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報告書

平成29年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2018-016, 98 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-016.pdf:18.64MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2017年度は泊発電所, 柏崎刈羽原子力発電所および玄海原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

平成29年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2018-015, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-015.pdf:15.01MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成29年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発およびシステム化を行い、実際の測定結果に本手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数のGPS受信機用いて同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

報告書

平成28年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-035, 69 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-035.pdf:32.92MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2016年度は、大飯・高浜原子力発電所及び伊方原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果及び実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

平成28年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-034, 117 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-034.pdf:25.18MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成28年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果は、過去の測定結果からの線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発を行い、実際の測定結果に手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数の性能の異なったGPSを同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

報告書

平成27年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10

JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「安全研究とその成果の活用による原子力安全規制行政に対する技術的支援」(事後評価・事前評価)

工藤 保; 鬼沢 邦雄*; 中村 武彦

JAEA-Evaluation 2015-011, 209 Pages, 2015/11

JAEA-Evaluation-2015-011.pdf:10.36MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成26年9月29日に「安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年9月まで及び平成27年度以降の安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間及び次期中長期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された事後・事前評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。

報告書

平成24年度研究開発・評価報告書; 評価課題「安全研究とその成果の活用による原子力安全規制行政に対する技術的支援」(中間評価)

工藤 保; 鬼沢 邦雄; 中村 武彦

JAEA-Evaluation 2013-003, 253 Pages, 2014/02

JAEA-Evaluation-2013-003.pdf:30.6MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成24年12月11日に「安全研究」に関する中間評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成24年9月までの安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された中間評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。

論文

Releases of cesium and poorly volatile elements from UO$$_{2}$$ and MOX fuels under severe accident conditions

工藤 保; 木田 美津子; 中村 武彦; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(11), p.1421 - 1427, 2007/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.65(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画において、照射済のPWR-及びBWR-UO$$_{2}$$, ATR-MOX燃料をほぼ同一条件で試験した結果を報告する。1770K以下の燃料温度におけるセシウムの放出は、照射中の燃料内移行の違いに影響されることを示した。1770K以上でのセシウム、及び試験温度におけるウラン,プルトニウム,ストロンチウム,モリブデンの低揮発性元素の放出速度に関しては、燃料による違いは見られなかった。3130Kの温度においてプルトニウムの放出が増大したが、これは燃料の還元によるPu化合物の分圧上昇が原因と考えられる。ストロンチウムにおいても3130Kで放出が増大し、モリブデンに関しては2310K以上で放出が低くなった。これらは、ストロンチウム及びモリブデンの酸化物が還元して金属となったためと考えられる。

論文

Effects of fuel oxidation and dissolution on volatile fission product release under severe accident conditions

工藤 保; 木田 美津子; 中村 武彦; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(11), p.1428 - 1435, 2007/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.69(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント条件における高燃焼度燃料からの揮発性核分裂生成物の放出に関し、VEGA計画において水蒸気雰囲気下で実験を行った。不活性,水素及び水蒸気雰囲気での実験と比較することにより燃料の酸化及び溶融の核分裂生成物放出に及ぼす影響について調べた。水蒸気雰囲気では燃料の酸化によりセシウムとクリプトンの放出が増加した。しかしながら、溶融ジルカロイによる燃料の還元のため、ジルカロイの融点である約2030K以上の温度では放出増加は顕著ではなくなった。水素雰囲気では燃料は2300K以上で急激に溶融し、その結果セシウムの急激な放出増加が見られるが、水蒸気雰囲気では実験温度範囲内において急激な放出増加は示さなかった。水蒸気雰囲気では、溶融速度は水素雰囲気に比べておよそ1/1000になると評価した。

論文

Radionuclide release from fuel under severe accident conditions

工藤 保

Proceedings of 3rd Korea-Japan Joint Summer School (JSS-3) for Students and Young Researchers, p.203 - 210, 2007/08

TMI-2事故以後、燃料からの放射性物質放出に関して多くの実験データが得られた。しかしながら、これらデータは、大気圧,2900K以下の燃料温度で行われ、さらに、MOX燃料からの放射性物質放出や燃料の酸化と溶解の複合的な影響のデータは限られていた。そこで、VEGA計画では、0.1及び1.0MPaの圧力,3130Kまでの温度,UO$$_{2}$$及びMOX燃料の使用,不活性及び酸化雰囲気で実験が実施された。VEGA計画は、1.0MPaにおけるセシウムの放出は大気圧に比べて30%抑制されること、セシウムの放出速度は燃料の泡状化や溶融により2800K以上で加速することを示した。本報告ではおもに、UO$$_{2}$$及びMOX燃料からの放射性物質の放出、及び燃料の酸化と溶解の影響について記述する。

報告書

Summary of fuel safety research meeting 2005; March 2-3, 2005, Tokyo

更田 豊志; 中村 武彦; 永瀬 文久; 中村 仁一; 鈴木 元衛; 笹島 栄夫; 杉山 智之; 天谷 政樹; 工藤 保; 中頭 利則; et al.

