A Numerical simulation method to evaluate heat transfer of fuel debris in air cooling by JUPITER, 2; Validation of porous model for natural convective heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10

Various types of cooling of fuel debris such as reduction in the amount of water injection, intermittent injection water and air cooling are considered for contaminated water management in the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS). As a method for estimating the thermal behavior of fuel debris in the preliminary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi NPS, JAEA develops a method for estimating the thermal behavior in the air cooling, including the influence of the position, heat generation, and the porosity of fuel debris by JUPITER added a porous model. In order to validate the natural convective heat transfer analysis with porous bodies by the JUPITER added the porous model, the heat transfer and the flow visualization experiments of air natural convection with a porous body was performed in this study. The temperature distributions of the heat transfer surface, the natural convection area and the porous body were measured with thermocouples. In addition, the flow visualization was performed by a particle image velocimetry (PIV). We compared the temperature and flow results between the experiment and the numerical analysis. The temperature distributions at the central axis were generally agreed on the condition without the porous body. As for with the porous body, the tendency to increase the temperature inside the porous body was reproduced as in the analysis, but quantitative differences were observed. For the flow distribution of the test vessel, flow along the experimental vessel wall to form a vortex was observed in the experiment. On the other hand, an upward flow occurred from the center of the heating surface, and the flow was separated by the ceiling to form two vortices in the numerical analysis. The difference between the analysis and the experiment indicates that discussions for various thermal conductivity models to porous bodies is necessary.

Modelling the effect of mechanical remediation on dose rates above radiocesium contaminated land

Malins, A.; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦

Remediation Measures for Radioactively Contaminated Areas, p.259 - 272, 2019/00

https://doi.org/10.1007/978-3-319-73398-2_12

Mechanical strategies for remediating radiocesium contaminated soils, e.g. at farms, schoolyards, gardens or parks, lower air dose rates in one of two characteristic ways. The first is to physically remove radiocesium from the environment, for example by stripping topsoil and sending it for disposal. The second is to redistribute the radiocesium deeper within the ground, e.g. by mixing the topsoil or switching the positions of different soil layers, in order that soil attenuates radiocesium gamma rays before they reach the surface. The amount that air dose rates reduce because of remediation can be calculated using radiation transport methods. This chapter summarizes modelling results for the effect of topsoil removal (with and without recovering with a clean soil layer), topsoil mixing, and soil layer interchange on dose rates. Using measurements of the depth profile of Cs and Cs activity in soil at un-remediated sites across North East Japan, the potential effectiveness of remediation work was estimated considering remediation to different soil depths and different time lags after the accident. The results show that remediation performance would have been essentially constant irrespective of the time at which it was undertaken in the initial five year period following the fallout.

Atmospheric modeling of Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

https://doi.org/10.1029/2017JD028230

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出されたCsの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算されたCs沈着量の高い場所はCsプルームの経路と一致していたが、大気中Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

Development of a long-range atmospheric transport model for nuclear emergency and its application to the Chernobyl nuclear accident

寺田 宏明; 茅野 政道

Proceedings of 2nd International Conference on Radioactivity in the Environment, p.15 - 18, 2005/10

原子力緊急時において放射性物質の大気拡散のリアルタイム予測を行う計算モデルは非常に有用である。発表者らはこれまで緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIとその世界版WSPEEDIを開発してきた。従来のWSPEEDIは質量保存風速場モデルWSYNOPと粒子拡散モデルGEARNから構成されていた。WSYNOPは診断型モデルであり気象場を予測することは不可能であるため、予測精度及び解像度が入力気象データに依存し、また鉛直拡散及び降雨沈着過程の詳細な考慮が不可能であった。これを改良するために大気力学モデルMM5を導入した。この改良版WSPEEDIを1986年に発生したチェルノブイリ原子力事故に適用し、数値モデルの予測性能の検証を行った。CASE-1:ヨーロッパ全域を含む広域計算と、CASE-2:広域とチェルノブイリ周辺域での2領域ネスティング計算の2ケースの計算を行った。CASE-1の計算結果よりCsの大気中濃度と地表沈着量を水平分布図及び統計解析で測定データと比較した結果、ヨーロッパスケールでの輸送の挙動をよく予測できていた。CASE-2の計算では、領域ネスティング計算によりCASE-1の広域計算では計算不可能であった詳細な沈着量分布を予測することができた。

