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Khatib-Rahbar, M.*; Barrachin, M.*; Denning, R.*; Gabor, J.*; Gauntt, R.*; Herranz, L. E.*; Hobbins, R.*; Jacquemain, D.*; 丸山 結; Metcalf, J.*; et al.
NUREG/CR-7282, ERI/NRC 21-204 (Internet), 160 Pages, 2021/04
The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) is preparing to accept anticipated licensing applications for the commercial use of accident tolerant fuel (ATF) in commercial nuclear power plants in the United States. It is the objective of the NRC to evaluate the effects of ATF designs on severe accident behavior, and to determine potential changes to the NRC severe accident analysis computer codes that would simulate plant conditions using ATFs commensurate with the accuracy in accident analyses involving conventional fuels. This report documents the development of Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRTs) for near-term ATFs under severe accident conditions in light water reactors (LWRs). The PIRTs were developed by a panel of experts for various near-term ATF design concepts (i.e., FeCrAl cladding, zirconium alloy cladding coated with chromium, and Cr
O
dopants in uranium dioxide fuels) in addition to the impacts from fuel enrichment and burnup. Panel members also considered the severe accident implications of the longer-term ATF concepts. The main figures-of-merit considered in this ranking process are the amount of fission products released into the containment and the quantity of combustible gases generated during an accident. Special focus is given to whether existing severe accident codes and models would be sufficient as applied to LWRs employing these fuels, and whether additional experimental studies or model development would be warranted.
廃炉国際共同研究センター; 京都大学*
JAEA-Review 2019-036, 65 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-036.pdf:4.46MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法」について取りまとめたものである。電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)は、前段にガス増幅型位置検出器を用いて電子の3次元飛跡を測定することにより、従来型のコンプトンカメラの分解能を大幅に向上する技術として、これまで宇宙観測用として開発し医療への応用も進めて来た。本研究では、医療用に開発したETCCをもとに、現場での操作性を重視した軽ETCCを試作し、フィールド試験により実用性を評価する。
足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一
JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850
C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
LiFシンチレータ,MSGCガス検出器の開発中村 龍也; 片桐 政樹; 山岸 秀志; 田中 浩基; 坂佐井 馨; 曽山 和彦
波紋, 15(1), p.67 - 73, 2005/01
本報では原研で開発を進めている高位置分解能二次元ZnS/LiFシンチレータ及びMSGCガス検出器に焦点を絞りこれまでの研究開発成果及び今後の展開について述べた。ZnS/LiFシンチレータ検出器の開発においては中性子有感シンチレータ/波長シフトファイバ構造の試作検出器により0.6, 0.7mm(各x,y)の位置分解能を有することを確認した。また、ガス検出器開発では独自開発した個別読み出し型検出器システムの動作確認をMWPC素子を用いて行った結果、本システムが位置分解能0.9, 1.4mm(各x,y),良好なn/
弁別能を有することを確認した。
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：6 パーセンタイル：40.63(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/
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/ CORSOR-Mモデルの使用を提案する。
