A Modeling approach to estimate the Cs discharge in rivers from immediately after the Fukushima accident until 2017

佐久間 一幸; 中西 貴宏; 吉村 和也; 操上 広志; 難波 謙二*; Zheleznyak, M.*

Journal of Environmental Radioactivity, 208-209, p.106041_1 - 106041_12, 2019/11

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.106041

タンクモデルとL-Q式を用いた簡易なCs流出モデルを開発した。福島第一原子力発電所事故初期から2017年にかけて、阿武隈川および浜通り河川から海洋へ流出するCs量および流出率を推定した。事故後約半年間におけるCs流出量および流出率はそれぞれ、18TBq(3.1%)および11TBq(0.8%)であった。これらは2011年6月以降に観測された流出率に比べ、1-2桁程度高く、事故初期の流域から河川を通じて流出するCsは非常に重要であると考えられた。しかし、河川を通じた海洋へのCs流出量は、福島第一原子力発電所からの直接放出(3.5PBq)および大気由来の沈着量(7.6PBq)に比べ、2桁程度小さいため、海洋への影響は限定的であることが示唆された。

オートラジオグラフィーを用いた福島第一原子力発電所起源の放射性セシウムの樹木中分布と移動解析

坂本 文徳; 大貫 敏彦; 香西 直文; 山崎 信哉; 吉田 善行*; 難波 謙二*

日本原子力学会和文論文誌, 12(4), p.257 - 266, 2013/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J13.002

福島第一原子力発電所事故により投下した放射性セシウムの植物中の局所的な分布をオートラジオグラフィー法で解析した。その結果、事故後1年程度では事故以前に生育した枝葉には粒子状の分布が得られたが、事故後に生育た枝葉には放射性Csはほとんど検出されなかった。一方、22ヶ月経過した試料では、事故後に生育した枝葉に検出された。このことは、放射性セシウムは年オーダーの速度で新しい枝葉に分布することを示している。

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

http://accelconf.web.cern.ch/AccelConf/IPAC10/papers/tupe091.pdf

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

Experiment on synthesis of an isotope 112 by Pb + Zn reaction

森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 秋山 隆宏*; 後藤 真一*; 羽場 宏光*; 井手口 栄治*; 鹿取 謙二*; 小浦 寛之; 工藤 久昭*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 76(4), p.043201_1 - 043201_5, 2007/04

https://doi.org/10.1143/JPSJ.76.043201

同位体112の合成と崩壊についての研究を行った。実験は349.5MeVのZnビームを標的Pbに当て、気体充填型反跳イオン分離装置を用いて行った。この実験により2つの崩壊連鎖を観測し、これがPb(Zn,n)反応によって同位体112が合成された後に続く崩壊連鎖であると同定した。2つの連鎖崩壊はともに粒子を4回放出した後、Rfの自発核分裂にて連鎖は止まった。こうして得られた崩壊エネルギーと崩壊時間は、ドイツの重イオン研究所(GSI)により報告された結果と一致している。今回の結果はGSIにより報告された112同位体及びその崩壊娘核Dsの発見実験の報告に対し、明確な形で確認した最初の実験であり、彼らの結果を支持するものである。

Experiment on the synthesis of element 113 in the reaction Bi(Zn,n)113

森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 秋山 隆宏*; 後藤 真一*; 羽場 宏光*; 井手口 栄治*; Kanungo, R.*; 鹿取 謙二*; 小浦 寛之; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 73(10), p.2593 - 2596, 2004/10

https://doi.org/10.1143/JPSJ.73.2593

113番元素の同位体である113及びその娘核111及びMtをBi+Zn反応で初めて観測した。ビームエネルギーは349.1MeVでビーム総粒子数は1.610であった。生成断面積は fb(cm)と見積もられる。

TRANSIENT EXPERIMENTS ON FAST REACTOR CORE THERMAL-HYDRAULICS AND ITS NUMERICAL ANALYSIS -Inter-subassembly Heat Transfer and Inter-wrapper Flow under Natural Circulation Conditions

西村 元彦; 上出 英樹; 林 謙二; 桃井 一光

Nuclear Engineering and Design, 200, p.157 - 175, 2000/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(99)00324-6

