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佐藤 一憲
Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11
被引用回数：5 パーセンタイル：64.12(Nuclear Science & Technology)The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.
長尾 理那; 滑川 麻紀*; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-009, 139 Pages, 2021/06
JAEA-Technology-2021-009.pdf:13.96MB
日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性廃棄物のうち研究施設等廃棄物の埋設処分事業の実施主体となっている。低レベル放射性廃棄物を処分する方法としてコンクリートピット処分を検討している。コンクリートピット施設は、地下水位より深い場所に設計するため、地下水の流れとともに放射性核種が移行すると可能性があると考えられている。そのため、コンクリートピット処分施設の安全性を説明するために、地下水の流れやコンクリートピット施設からの浸出水量を調べる必要がある。そこで、本報告書では、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、充填覆土の透水係数やベントナイト混合土の設計等の施設の設計条件を変えた感度解析を実施し、コンクリートピット施設からの浸出水量を算出した。また、長期にわたる管理期間中に発生の可能性があるベントナイト混合土の劣化について考慮した評価も行うこととした。解析の結果、ベントナイト混合土が健全な場合、側部覆土の透水係数を低くすることにより浸出水量が減少していた。このことから、側部覆土の透水係数を低くすることによる浸出水量の低減が可能であることが示唆された。しかし、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じた場合、側部覆土の透水性を低くしても、浸出水量の大幅な低減は見られなかった。そのため、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じる可能性を考慮し、側部覆土のみではなく、コンクリートピット施設の上部の覆土についても透水性の低い覆土を充填することを検討する必要があると考えられる。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。
恵谷 玲央*; 片岡 隆浩*; 神崎 訓枝*; 迫田 晃弘; 田中 裕史; 石森 有; 光延 文裕*; 田口 勇仁*; 山岡 聖典*
Journal of Radiation Research, 58(5), p.614 - 625, 2017/05
被引用回数：13 パーセンタイル：56.41(Biology)ラドン(
Rn)ガスを用いたラドン療法は、ラドンガスの吸入とラドンを含む水の摂取の2種類の治療に分類される。温泉水の短期または長期の摂取は胃粘膜血流を増加させ、温泉水治療が慢性胃炎および胃潰瘍の治療に有効であることはわかっているが、粘膜障害に対するラドンの正確な影響やそのメカニズムは不明である。本研究では、マウスのエタノール誘導胃粘膜障害に対する温泉水摂取およびラドン吸入の抑制効果を検討した。マウスを用いて、ラドン2000Bq/m
を24時間吸入、または温泉水を2週間摂取させた。水中Rn濃度は、663Bq/l(供給開始時)から100Bq/l(供給終了時)の範囲にあった。その後、マウスに3種類の濃度のエタノールを経口投与させた。粘膜障害の指標である潰瘍指数(UI)は、エタノールの投与量に依存して増加した。しかし、ラドン吸入または温泉水による処理は、エタノールによるUIの上昇を抑制した。ラドン処理群と無処理対照群では抗酸化酵素の有意差は認められなかったが、ラドンまたは温泉水で事前処理したマウスの胃の過酸化脂質レベルは有意に低かった。これらの結果は、温泉水摂取とラドン吸入がエタノール誘導胃粘膜障害を抑制することを示唆している。
北村 康則*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.58(Nuclear Science & Technology)短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。
大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い
Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO
燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。
鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.223 - 224, 2005/09
