できることが示された。

並列処理型温度・変形シームレス解析システム「TESTPAS」の開発

月森 和之; 菅谷 寿男; 北川 和士*; 松永 繁*; 早川 透*

JNC TN1400 2001-004, 360 Pages, 2001/02

JNC-TN1400-2001-004.pdf:19.88MB

高速炉を構成する主要な機器は高温に晒されるため、その構造健全性を評価する場合、温度解析とその結果として生じる変形による応力ひずみ変動の解析(以下、「変形解析」という)が必要となる場合が多い。従来はまず温度解析を実施し、得られた結果を使って変形解析を行うというやり方であり、それぞれは独立した解析であった。しかし、実際には、両者は同時に進行しており、特に双方向的な影響が無視できない場合には、このような方法では現象を再現する上で充分とは言えない。また、機器の構造健全性についての実証試験を数値解析によって合理化するためには非弾性挙動をともなう多ステップ計算や大規模問題を効率的に計算することが求められている。しかも、複雑な非線形解析において、精度のよい結果を1回の計算で得ることは通常難しく、結果を吟味しながら解析の条件設定を変えて何度か計算するというプロセスをたどる。従来のやり方では、計算効率が悪いだけではなく、一連の計算が終わるまで状況把握ができず、労力、時間の点からもロスとなる。このような問題を解消するために、複数のプロセッサーを用いた並列処理により計算効率を上げるとともに、温度解析と変形解析を逐次的にほぼ同時に実施し、また、解析者が計算の途中で介入して条件の変更ができる解析システムの開発が必要となった。本研究においては、これを並列処理型温度・変形シームレス解析システム「TESTPAS」と呼び、平成9年度から平成11年度までの3ヶ月で3次元ソリッドおよびシェル構造の解析システムの開発を行った。平成9年度はソリッド要素を用いて、並列計算による温度解析プログラムと変形解析プログラムが同時進行でシュミレーション可能な試作プログラムを開発した。また、平成10年度は、計算実施状況の途中経過可視化、シェル要素の組み込み等を実施し、システム化に向けた機能の拡張・整備を行った。平成11年度では、平成9年度、10年度の成果を踏まえ、使い易く、効率のより良いシステムとして改良・整備した。本報では、平成11年度の成果を中心に、本システムの開発概要、主要な機能、適用例等について述べる。