自然循環崩壊熱除去の過渡現象における、集合体間熱移行、流量再配分およびインターラッパーフロー(IWF)を伴う炉心部熱流動挙動の解明を目的とした実験研究を行い崩壊熱除去に及ぼす影響を明らかにした。実験はナトリウム試験装置PLANDTL-DHXにより実施した。IWFを伴わない冷却条件下では、ピーキングファクタはグラスホフ数/レイノルズ数による浮力パラメータに依存することを明らかにした。かかる事象を多次元熱流動解析により評価可能とするために、複数領域メッシュを具備するAQUAコードに、サブチャンネル解析において多くの実績を持つ、ミキシング係数モデルを組み込み、実験解析による検討を行った。その結果、解析は実験と良く一致し、これにより本解析手法が、集合体間熱移行および流量再配分を伴う自然循環崩壊熱除去熱過渡事象に十分適用できることを示した。また、IWFについては、主一次冷却系流量が定格時の1%を下回る条件下で、ラ

インターラッパーフロー自然循環水流動可視化実験; ボタン型ラッパー管パッド形状における試験および解析結果

安田 明洋; 宮越 博幸; 林 謙二; 西村 元彦; 上出 英樹; 菱田 公一

JNC TN9400 99-072, 70 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-072.pdf:7.29MB

高速炉の自然循環崩壊熱除去時において、上部プレナムに浸漬された崩壊熱除去用の炉内冷却器(Direct Heat Exchanger,以下DHX)から流出する低温のナトリウムが炉心燃料集合体ラッパー管の間に形成されたギャップ部に流入し、燃料集合体をラッパー管の外側から冷却する現象{インターラッパーフロー(IWF)}が注目されている。これまでに7体の集合体により炉心を部分的に模擬したナトリウム試験体によりその温度場の特性を中心に明らかにしてきた。本研究では、炉心全体でのIWFの流動特性に着目し、径方向反射体を含めて炉心を模擬した水流動試験装置TRIF(Test Rig for Inter-wrapper Flow)を用いて可視化を中心とする試験を実施した。試験体の模擬ラッパー管は、透明アクリル、透明ガラスヒーター等の部材で構成されており、六角断面のラッパー管に挟まれた複雑な流路をもつIWFに対して、流況可視化による流速計測技術の適用が可能となっている。IWFに対して大きな影響を及ぼすと考えられるラッパー管同士のクリアランスを確保するためのパッド形状は、本報では「常陽」やPHENIXで採用されているボタン型とした体系を対象として、温度分布測定、流況可視化を行った。また、上部プレナムと炉心槽とをつなぐ流路などを設け、炉心周りの形状をパラメータとした。本実験により、IWFのフローパターンを明らかにすると共に、流れの可視化画像処理による速度分布の定量化を行った。また、ボタン型スペーサーパッドの体系ではパッド部を通り抜ける流れが支配的となり、炉心槽内の温度分布に対して、炉心周辺の幾何形状パラメータの変更による顕著な影響はないことが明らかとなった。IWFに関する解析手法の検証として流体の体積占有率と障害物(ここではラッパー管)から受ける流動抵抗を用いて複雑な流れを模擬するポーラスボディモデルを用いた多次元熱流動解析の適用性を評価した。解析は、実験のフローパターンを再現すると共に、温度分布についても予測可能であることが確認できた。

高速炉の自然循環崩壊熱除去時の冷却系統間相互作用に関する研究; 一次元ネットワークコードを用いた解析手法の検討

木村 暢之; 西村 元彦; 桃井 一光; 林 謙二; 上出 英樹

PNC TN9410 97-046, 69 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-046.pdf:2.89MB