1-MW pulse Spallation Neutron Source(JSNS) of J-PARC

池田 裕二郎

Neutron News, 16(1), p.20 - 24, 2005/01

https://doi.org/10.1080/10448630500454189

本稿ではJ-PARC計画で中性子利用施設として建設される1-MWパルス核破砕中性子源について全体概要を示した。ターゲット,モデレータ,反射体,遮蔽などの主要機器の概念を明らかにし、最新の設計現状を述べる。また、特にターゲットの寿命推定において深刻な影響を与えると考えられる、水銀ターゲット中で生ずるピッティングに関する技術課題について言及する。

Model testing using data on Cs from Chernobyl fallout in the Iput River catchment area of Russia

Thiessen, K. M.*; Sazykina, T. G.*; Apostoaei, A. I.*; Balonov, M. I.*; Crawford, J.*; Domel, R.*; Fesenko, S.*; Filistovic, V.*; Galeriu, D.*; 本間 俊充; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 84(2), p.225 - 244, 2005/00

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2004.10.016

チェルノブイリ事故以後に収集されたデータは、陸域や水系の汚染に関する計算モデルの信頼性を検証するユニークな機会を提供した。IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、イプト河シナリオが採用され、多数の被ばく経路が関係する評価モデルの検証に用いられた。チェルノブイリの北東約200kmに位置するイプト河流域の農耕地帯は、ロシアで最も汚染した地域の一つで、単位平方kmあたり平均800kBq、局所的には1500kBqのCsに汚染され、この地域で実行されたさまざまな防護対策をモデル化する必要があった。淡水魚,きのこ類などの摂取を含むさまざまな経路に対して、事故後10年にわたるデータがモデル検証に利用できた。参加機関の最終結果に多くは、ファクター2から3で測定値との一致を見た。計算を実行するうえで困難な点は、局所汚染を考慮したデータの平均化,Csの土壌深部への移行と可給態の同定,防護対策のモデル化であった。モデル予測の正確さは、少なくとも入力情報を解釈する解析者の経験や判断,パラメータ値の選択,不確かさの取り扱いに依存する。

Physics and numerical methods of OPTMAN; A Coupled-channels method based on soft-rotator model for a description of collective nuclear structure and excitations

Soukhovitskij, E. Sh.*; Morogovskij, G. B.*; 千葉 敏; 岩本 修; 深堀 智生

JAERI-Data/Code 2004-002, 32 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-002.pdf:1.43MB

軟回転体模型ハミルトニアンに基づくチャンネル結合光学模型によって原子核の集団励起構造と反応断面積を記述する計算コードOPTMANにおける最新の理論と数値計算アルゴリズムの解説を行う。本研究は、国際科学技術センター(ISTCモスクワ)のプロジェクトB-521として、日本のサポートの下で行われている。本プロジェクトによりOPTMANにおける数値計算アルゴリズムは完全に改訂され、またユーザーフレンドリーなインターフェースが設けられた。

Construction of river transfer models for MOGRA

林 寛子*; 松岡 俊吾*; 高橋 知之*; 天野 光

JAERI-Conf 2003-010, p.122 - 130, 2003/09

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2003-010.pdf

陸域挙動予測モデル-MOGRAのための河川移行モデルとして、2つの動的コンパートメントモデルの比較解析を行った。1つは存在形態が1成分のモデル、もう1つは存在形態が溶存態及び懸濁態の2成分モデルである。モデルパラメータは、実際に久慈川等で観測された値を用い、流域がCs-137で汚染されたと仮定した。2つのモデルによる解析結果は、河床へのCs-137の沈降速度が小さい場合は差が見いだされなかったが、沈降速度が大きい場合には、結果に明らかな差が生じた。

Applicability of a model predicting iodine-129 profile in a silver nitrate silica-gel column for dissolver off-gas treatment of fuel reprocessing

峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 萩谷 弘通*; 内山 軍蔵

Separation Science and Technology, 38(9), p.1981 - 2001, 2003/05

https://doi.org/10.1081/SS-120020130

銀シリカゲル(以下Ag-Sと略)カラム内のヨウ素-129分布を予測する数学モデルの適用性を44,000MWdtまでの燃焼度の使用済燃料の溶解時に発生する実際のオフガスを用い検討した。モデルによって予測されたヨウ素-129の分布は実験で得られた分布とよく一致した。このモデルは使用済燃料溶解時のオフガス処理のため423Kで運転されるAg-Sカラムにおけるヨウ素分布予測に有効であることが示唆された。また、この予測で用いた有効拡散係数やラングミュア係数の値は、オフガス中のNO濃度が1%程度まで使用可能であると考えられた。

黒鉛減速炉における中性子照射黒鉛の炭素14(共同研究)

藤井 貴美夫; 松尾 秀人*

JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB

日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。