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日高 昭秀
シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.85 - 88, 2021/05
日本原子力学会の「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会は、最近、活動内容を取りまとめた。著者はその委員として、シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動に係る解析コード、FP挙動モデルの節において、燃料からの放射性物質放出モデルの概要と、燃料から放出された後の放射性物質の化学形態について執筆した。また、福島第一原子力発電所事故解析から得られた現行の放射性物質挙動モデルの技術課題として、以下の3点((1)大気拡散コードと環境モニタリングデータから逆算した
I/
Cs比に基づく福島原発事故後期のI及びCs放出機構の推定、(2)福島原発事故後放射性テルル放出時間の推定及びそれらと個々のプラント事象との関係、(3)福島原子力発電所事故中に正門付近で観測された中性子源及び4号機水素爆発の誘因となった水素の追加発生 -高温炉心溶融物のクエンチ時に起こり得る事象からの類推-)について執筆した。
日高 昭秀
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/10
福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程では、1
4号機の原子炉建屋の地下に大量の汚染水が蓄積した。本研究では、新聞発表された情報を元に、3月下旬の汚染水中の放射性物質量を各号機の炉心内蔵量比で見積もった。その結果、各号機の建屋内汚染水中のI-131とCs-137の溶存量は、1号機が0.51%, 0.85%, 2号機が74%, 38%、3号機が26%, 18%となった。ヘンリーの法則によると、溶存したヨウ素のある割合は気液分配により気相中に移行する。福島事故の環境中へのヨウ素放出の推定に関して、これまでにMELCORのようなSA解析コードを用いる方法及び環境中モニタリングデータとSPEEDIコードから逆算する方法が用いられてきた。SPEEDI逆算は、3月26日頃まで有意な放出を予測したが、MELCORは計算される放出量低下に伴って3月17日頃に計算が終了した。検討の結果、3月17日26日の放出は、I
からI
への放射線分解とIの気液分配による地下汚染水からの放出で説明できる見通しを得た。このことから、福島事故解析にあたっては、格納容器内部からの放出のみを扱う現行のMELCORを改良し、原子炉建家等の汚染水からの放出も新たに考慮することが望まれる。
桜井 勉; 高橋 昭
JAERI-Review 97-002, 62 Pages, 1997/02
JAERI-Review-97-002.pdf:2.51MB
使用済燃料溶解時に発生する放射性ヨウ素は環境に漏洩し易く、有害なため、再処理プロセス内での厳重な管理が必要である。古くから多くの研究者により閉じ込め方法が研究されているが、再処理プロセス中のヨウ素の挙動を総合的に検討した報告書は極めて少ない。日本原子力研究所物理化学研究室の研究成果を含め基礎研究を総括し、再処理プロセス中のヨウ素の複雑な挙動を化学反応を用いて説明した。再処理施設からの最近の報告を紹介するとともに、これらを基礎研究結果と比較検討し、再処理プラント中のヨウ素の流れを考察した。
大畑 勉; 小野寺 淳一; 倉林 美積*; 長岡 鋭; 森田 重光*
原子力工業, 42(10), p.11 - 17, 1996/00
チェルノブイリ原子力発電所事故により環境中へ放出された放射性物質の、大気、土壌、水系、森林等における分布の現状、移行挙動に関する研究等について解説するとともに、原研とウクライナのチェルノブイリ国際研究センターとの研究協力の概要を紹介した。
桜井 勉; 出雲 三四六; 高橋 昭; 古牧 睦英
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.931 - 936, 1987/11
被引用回数：7 パーセンタイル：60.01(Nuclear Science & Technology)放射性ヨウ素処理技術開発の一環として、照射ウランを硝酸に溶解し核分裂生成物ヨウ素(
I)の挙動を調べた。溶解中に80~90%のヨウ素がオフガス中に揮発し、ゼオライトで効率良く捕集された。溶液中に残ったヨウ素はNOの吹き込み及びKIO
添加により一部が追い出された。四塩化炭素抽出法により、溶解液中残留ヨウ素の化学分析を行い、複数の化学種の存在を認めた。しかし、本法で同定不可能な化学種もあり今後の研究課題として残っている。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
石渡 名澄
JAERI-M 7982, 25 Pages, 1978/11