高速炉の信頼性、安全性を向上させるために、固有の性質を利用することが重要である。そこで、ポンプ等の動的機器に依存しない自然循環により崩壊熱を除去することが考えられている。特に、DRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用した場合、炉内冷却器からの低温ナトリウムが集合体間ギャップへ潜り込むインターラッパーフロー(IWF)現象が炉心槽内で発生し得る。また、崩壊熱除去系、二次主冷却系等の冷却系統間での熱的相互作用が、一次主冷却系自然循環流量へ影響を与え、それに伴い、炉心部熱流動挙動も変化すると考えられる。そこで、当室では、自然循環時のシステム間相互作用の影響を把握することを目的として、DRACSおよびPRACS(Primary Reactor Auxiliary Cooling System)を模擬しているPLANDTL-DHX試験装置を用いた試験を実施し、炉心部熱流動現象に与える崩壊熱除去系および二次主冷却系の運転条件の影響を検討してきた。本報では、定常自然循環時の熱流動現象について、一次元ネットワークコードLEDHERを用い、IWFに相当する流路とラッパー管との熱伝達を考慮した解析モデルを作成し、解析手法の妥当性を評価した。解析は、IWFを考慮したモデルと、IWFを考慮しないモデルを作成し、一次主冷却系自然循環流量と炉心部熱流動現象について試験と解析の比較を行った。PRACSおよび中間熱交換器にて除熱したケースでは、IWFが発生しておらず、両モデルとも自然循環流量、炉心部温度分布および各機器(PRACS用冷却コイル、中間熱交換器)の出入口温度をほぼ模擬できた。DRACSにて除熱したケースにおいて、IWFを考慮しないモデルは、自然循環流量が実験よりも12%程度大きくなり、集合体間ギャップ温度分布も実験で見られた中性子遮蔽体領域での温度低下を模擬することが出来なかった。一方、IWFを考慮したモデルでは、自然循環流量は実験と比較し、3%以内の差で一致し、集合体間ギャップ等の炉内温度分布も模擬することが出来た。集合体間ギャップの温度分布が解析と実験で一致していることから、流動場についても本解析は、ほぼ実験を模擬できていると判断される。DRACSにて除熱したケースのIWFによる除熱の寄与は、模擬炉心出力が実機定格2%の時、IWFを考慮したモデルと考慮しないモデルでの集合体内流体の温度差から、模擬炉心出力の36%程度であることがわかった。

高速炉の自然循環崩壊熱除去時の冷却系統間相互作用に関する研究; 崩壊熱除去方式および2次主冷却系自然循環の影響

林 謙二; 桃井 一光; 西村 元彦; 上出 英樹

PNC TN9410 97-045, 68 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-045.pdf:2.91MB

高速炉の自然循環崩壊熱除去時では、1次主冷却系の温度分布が自然循環ヘッドを介して炉心通過流量と相互に影響を及ぼし合う関係にある。このとき、1次主冷却系の温度分布は崩壊熱除去系、2次主冷却系による除熱の影響をうけるため、1次主冷却系の自然循環状態は各系統の自然循環状態と密接な関係にある。このような各冷却系統間の相互作用を明らかにするためにナトリウム試験装置であるプラント過渡応答試験施設を用いた定常自然循環試験を実施した。試験は中心に1体、その周囲に6体の計7体の模擬燃料集合体を炉心部として有する試験体を用い、大型炉の定格比2%相当の炉心発熱条件で1次主冷却系に自然循環を発生させ、崩壊熱除去系の型式および2次主冷却系の運転条件をパラメータとして実施した。本試験により、炉容器上部プレナム内に冷却器を有するDRACSを崩壊熱除去系として用いる体系について以下の点を明らかにした。DRACSと2次主冷却系での自然循環を模擬し、これらを併用して除熱した場合には、DRACSの除熱分担が多いほど上部プレナムに負の自然循環ヘッドが形成され、1次主冷却系の自然循環流量が少なくなる。したがって実機評価において2次系の状態を考慮することが必須となる。DRACSと炉心との間では、DRACSで冷却された上部プレナム内低温ナトリウムが集合体間ギャップ領域を対流するインターラッパーフローが生じる。インターラッパーフローは集合体の上部遮蔽体領域で顕著な除熱効果を有する。中心集合体の発熱部に対するインターラッパーフローの直接的除熱効果は小さいが、除熱量の大きい周辺集合体との間で生じる集合体間流量再配分を介して最高温度を抑制することを確認した。IHXの上部に冷却コイルを有するPRACSを崩壊熱除去系として用いる体系では、IHX全体が低温となり自然循環ヘッドが大きくなるため、炉心通過流量は2次主冷却系のみで除熱する場合よりも約10%、DRACSのみで除熱する場合よりも約20%多くなることがわかった。