JAEA-Review 2006-004, 226 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-004.pdf:34.43MB

3月2日(水)及び3日(木)の両日、東京の都市センターホテルにおいて「燃料安全研究国際会議2005(Fuel Safety Research Meeting 2005)」を開催した。本会議は、原子炉の安全性研究に関する最新の研究成果の発表と、専門家との情報交換及び討論を目的としている。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故時及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本要約集は、本会議の発表において使用された要旨及びOHPをまとめたものである。

論文

Enhancement of cesium release from fuel due to fuel oxidation and dissolution under severe accident conditions

工藤 保; 中村 武彦; 木田 美津子; 更田 豊志

Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 11 Pages, 2006/03

VEGA計画では、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出に関する研究を行っている。本計画において、VEGA-4実験は被覆管付きの燃料を用い、水蒸気雰囲気で実施した。燃料からの放射性物質放出は、被覆管なしの燃料を用いて不活性雰囲気で行ったVEGA-1実験に比べて放出速度は大きかった。水蒸気による燃料の酸化は重要な放出機構であることが知られており、揮発性放射性物質の放出を増加させる。加えて、VEGA-4実験では被覆管との相互作用による燃料溶融が見られた。燃料溶融も放射性物質放出に影響を及ぼす。本報告では、VEGA-4実験でのセシウム放出における燃料酸化と溶融の影響をモデルを用いて評価した結果について示す。

論文

Radionuclide releases from UO$$_{2}$$ and MOX fuel under severe accident conditions

木田 美津子; 工藤 保; 中村 武彦; 更田 豊志

Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 10 Pages, 2006/03

シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質の放射挙動を調べるVEGA計画において、照射済のPWR-UO$$_{2}$$, BWR-UO$$_{2}$$燃料及びATR-MOX燃料をほぼ同一条件で試験した結果を示す。

論文

VEGA; An Experimental study of radionuclides release from fuel under severe accident conditions

工藤 保; 日高 昭秀*; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.883 - 889, 2005/10

VEGA計画を、日本原子力研究所において実施している。本計画では、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出に関する実験及び数値計算による実験後解析を行っている。雰囲気圧力,燃料温度,不活性または水蒸気雰囲気及びMOXに関して放出に対する影響を研究した。これらの影響は、高温及び高圧を含む実験実施の困難さからこれまでほとんど研究されてこなかった。加圧下におけるCsの放出は、大気圧下に比べて低下した。UO$$_{2}$$の融点より低く、燃料が泡状化するような温度領域においてCsの放出が促進された。水蒸気雰囲気においては、He不活性雰囲気に比べてCs及びRuの放出が増加した。2800K以上においてPuの放出量が、それまでの温度に比べて約3桁増加した。

論文

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under high temperature at elevated pressure and influence on source terms

日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.33(Nuclear Science & Technology)

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO$$_{2}$$燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUO$$_{2}$$の場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UO$$_{2}$$とMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。

報告書

VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA-1及び-3実験解析

日高 昭秀*; 工藤 保; 木田 美津子; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-001, 67 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2005-001.pdf:3.38MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質の放出を調べるVEGA計画では、昇温中のFPの放出及び移行沈着を把握するため、それらを機構論的モデルに基づいて評価できるVICTORIA2.0コードを用いて実験解析を実施することにしている。本報では、同コードのVEGA実験解析への適用性を調べるため、試験後分析を全て終了しているVEGA-1及び-3実験について、Csを対象とした解析結果について記述する。VEGA-1実験のCs放出履歴から求めた結晶粒内拡散に関する相関式は、最高温度の異なるVEGA-3実験のCs放出割合を適切に再現した。この相関式をVICTORIA2.0コードに適用して実験装置配管内へのCs沈着分布を評価したところ、沈着量及びフィルタ捕集量を過少評価した。その原因は、同コードはFPを起源とするエアロゾルのみしか考慮しておらず、エアロゾル化を過小評価するためであった。そこで、FP以外の微粒子を凝縮核とした不均質核形成によるエアロゾル化と粒成長を考慮することにより、同コードはVEGA実験におけるCs沈着分布を適切に予測できることを示した。

論文

Proposal of simplified model of radionuclide release from fuel under severe accident conditions considering pressure effect

