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Cs occurring near the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant太田 雅和; 高原 省五; 吉村 和也; 長久保 梓; 廣内 淳; 林 奈穂; 阿部 智久; 舟木 泰智; 永井 晴康
Journal of Environmental Radioactivity, 264, p.107198_1 - 107198_15, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所(FDNPP)事故時に環境中に放出され、陸面に沈着した放射性核種について、大気中に再浮遊したCsの吸引は現在における主要な被ばく経路の一つである。再浮遊では、風による土壌粒子の巻き上げが主なメカニズムとされてきた。一方、FDNPP事故後の研究から、帰宅困難区域(DRZ)などの農村部においては、真菌類による胞子放出が大気中Cs濃度に影響を及ぼす可能性が示唆されてきた。本研究は、土壌粒子および真菌類胞子としてのCs再浮遊を計算するモデルを開発し、これをDRZ内に適用することで、これら再浮遊過程の大気中濃度への影響評価を試みた。モデル計算の結果から、土壌粒子の再浮遊は冬から春に観測された大気中Csの主要因となったものの、夏から秋に観測された高濃度を再現できないことが示された。真菌類からの胞子状Csの放出を考慮することで、この夏から秋の高濃度事象は概ねモデルで再現された。解析結果から、真菌類胞子へのCsの蓄積と、農村部に特徴づけられる高い胞子放出率が夏から秋の大気中Csに寄与している可能性が見出された。DRZ内には依然として未除染の森林が存在しているため、この真菌類胞子の大気中Csへの寄与は今後将来も継続する可能性がある。
高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。
石崎 梓; 中西 千佳*; 田窪 一也*; 宗像 雅広
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
In case of a nuclear facility accident, inhabitants living around the nuclear facility generally evacuate further area to prevent radiation exposure. However, people who are unable to move immediately from inhabited areas are supposed to evacuate in local sheltering facilities. Therefore, such facilities have to have enough radiation protection capability for inhabitant's evacuation by equipping a strong construction to shield radiation and a positive pressure ventilation equipment with radioactive materials removal filters to decrease internal exposure. In Japan, such facilities are selected among local public facilities and also these facilities are almost built with wood construction, steel construction and reinforced concrete structure. In addition, facility characteristic, such as floor area, window area, airtightness, positive ventilation performance and so on, are different. To select appropriate facilities to use as sheltering facilities, an evaluation method of radiation protection capability of each facility is necessary. In our study, we focused on air-ventilation and developed an evaluation method of radiation protection capability of internal exposure by inhalation in facilities with positive pressure ventilation equipment. Then, we evaluate radiation protection capabilities of some facilities with various characteristics under various climate conditions. To simulate inflow of radioactive materials, we constructed a compartment model and use computational fluid dynamics analysis. From our evaluation results, it was cleared the relationship between an outdoor wind velocity and a necessary differential pressure to keep positive pressure, and the relationship between internal exposure dose and airtightness.
石崎 梓; 普天間 章; 田窪 一也*; 中西 千佳*; 宗像 雅広
