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田代 信介; 内山 軍蔵; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄
Nuclear Technology, 190(2), p.207 - 213, 2015/05
被引用回数：8 パーセンタイル：51.03(Nuclear Science & Technology)沸騰事故条件下の高レベル濃縮廃液(HALW)からの放射性物質の放出挙動を調べた。非放射性物質からなる模擬HALWを用いた実験から、Ruは事故条件では揮発性化合物となり、ガスとミストの両方の状態で放出されることがわかった。また、沸騰条件下での模擬HALWからのRu放出速度と見かけのRuの揮発速度定数が得られた。一方、Csのような他のFP元素は不揮発であり、ミストの状態で放出されることがわかった。反応容器内の模擬HALWの表面近傍におけるミスト径分布を測定した結果、ミスト径の範囲は0.05から20
mの範囲であり、約2mをピークとした分布であることがわかった。
Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G
ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*
NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12
The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.
燃料安全研究室
JAERI-Conf 2001-010, 303 Pages, 2001/09
JAERI-Conf-2001-010.pdf:59.22MB
2000年11月13及び14日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、第24回NSRRテクニカルレビュー会議を開催した。本会議の目的は、原研におけるNSRR計画及び軽水炉燃料の安全性研究で得た最近の進捗を報告し議論を行うことである。会議では、通常運転時、反応度事故(RIA)時及び冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動、シビアアクシデント時のFP放出挙動に関連し、海外機関からの5件を含む21件の研究成果が報告され議論された。会議は、今後の研究展開を図るうえで、また研究協力を推進する上で非常に有用であった。本報告集は、発表された研究成果をまとめたものである。
杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*
日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。
杉本 純
Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.462 - 477, 1996/00
日本におけるシビアアクシデント研究はTMI-2事故を契機に開始され、チェルノブイル事故によりさらに加速された。シビアアクシデント研究では、安全余裕の確認、リスクの定量化、及びアクシデントマネージメントの有効性評価を目的としている。原研では、炉心損傷進展、FP挙動、格納容器挙動、及びアクシデントマネージメントに関する巾広い実験と解析を実施している。原子力機構では、シビアアクシデント時の影響緩和に関連した格納容器健全性とPSAに関する研究を実施している。さらに産業界においても、アクシデントマネージメントの有効性に関する実験及び解析を実施している。本報告では、これら日本のシビアアクシデント研究について、現象論的に不確実性の大きい課題を中心に現状を紹介している。
Y.-H.Heo*; 柳澤 和章
JAERI-M 92-195, 19 Pages, 1992/12
本報は、反応度事故(RIA)条件下における予備照射済軽水炉型燃料棒について計算値及び実測値による比較並びに応力解析の結果をまとめたものである。計算には、RIA条件における高燃焼度燃料棒ふるまいを模擬できる計算コードFPRETAINを使用した。実験には、Special Power Excursion Reactor Test(SPERT)及びPower Burst Facility(PBF)からのデータを使用した。比較結果によれば、FPRETAINはRIA時の燃料ふるまいをよく予測する傾向にあった。応力解析の結果によれば、燃料被覆管の最大円周応力は燃料に付加された発熱量に比例して増加しないことが分かった。高燃焼度領域で破損した燃料棒に生じた被覆最大円周応力計算値は、非破損であった未照射燃料棒や低燃焼度燃料棒のそれらと比較して、低くなかった。
山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Nuclear Science & Technology)炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留している
Iの挙動を調べるために水中のI濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中のI濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後Iの半減期で減少した。I濃度測定結果を数学的に解析し、水中のI濃度変化、および水中のI量と系の壁面に付着しているI量との関係を表わす式を導いた。
岩本 多實
日本原子力学会誌, 15(2), p.86 - 101, 1973/02
被引用回数：0我が国では、近年高温ガス炉に対する関心が核エネルギーの効率的利用と環境対策の面から注目されている。本稿は、この炉に用いられる被覆粒子燃料について紹介するとともに、この燃料の性質と照射挙動を中心に最近の研究状況をまとめた。