日高 昭秀; 工藤 保; 石神 努; 石川 淳; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1192 - 1203, 2004/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.89(Nuclear Science & Technology)

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験を行っている。そのうち、圧力影響を調べた実験において、1.0MPaでは0.1MPaに比べCs放出が約30%減少することを観測した。この現象は、結晶粒内拡散に加え開気孔中ガス拡散を考慮した2段階拡散モデルにより説明できることを明らかにした。しかしながら、このモデルは計算時間がかかり、確率論的安全評価等で使用する際は現実的でない。このため、2段階拡散モデルに基づき、燃料表面における開気孔中のガス拡散流束の圧力依存性1/($sqrt{P}$)を、放出率速度係数を与える従来のCORSOR-Mに乗じる簡易モデルを導出した。さらに、この簡易モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、BWRのTQUXシーケンスにおけるCsI放出を調べた所、格納容器が早期に破損する場合は、環境中放出割合がかえって増加する場合があることを明らかにした。今後、ソースターム計算において1/($sqrt{P}$) CORSOR-Mモデルの使用を提案する。

論文

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under severe accident conditions

日高 昭秀; 工藤 保; 更田 豊志

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.499 - 500, 2004/12

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験ではATRふげんで照射されたMOX燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温し、放射性物質の放出挙動を、$$gamma$$線計測,ICP-AES,$$alpha$$線計測により評価した。その結果、被ばく評価上、重要な核種であるセシウムがUO$$_{2}$$燃料よりも低温の1,000K前後から放出し始め、3,123Kでほぼ全放出となることが明らかになった。また、他の核種も含めた放出挙動について、UO$$_{2}$$燃料実験に基づくORNL-Boothモデルで評価した結果、2200K以下のCs放出は若干過小評価となるものの、ほぼ予測可能であることが明らかになった。U-235とPu-239の収率の差と、実験で得られた放出割合から予測されるUO$$_{2}$$燃料とMOX燃料からの放出量はほぼ同等であることから、原子炉のリスクに影響を与えるシビアアクシデント時のMOX燃料からの放射性物質放出挙動は、UO$$_{2}$$燃料の場合と比べてほとんど差が無いと考えられる。今後は、実験結果をもとに放出モデルを作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームへの影響を系統的に調べる。

報告書

放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP-AESを用いた元素分析

金沢 徹*; 日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Tech 2004-050, 53 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-050.pdf:4.35MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験では、放出量評価の一環として、実験後に装置配管を酸洗浄した溶液を$$gamma$$線計測し、燃料からの放出量と装置内への沈着量のマスバランスを求めている。しかしながら、照射後数年間冷却した燃料を用いた場合、短半減期核種や微量元素の定量化が不可能である。そこで、これらの放出及び移行評価を目的として、誘導結合プラズマ原子発光分光分析(ICP-AES)を用いて酸洗液中の元素分析を実施することにしている。分析に際しては、装置の汚染防止及び被曝量低減の観点から、主な$$gamma$$線源であるCsを事前に溶液から除去しておく必要がある。アンモニウムモリブドリン酸(AMP)を用いるイオン交換分離法について、分離試験を実施した結果、Csを99.9%以上分離できること、また、錯化剤を併用することによって、一旦分離されたSbも回収可能であることが明らかになった。また、AMP法でCs分離したVEGA-3実験の酸洗液を、ICP-AESにより試験的に元素分析した結果、U, Sr, Zrの定量化に成功した。今後、Cs分離法として沈殿分離法も併用しつつ、ICP-AESを用いて、放出,移行挙動を明らかにしてゆく予定である。

報告書

高温・高圧下におけるNSRR再照射燃料からの放射性物質放出挙動; VEGA-5実験の$$gamma$$線計測結果

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 金沢 徹; 木内 敏男; 上塚 寛

JAERI-Tech 2003-009, 30 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-009.pdf:1.73MB

原研では、原子炉のシビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質の放出機構解明とソースターム予測精度向上を目的としてVEGA計画を進めている。その第5回目のVEGA-5実験は、高圧のVEGA-2実験で観測された圧力効果の再現性を確認するとともに、短半減期放射性物質の放出挙動を調べることを目的とし、2002年1月に行った。試験燃料は、事前に研究炉(NSRR)で8時間、再照射した後、被覆管を取り除いた燃焼度47GWd/tU(約8.2年冷却)のPWR燃料ペレット2個(約10.9g)であり、1.0MPa,He不活性雰囲気条件で約2,900Kまで昇温した。実験では、高圧条件下におけるCsの放出抑制現象を再確認するとともに、これまでの再照射無しのVEGA実験では観測することができなかったRu-103,Ba-140等の短半減期核種の放出データを$$gamma$$線計測により取得した。

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