JAEA-Data/Code 2018-022, 20 Pages, 2019/03
JAEA-Data-Code-2018-022.pdf:2.05MB
原子力災害発生時に、被ばく線量を低減するための手段として、屋内退避施設や家屋等の建屋への避難をする場合がある。被ばく線量をどの程度低減することができるかを評価するためには、避難対象施設を構成している建築材料の遮蔽能力を把握しておく必要がある。そこで、国内にて現在、建屋を建築する際に使用されている主な建築材料について、3種類のエネルギーの光子(X線及びガンマ線)照射試験を実施し、各建築材料の光子透過率を取得、整理した。その結果、木構造や鉄骨構造で多く使用されている複合壁や屋根の遮蔽性能が比較的低いことがわかった。また、複合壁や屋根に使用する材質が異なることによって、遮蔽性能が変化する結果となった。例えば、複合壁の場合、外壁が窯業系サイディング材の場合と比較すると、軽量コンクリートの場合では、透過率が低くなった。さらに、遮蔽性能が比較的低い建築材料については、遮蔽性能を強化するための追加対策として、遮蔽材を付加した場合の光子透過率についても測定を行い、その結果を取りまとめた。
島田 太郎; 田窪 一也*; 武田 聖司; 山口 徹治
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.183 - 187, 2018/11
福島第一原子力発電所の燃料デブリを格納容器から回収した後、地層処分相当の処分場に埋設する際に、燃料デブリはウランのインベントリも多く、
U濃縮度が2%を超えるため、処分場から溶出したウランが天然バリア内のある地点に集積し、臨界となる可能性が懸念される。本研究では、まずその可能性のある条件を抽出するため、処分場及び天然バリアにおける溶解度、地下水流速などの条件を変化させた1次元核種移行の解析を基に移行経路上のウラン沈殿量を保守的に評価した。その結果、還元性環境が維持される通常の処分環境下では移行経路上で臨界質量を超えるウランが沈殿することはないことが示された。ただし、表層付近の酸化性地下水の流入によって処分場が酸化性に変化する場合では、地質媒体中の酸化から還元に変化するフロントで臨界質量を上回るウランが沈殿する可能性が示唆された。次に、この臨界の可能性が懸念される条件に対し、より現実的に処分場の空間レイアウトを考慮した核種移行解析、臨界評価を行った。その結果、処分場のサイズ条件に基づくウラン集積サイズは臨界となり得る集積サイズよりも広範囲に広がり、天然バリア内において臨界に到する可能性を排除できることが示された。
梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 蒲沢 和也*; 池内 和彦*; 飯田 一樹*; 石角 元志*; 村井 直樹; 吉良 弘*; 中谷 健; et al.
Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012030_1 - 012030_6, 2018/06
被引用回数：3 パーセンタイル：88.67(Nuclear Science & Technology)4SEASONS is a medium-resolution thermal neutron chopper spectrometer in the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at J-PARC. Although 4SEASONS is routinely used for many experiments by internal and external users, upgrading and maintenance work is still underway. This paper reviews the recent improvements of the instrument.
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
島田 太郎; 武田 聖司; 酒井 隆太郎*; 田窪 一也; 田中 忠夫
MRS Advances (Internet), 1(61), p.4081 - 4086, 2016/00
地層処分のサイト選定においては、火山噴火の直接的な影響を避けるため、既存の火山から十分な離隔をとることが求められている。しかしながら、既存火山からの離隔があっても将来の新規火山活動が発生する可能性を排除できない地域があり、回避しきれない不確かさが残る。そこで、仮に火山噴火が発生した場合の影響の程度を把握し、回避すべき期間のめやすを検討するため、新規火山活動の噴火様式を考慮した2つのシナリオに基づき被ばく線量評価を行った。ひとつは火道が処分坑道を直撃して噴火し、大気中に移流拡散後、地表に堆積した放射性物質を含む火山灰上で生活するシナリオであり、住民の被ばく線量は1000年後に噴火が生じた場合でも1mSv/yを超えない結果となった。もう一つは、メラピ式火砕流に伴い火口付近の地表への露出したむきだしの廃棄体に火山調査者などの公衆が放射性廃棄物の存在を知らずに一時的に接近するシナリオである。その公衆に対する線量率が1mSv/hを下回るには、Sn-126などの長寿命核種の影響で10万年程度の期間を要する結果となり、地表へ露出する廃棄体へ接近するシナリオの影響が大きいことを明らかにした。
中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08
被引用回数：19 パーセンタイル：82.55(Materials Science, Multidisciplinary)A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 
10
m
and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.
中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to 
3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H
emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.
鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.493 - 513, 2014/04
被引用回数：76 パーセンタイル：98.87(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の最も有望な概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉(JSFR)を選定した。JSFRの設計基準外事象に対する安全設計要求は、過酷事故の防止、及び事故影響の緩和である。特に、事故影響の緩和に関しては、仮想的な炉心損傷事故(CDA)を炉容器内に格納すること(IVR)が求められている。これらの安全設計要求の充足性を検討するためにCDAシナリオを構築し、その中で出力逸走の排除と損傷炉心物質の炉容器内冷却の成立性を評価してIVRが達成されることを示さなければならない。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的なダイアグラムを用いて摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を試験データと計算シミュレーションに基づいて評価した。これは、CDAシナリオを構築する上で前例のないアプローチであり、IVRの失敗要因と設計方策の有効性を客観的に評価する上で非常に有効な手法である。本研究から、原子炉容器の機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVR達成に向けた明確な見通しを得ることができた。
大釜 和也; 大木 繁夫; 杉野 和輝; 大久保 努
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.558 - 567, 2014/04
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)新たな核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットを用い、高除染MOXおよび高MA含有燃料を装荷した750MWe出力のナトリウム冷却高速増殖炉の炉心特性を評価した。この炉心特性を、従来より高速炉炉心設計に使用しているADJ2000Rに基づき評価した炉心特性と比較し、両者による違いを分析した。両炉定数セットにおける重要な核種・反応の核データの違いに起因する炉心特性への影響につき、燃焼感度分析により分析した。JENDL-4.0を高速炉設計に適用することにより、ADJ2000Rによる評価結果よりも増殖比,燃焼反応度,制御反応度収支が改善することがわかった。これは、両炉定数セットのU-238およびPu-239の捕獲反応断面積の差のためであることがわかった。また、両炉定数セットにより評価したナトリウムボイド反応度の差は1%以下だった。感度分析の結果、ADJ2000Rに比較して、JENDL-4.0の評価結果では、ナトリウムの弾性散乱断面積、U-238の非弾性散乱断面積および
-averageの差に起因するナトリウムボイド反応度増加への寄与が生じるが、この増加への寄与は、Pu-239の捕獲反応断面積、鉄の非弾性散乱断面積およびAm-241の捕獲反応断面積の差によるナトリウムボイド反応度減少への寄与により相殺されることがわかった。
-type Si at room temperature仕幸 英治*; 安藤 和也*; 久保 和樹*; 齊藤 英治; 新庄 輝也*; 白石 誠司*
Physical Review Letters, 110(12), p.127201_1 - 127201_5, 2013/03
被引用回数：153 パーセンタイル：97.35(Physics, Multidisciplinary)室温環境で、純スピン流を-型Si中に流しスピン流源から離れた場所で純スピン流を観測することに成功した。強磁性共鳴と
-
相互作用を通じて-型Si/NiFe界面にスピン蓄積を発生させ、このスピン蓄積から生じる純スピン流を-型Si上の離れた箇所に蒸着したPd線中の逆スピンHall効果によって観測した。これにより、室温環境において-型Siで純スピン流輸送が可能であることが示された。
久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。
大釜 和也; 大木 繁夫; 大久保 努
JAEA-Conf 2012-001, p.21 - 26, 2012/07
The core characteristics of a sodium-cooled Fast Breeder Reactor (FBR) with 750 MWe output were evaluated by using the fast reactor cross section set JFS-3-J4.0, which was generated by the new Japanese nuclear data library JENDL-4.0. The core characteristics were compared with those obtained by using the former fast reactor cross section set JFS-3-J3.3 in order to investigate differences between the both results. Effects on the core characteristics caused by differences in cross sections of important reactions and nuclides in the cross section sets were analyzed.
佐藤 一憲; 飛田 吉春; 小西 賢介; 神山 健司; 豊岡 淳一; 中井 良大; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vassiliev, Y. S.*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.556 - 566, 2011/03
JSFR設計においては炉心崩壊事故における厳しい再臨界事象を排除することにより炉心物質の炉容器内保持を確実にすることとしている。本設計では起因過程における冷却材ボイド化による過大な反応度挿入を抑制するために最大ボイド反応度などの設計パラメータを適切に選定するとともに、CDAの主要課題であった全炉心規模の溶融燃料プール形成のリスクを集合体内部ダクトを導入することにより排除するものとしている。これらの設計方策の有効性をこれまでに得た試験データ及びこれらによって検証された解析モデルによる評価に基づきレビューした。この結果、現JSFR設計により厳しい出力バースト事象は排除できると判断された。
小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 237(22), p.2165 - 2174, 2007/11
被引用回数：42 パーセンタイル：92.58(Nuclear Science & Technology)FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう高い熱流束存在の結果として生じていることがわかった。試験の結果は、溶融燃料の流出経路を通じた流出が早期に開始することを示唆しており、これは再臨界問題排除シナリオを構築するうえで有利な特性である。