菊地 正光; 滝 光成; 久米 悦雄; 小林 秀雄*; 山田 稔穂*; 山口 武憲
JAERI-Data/Code 2004-006, 146 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-006.pdf:6.87MB
東海研究所においては、放射性物質の排気排水管理を必要とする約40の施設が存在している。これら施設における放射性物質の排気排水にかかわる管理は、法令等に基づき施設ごとに実施しているが、国等への報告では、施設ごとに行われている測定結果を取りまとめ、東海研究所として報告を行う必要がある。そのため、排気排水にかかわるデータベースを作成してデータの一元管理を行うとともに、国等への報告に必要となる基礎的資料を作成する本システムを開発した。
西沢 匡人*; 茅野 政道
大気環境学会誌, 39(1), p.31 - 42, 2004/01
大気化学物質の動態を詳細にシミュレートするために、メソスケール気象モデルと結合した大気化学物質の輸送モデルを開発し、三宅島雄山からの火山ガスの大気拡散に適用した。このモデルは、気象場の計算のためにPSU/NCAR MM5を使用し、MM5に大気化学物質の移流,拡散,化学反応,沈着過程を追加したものである。本論文では、2000年8, 9月の関東,中部,関西地方における三宅島火山ガスの挙動と気象条件との関連、及び二酸化硫黄(SO)濃度分布に対する三宅島火山ガスの影響を調べた。結合モデルによって得られた結果を観測値と比較したところ、モデルは気象場,三宅島火山ガスの到達による地上SO濃度の上昇,硫酸イオンの湿性沈着量をおおむね再現することができた。また、三宅島火山ガスの本州本土への輸送において、日本周辺に位置していた低気圧,台風,前線,移動性高気圧といった総観規模の気象現象が重要な役割を果たしていることが明らかになった。さらに、SO濃度分布に対する三宅島火山ガスの影響は計算領域全体にわたって見られた。
小嶋 拓治
応用物理, 72(4), p.405 - 414, 2003/04
ダイオキシン類を始めとして、ガスや水中に極微量含まれる環境汚染物の高度処理技術が重要となっている。ここでは、このような低濃度の環境汚染物質の酸化・分解・無害化に特長がある電子ビーム法について、基礎的研究,処理技術の開発、及び実用化例を紹介する。火力発電所排煙中の硫黄酸化物及び窒素酸化物の除去,換気ガス中揮発性有機化合物及びごみ燃焼排煙中のダイオキシン類の分解,上水及び排水の浄化,汚泥処理などについて述べる。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
古野 朗子; 永井 晴康; 梅山 信昭; 茅野 政道
大気環境学会誌, 37(1), p.23 - 34, 2002/01
平成12年7月に噴火した三宅島雄山は大量の火山ガスを放出し続けており、これに起因するSO濃度上昇が東北から関西までの広い範囲で報告されている。本論文では、東海、関東地区を対象とした定常的な大気拡散予測を行うとともに、昨年10月から12月までの環境測定値との比較によって信頼性を検証した。さらに秋季の中部地方へのSOの移流メカニズムの考察、三宅島からのSO放出量推定を行った。拡散予測は、大気力学モデルによる気象場計算と粒子拡散モデルによる大気中濃度計算の組み合わせで行った。その結果、全般的に精度の高い実時間予測ができ、実時間予測システムとしての有用性が実証された。また、詳細計算を行うためには、降雨洗浄の効果を計算に含めることが重要であることがわかった。予測計算の結果とモニタリングデータの比較から推定した放出量は、2~5万t/dayであり、三宅島のSO放出量測定値と矛盾しない結果となった。濃度上昇は、主に日本を覆っていた移動性高気圧が中心を日本の東海上に移し、気圧の谷が近づきつつあるパターンで発生した。平成12年10月下旬から11月上旬までの期間において高濃度出現が相次いだのは、この時期としては異常に太平洋高気圧の勢力が強く、日本付近が停滞前線や低気圧の影響を受けやすかったことに対応していると考えられる。
大石 哲也; 吉田 真; 三枝 純; 本多 哲太郎*; 高橋 幸嗣*; 桑原 均*
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.203 - 208, 2001/03
ゲルマニウム検出器型ガスモニタの校正法について検討を行った。放射性ガスを用いた校正の場合、ガスモニタのピーク検出効率は精度良く決定できる。しかし、校正に適用できるガスの種類は少ない。そこで、この限られた検出効率データからより信頼できる検出効率曲線を得るために、マルチガンマ標準点数源を用いた補間法を適用した。またこの点線源を一箇所に設置して行う簡易校正法の可能性についても検討した。その結果、実ガス校正により求めた検出効率は、補間法により求めた検出効率曲線と誤差内でよく一致した。簡易校正法により求めた検出効率曲線は、実ガス校正の検出効率と誤差4%以内で一致することが明らかとなった。
吉田 真; 山本 敏生*; Wu, Y.*; 新谷 徹*; 瓜谷 章*; 森 千鶴夫*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 330, p.158 - 164, 1993/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.94(Instruments & Instrumentation)放射性ガスの放射能を長軸比例計数管内拡散法により直接測定を行なう研究をした。この方法は、比例計数管に放射性ガスを封入して放射能絶対測定をする上で問題となる端効果を除く方法としてきわめて有効である。この測定の際必要な基礎データを
Arの計数管内挙動をモニタリングすることにより収集し評価した。その結果、十分な精度で放射能の決定が行なえることがわかった。また、端効果とともに重要な補正である壁効果についても実験及び計算により評価した。
C species in gaseous waste遠藤 章; 松井 智明*; 大貫 孝哉; 松野 見爾; 片桐 浩
Health Physics, 62(4), p.319 - 327, 1992/04
被引用回数：3 パーセンタイル：35.31(Environmental Sciences)ICRP、1977年勧告を受けて改正された放射線障害防止法の告示別表では、気体及び液体廃棄物中の核種の濃度限度がその化学形ごとに定められている。Cの濃度限度は化学形の違いにより3桁も異なるため、RI製造施設や原子炉施設などでは、排気中のCについて化学形を特定して濃度を評価する必要性が生じた。そこでCの化学形を弁別する排気モニタリング装置を開発した。この装置では、分析対象とする空気試料を捕集容器に採取し、その中に含まれている炭素化合物をパラジウム添着活性炭の充填してあるトラップで濃縮したあと、ラジオガスクロマトグラフで分析することにより、化学形と濃度の評価を行う。各種の特性試験の結果、本装置によりCの化学形の弁別モニタリングが可能であることを確認できた。