PWR冷却材喪失事故(LOCA)時における運転員の的確なアクシデントマネジメント(AM)操作に必要な原子炉計装として、保有水量検出システムと炉心出口温度計(CET)を取り上げ、それらの特性に関する実験結果を述べる。原研のROSA-V/LSTF実験施設を使用した実験では原子炉底部小破断LOCAを模擬し、高圧注入系の不作動と蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入がある場合に、AM策の1つである2次系減圧の効果について明らかにした。その中で水位計3種による保有水量検出システムは、初期状態から炉心露出に至る過程で大部分の保有水変化を検出した。また炉心過熱条件を検出するためのCETの特性は、2次系減圧操作時の凝縮水流下により著しく阻害された。
Cao, X.; 須崎 武則; 久語 輝彦; 森 貴正
JAERI-Tech 2003-069, 36 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-069.pdf:3.77MB
燃料棒の貯蔵と輸送に関する臨界安全性の観点から、日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCAを用いて、水ホールの大きさ,水ギャップ幅,軽水対燃料体積比及び軽水減速材の非一様配置の反応度への影響を評価する実験が行われている。本研究では、軽水減速材の体積比率と非一様配置の反応度への影響を水位反応度差法により評価するとともに、SRACコードを用いて解析評価した。実験値と解析値の持つ誤差、特に解析におけるエネルギー群モデルについて検討した。17群モデルを用いた拡散計算による解析結果は実験結果と最大数十セント以内で良い一致を示した。
奥野 浩; 秋山 秀夫*; 望月 弘樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.57 - 60, 2003/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.87(Nuclear Science & Technology)国際原子力機関(IAEA)の現行の放射性物質安全輸送規則を厳密に適用すると、低レベル廃棄物(LLW)ドラムが核分裂性物質として輸送することが要求される。この問題は、LLWドラム中のコンクリートの水分が重水素(D)を含み、その量が核分裂性物質質量の0.1%を超え、従ってLLW運搬物が核分裂性物質を含む輸送物に関する除外規定要求を満たさないことの帰結である。軽水素(
H)とDの中性子吸収断面積の相違に関する検討から、水素減速体系において天然水中のDの存在による中性子増倍率の相対的な増加が0.015%以下であることを示す。
U/H質量比5%のU金属と水の混合物において、無限中性子増倍率がD/H原子個数比に比例して増加し、D/H原子個数比0.015%に対して無限中性子増倍率の相対的な増加割合が0.03%未満であることを数値計算により確認する。除外規定にある核分裂性核種と水素の制限質量比5%が、天然水にDを含む水素減速体系にも適用可能であることを結論付ける。
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
武田 聖司; 島 茂樹; 木村 英雄; 松鶴 秀夫
JAERI-Research 95-069, 47 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-069.pdf:1.65MB
高レベル放射性廃棄物の処分サイトにおいて想定される地下水の化学特性に対し、地球化学コードEQ3/6により、U、Np、Seの溶解度と化学種の推定を行った。また、各研究機関の溶解度及び化学種に関する報告と解析結果の比較検討を行った。溶解度の解析から、人工バリア内において想定される地下水の化学特性の変化に対する各元素の溶解度特性を定量的に評価することができた。また、酸化雰囲気の中性あるいはアルカリ側の地下水において炭酸濃度の上昇がU、Npの溶解度の上昇をもたらし、炭酸濃度が溶解度に及ぼす影響の程度を把握することができた。化学種については、人工バリアにおける支配的な溶存化学種が推定でき、天然バリアでは還元雰囲気から酸化雰囲気に地下水特性が変化する間の溶存化学種の変化を予測することができた。
木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫
JAERI-Research 94-028, 50 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-028.pdf:2.3MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の一般的安全評価及び感度解析をGSRWコード及びDA手法に基づく自動感度解析手法を用いて行った。本手法で用いられた評価シナリオは、処分システムの性能が確率論的事象によって影響を受けないと仮定した通常シナリオに基づいている。感度解析の結果、処分場周辺の均質岩体に関するパラメータは、亀裂帯及び人工バリアに関するパラメータよりも、高い感度を有することがわかった。またこの感度解析手法により、処分場施設設計の最適化の基礎となる技術的な知見を得ることができる。使用済核燃料16000MTUに相当する高レベル廃棄物が埋設された概念処分場について安全評価を行った。その結果個人線量当量は、10