燃料棒中のペレットからプレナムに放出されたFPガス量を計算するため、計算コード「FPRM-1」を開発した。原子炉内水ループにおいて、プルトニウム利用燃料や開発途上の燃料の照射試験を行う準備のため、提出したコードにより、種々の燃料棒中に生成・蓄積するFPの予備計算を行った。炉内水ループにおいて人工欠陥穴付被覆管燃料棒より放出されたI-131の測定結果と提出したコードによる計算結果を比較したが、両者の値は良い一致を見た。
木谷 進; 高田 準一; 西尾 軍治; 白鳥 徹雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(11), p.717 - 721, 1975/11
被引用回数：3Na冷却型高速炉の災害解析において、Naの火災によるF.P.および
Naの大量放出が予想される。Naプール火災の場合、Na中の放射性ヨウ素の一部は酸化Naエアロゾルと共に気相中に移行する。しかし、ヨウ素の一部が揮発性化合物に変化するならば、その放射能はエアロゾルのように沈降、付着することなく空気中にととどまると考えられる。Na火災時に揮発性のヨウ素化合物が生成されるかどうかを研究するため、1mのステンレス鋼チャンバ内で実験が行なわれた。Iでラベルした1ppm相当のNa1が精製したNaと混合し、空気中で加熱され、燃焼させた。MayPackの測定から空気中に放出したヨウ素の大部分はエアロゾル状であった。しかし、その一部は長時間にわたりチャンバ内に浮遊し、ラジオガスクロマト分析から有機ヨウ素化合物であることが見出された。有機ヨウ素の生成率は軽水炉事故から得られたその値と類似していた。
天野 恕; 四方 英治; 井口 明; 出雲 三四六; 鈴木 恭平
JAERI 1232, 62 Pages, 1973/12
大量のI製造技術の開発は、最初照射した金属テルルの溶液からの抽出法および蒸留法に始まり、その後大量の照射したテルル酸、ポリメタテルルからIを蒸留回収する技術を確立した。この技術をもとにしてラジオアイソトソープ棟にI製造施設を建設し、1967年より1971年にかけて照射したポリメタテルル酸から60回の製造を行なった。この期間に大量のIを取扱う施設の運転、保守に貴重な経験が得られた。1970年なはJMTRで照射した二酸化テルルからIを製造する技術の開発が始めら、ここに確立した技術による従来のポリメタテルル酸法が置き換えられた。湿式法と平行して乾溜法によるIの製造法も研究され、照射した二酸化テルルからのI乾溜の機構の研究その他の化合物からの乾溜の可能性の研究等を行ない最後にTe
O
の組成を持つ化合物がIを迅速且つ定量的に放出する点で乾溜法用のターゲット物質として有用であることが確認された。
四方 英治
Journal of Nuclear Science and Technology, 7(9), p.481 - 483, 1970/09
抄録なし
日高 昭秀
no journal, ,
During the Fukushima Daiichi NPP accident, I-131 release could have occurred from a large amount of contaminated water in the basements of Units 2 and 3 reactor buildings because of the gas-liquid partition of I-131 and steam generation from the accumulated water by decay heat. The chemical form of certain fraction of released Cs could have been CsBO, which was formed by reaction of CsOH with the boron originated from the B
C absorbers. The chemical form could affect not only the Cs-137 source term but also the environmental transport behavior. Te-129m release behavior showed that the release from the containment vessel could be affected by the difference in failure location between the top or middle height of drywell without pool and the bottom of suppression pool where the pool scrubbing is expected. These findings have never been considered in most of the existing severe accident codes such as MELCOR that have been developed based on the findings of the TMI-2 accident.