阪井 英次; 中谷 秀夫*; 竜山 千栄*; 武田 文雄*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 35(1), p.85 - 88, 1988/01
被引用回数：22 パーセンタイル：86.33(Engineering, Electrical & Electronic)ブリッジマン法で成長させた結晶から剥離した50~150
m厚の板に種々の金属フィルム(金、アルミ、インジュウム、インジュウム+水銀、銀、スズ)電極を蒸着して製作したガリウムセレン(GaSe)検出器を試験した。
南 賢太郎; 吉田 芳和
日本原子力学会誌, 29(7), p.656 - 663, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子炉事故の場合、高濃度の混合放射性希ガスの測定を行うための排気筒ガスモニタは環境での照射線量率に直接比例する指示値を与えることが望ましい。新しい方式の排気筒ガスモニタは放出源側で限定された空間にエネルギ特性の平坦な検出器とエネルギ特性を有する検出器を設置し、ここへ放射性希ガスを流し環境における照射線量率を容易に評価できるようにしたものである。エネルギ特性の平坦な検出器はAr高圧封入電離箱で製作し、エネルギ特性を有する検出器はXe高圧封入電離箱で製作した。これらの検出器の信号を用いて放出混合放射性希ガスの4
照射線量率と線平均エネルギを測定することにより環境における照射線量率を直接的に表現できる排気筒ガスモニタを作ることができる。この新しい方式は緊急時用排気筒ガスモニタに最も適している。
小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 湊 和生; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 87-020, 79 Pages, 1987/02
ル-ズな状態の被覆燃料粒子及び燃料コンパクトを、それぞれ、75F4Aおよび75F5Aの2本のガススィ-プキャプセルに装荷し、JMTRのBe第1層領域孔で4サイクル(約80日)照射した。75F4Aキャプセル試料は初期3サイクルの間、貫通破損率が0であったので、最外層汚染ウランからのFPガス放出挙動についての知見が得られた。同キャプセルでは最高温度1500C、燃焼率2.2%FIMAに達したが、照射後貫通破損率は3
10
にすぎなかった。また、75F5Aキャプセルでは最高1600C、燃焼率1.6%FIMAに対して、照射後貫通破損率は510であった。同キャプセル試料の照射後SiC層破損率は、照射前に比べて有意な増加を示さなかった。他に、熱分解炭素の照射効果、SiC層のパラジウム腐食、金属FP放出割合、燃料コンパクトの寸法変化等について、デ-タが得られた。
小川 徹; 福田 幸朔; 小林 紀昭; 菊池 輝男; 飛田 勉; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; 山本 克宗
JAERI-M 86-146, 21 Pages, 1986/10
スィ-プガス照射燃料コンパクトについて、短年減期希ガス・ヨウ素の放出率(R/B)デ-タを整理した。代表核種として
Krを選び、R/Bを貫通破損割合(製造時露出ウラン率、照射後酸浸出率)および温度の関数として求める経験式を提出した。その他の希ガス拡種のR/Bについては、KrのR/Bに対する比として求める方法を採った。また、ヨウ素のR/Bを予測する方法を提出した。これらの方法に従って、OGL-1燃料体(5次,6次)のR/Bを予測した結果、実測値との良い一致が得られた。
福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 84-054, 65 Pages, 1984/03
本報告は、原研で最初のスイープガスキャプセルによる照射試験に関するものである。照射試験の目的は、照射下におけるFPガス放出の測定により、破覆粒子の照射健全性を調べることであり、またスイープガスキャプセル(74F-9J)に装荷した破覆粒子は、48,49年度に予備設計仕様にもとづいて試作されたものであり、これらはルーズな状態で照射された。照射中には、装荷破覆粒子からのFPガス放出率を測定し、放出率より破覆粒子破損率の推定を行うとともに、照射後試験で、外観検査、X線ラジオグラフィ、酸漏出などにより破覆粒子破損率を求めた。また、キャプセル内で破覆粒子を保持していた黒鉛ホルダーには金属FPガスが吸着しており、このガンマ線測定から、
Cs放出率を求めた。
飯嶋 敏哲; 山口 勇吉; 本間 俊充; 日高 昭秀; 宮永 一郎
IAEA-CN-42/289, p.499 - 508, 1983/00
わが国において稼動中及び建設中のBWR(17基)及びPWR(15基)から放出される放射性気体廃棄物による国民線量を推定した。推定にあたり、希ガス、ヨウ素の年間放出量には安全審査で見積られた値を使用、トリチウム,炭素-14の放出量は国連科学委員会の基準化放出量を基に想定した。また粒子状放射性物質の放出も考慮した。重要と考えられるすべての被曝経路について求めた国民線量は、多くの仮定を用いているが1000man・rem/yを下回る。そのほとんどは希ガスの寄与である。この結果を基に、現在稼動中のLWRの放出実績から現実の国民占領を推定した。さらに今後建設が予定されているLWRによる国民線量の増加分を検討した。また国連科学委員会の推定結果と比較し、わが国の国民線量の特徴を論じた。
新井 英彦; 堀田 寛*
Journal of Chemical Physics, 75(6), p.2723 - 2729, 1981/00
被引用回数：1 パーセンタイル：7.19(Chemistry, Physical)大強度パルス電子線による水素、チッ素およびメタンの電離過程の数値解析とそれぞれの気体中でのパルス電子線の収束度の観測結果との比較に基づいて、パルス電子線による気体イオン化過程における分子特性の役割について検討した。その結果、電場による電離周波数の小さい気体ほど、あるいは、二次電子の減速効果が大きく、かつ、イオン化ポテンシャルの高い気体ほど、パルス電子線照射によるイオン化度が低く、ビーム集束度は高いことが明らかとなった。