Svのオーダーであり、本評価で規定した処分条件が評価期間内で変化しないと仮定すれば、高レベル廃棄物の地層処分は可能であることがわかた。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-100, 197 Pages, 1984/06
本報告は、ROSA-III装置を用いたBWRのLOCA現象を模擬した小破断実験、RUN984の結果をまとめたものである。この実験の特徴は、米国で行われているFIST実験の小破断実験実験条件を一致させたところにあり、BWRを模擬する2つの異なる実験装置、即ちROSA-IIIとFISTの特性が小破断実験にどの様な影響を及ぼすかを調べることを目的としている。両実験結果の検討は現在進められている。本報は、この検討を前に、他の同様なROSA-III小破断実験RUN920とRUN922(それぞれ2%、5%破断)の結果とRUN984(2.8%破断)の結果を比較することにより、小破断実験に及ぼす主磁気隔離弁(MSIV)閉作動信号と自動源圧系(ADS)流量の影響等を明らかにしている。即ち、MSIV閉信号が遅い場合は圧力制御系が作動するが、炉心冷却には大きな影響はない。ADS流量が大きいと炉心冷却を促進する事がわかった。
岩村 公道; 刑部 真弘; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(9), p.743 - 751, 1983/00
被引用回数：6 パーセンタイル：60.89(Nuclear Science & Technology)本研究は、PWR-LOCA時、再冠水過程の熱流体挙動に、炉心の半径方向出力分布が与える影響を調べたものである。実炉においては、炉心周辺バンドルの出力が、中央バンドルに比べて著しく低い。このため、所謂、煙突効果によって、炉心中央の高出力バンドルの冷却が改善されることが期待される。従来の多くの再冠水実験は、小さな炉心で行われてきたため、実炉のような大きな炉心での半径方向出力分布の効果は、調べることができなかった。16
16配列のバンドル8体を一列に並べた炉心を持ち、半径方向出力分布を模擬できる平板炉心試験装置をつかって、強制注入再冠水試験を行った。この結果、次のことが明らかになった。(1)異なる半径方向出力分布でも、炉心内の実水位分布は平坦であった。(2)炉心全出力が同じ条件では、出力分布の強い試験ほど、最高出力バンドルの熱伝達率が促進された。(3)以上の原因に関しては、各バンドル間の横流れや、流れの再分配が主であると考えた。
and PuO-UO lattices鶴田 晴通; 小林 岩夫; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎
JAERI 1254, 38 Pages, 1978/02
2、6w/oUOおよび3、0w/oPUO-天然UO燃料を用いた約250炉心について、その臨界形状の実験値を示した。減速材は軽水であって、単位格子内の水対燃料体積比は、UO炉心については1、50から3、00、Pu0-UO炉心については2、42から5、55の範囲である。臨界形状は、室温から80
Cの温度範囲について直方体炉心の臨界に必要な燃料本数と水位との用いて決定された。PuO-UO燃料炉心において、
PuがAmに転換することによる炉心の反応度変化を3年間に渡って追跡した。水ギャップ付のUOおよびPu-UO燃料炉心および減速材中に液体ポイズンを含むUO燃料炉心の臨界形状も示してある。反応度温度計系数、水位等反応度、反射体節約、中性子移動距離と無限増倍係数の比、および臨界バックリングなどの炉物理パラメータを、水ギャップや液体ポイズンの無い一様炉心の臨界形状に関連して示した。
横井 忍*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 山根 勇馬*; 西脇 良典*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*; 岩崎 晃久*; 池末 俊一*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、著者らは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、高速炉に適用する非線形スロッシング波高・荷重の評価手法の開発計画及び非線形スロッシング評価手法の概要について報告する。
池末 俊一*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、著者らは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、天井衝突荷重の精度向上を目的に非線形スロッシングを考慮した最大波高及び流速の簡易評価手法の研究成果について報告する。
