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永井 晴康; 寺田 宏明; 茅野 政道
天気, 48(4), p.11 - 14, 2001/04
SPEEDIとWSPEEDIを基盤に、さまざまな環境汚染に対応することを目的に推進している環境中物質循環予測研究の一環として、8月28日に関東西部を中心に発生した異臭騒ぎと三宅島噴火との関連を、コンピュータシミュレーションにより詳細に解析した。その結果、28日未明から明け方にかけて三宅島から放出されたSO
等の火山性ガスが、夜間の安定した南風に乗って高濃度のまま関東地方の上空に達し、その後日中の強い日差しによる大気混合により一部で急激に地上に下降して内陸に運ばれたことがわかった。また計算結果と測定結果の比較から、SOの放出量は数千から1万トン程度であったと推定した。
松永 武
原安協だより, (177), p.8 - 14, 2000/08
チェルノブイリ原子力発電所周辺の高度汚染地域(立ち入り制限区域)における汚染の現状を報告する。本報告では、これまでに現地で行われた研究成果を集大成した図書及び日本原子力研究所とウクライナの研究機関との間で行われた国際研究協力に基づいて得られた結果を資料としている。環境への放出量、立ち入り制限区域内の汚染状況、同区域外への放射性核種の移動について述べる。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会関西支部第75期定時総会講演会講演論文集, p.13_11 - 13_12, 2000/00
核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress-of-Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss-of-VAcuum event)が起こった場合の熱流動挙動を数値解析的に調べ、熱流動安全性に関する予測精度の向上を図った。ICE事象解析ではTRAC-PF1コードを使って国際熱核融合実験炉(ITER-FDR)の二相流解析を行い、侵入水量と圧力上昇速度の関係及びサプレッションタンクの凝縮特性と圧力上昇抑制効果の関係を明らかにした。LOVA事象解析では固気混相流解析を行って真空破断時の核融合炉内の放射化ダストの飛散挙動を解析し、破断位置と外部に放出されるダスト量の関係を初めて定量的に評価した。
北端 秀行*; 茅野 政道
JAERI-Data/Code 99-012, 47 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-012.pdf:2.82MB
国内のモニタリングポストの複数で異常を検出し、国内のサイトから事故の通報がないような場合には、国外からの放射能の流入が考えられる。このような緊急時に備え、モニタリングと拡散計算から、ブラックボックスである放出地点や放出量を、精度良く、かつ迅速に推定できる新たな手法の開発を行った。この方法は、従来的な逆流跡線解析手法ではなく、想定される複数の放出条件(放出地点、放出開始時間、放出継続時間)の組合せについて、実際に並列計算機で拡散計算を実行する。そしてその結果から、観測値と統計解析によって最も一致度の高い放出条件を推定するというものである。なお、本システムは原研の世界版緊急時線量予測システムWSPEEDIをベースに開発を行った。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 福島 征夫; 大川 浩; 吉田 広; 猿田 徹; 飛田 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.957 - 965, 1992/10
高温ガス炉から放出される希ガスFPの検出器としてワイヤプレシピテータを用いたリアルタイムで高感度な燃料破損検出法を開発した。正常燃料と燃料破損状態とを区別するプレシピテータ弁別計数を原子炉運転条件(原子炉出力、燃料温度等)に対応してリアルタイムで変化させ微小な燃料破損(5
10
以下のR/B)の検出を可能とした。弁別計数は診断方程式によって求めたバックグラウンド計数に許容誤差を加えることによって求めた。診断方程式は希ガスFPの放出量を予測する状態方程式、一次冷却系内の希ガスFP量を計算するガス循環方程式及びプレシピテータの検出効率を求める応答方程式から構成した。本検出方法をJMTRのガススイープキャプセル及びOGL-1を用いた照射実験によって評価した。この結果、診断方程式を用いてリアルタイムでバックグラウンド計数を20%の誤差で推定できた。
佐藤 寿人; 川又 博; 蛭町 秀; 廣田 栄雄; 磯前 裕一*
PNC TN8410 91-237, 31 Pages, 1991/09
プルトニウム燃料施設では、プルトニウムの環境への影響の評価のため、排気口出口での核燃料物質の年間放出量を算出する必要があるが、この計算過程で、移行率を用いる。しかし、この移行率のバックデータについては、各施設の運転実績からのデータがあるのみでグローブボックス内での移行率試験は行われていなかったため、PuO2粉末を収納する粉末容器の開口面積、グローブボックスの換気回数をパラメータとする移行率試験を行うことにした。本試験により次のような知見を得た。1)移行率I〔発生したPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合〕及び移行率II〔粉末容器内のPuO2粉末重量に対してPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合(通常呼ばれている移行率)〕は、粉末容器の開口面積が増加するにしたがって増加する。2)グローブボックスの通常の換気回数(3
14回/h)の範囲では、移行率I及び移行率IIは、換気回数の影響よりグローブボックス内の気流状態の影響を受ける傾向がある。3)本試験における移行率I及び移行率IIの最大は前者が0.56、後者が1.310-5であった。なお、このときの試験条件はPuO2粉末重量:1490g、粉末攪拌時間:5分間、粉末容器開口面積100cm2、グローブボックス換気回数:3回/hであった。
曽根 和穂; 西堂 雅博; 山田 礼司; 大塚 英男
Journal of Nuclear Materials, 76-77, p.240 - 246, 1978/00
被引用回数：14多結晶モリブデン試料の表面を100-400keVのエネルギーのヘリウムイオンで110
ions/cm
まで衝撃し表面の浸食の様子を調べた。用いた試料は電解研磨した平滑な面を有するものと、微細加工技術で多条溝構造を有するものである。多条溝の幅は3~6
m、深さは2~3m程度である。多条溝構造を有する表面では表面の浸食が十分に低減化できるのに対し、平滑面ではブリスタリングによる浸食が激しい。この低減化へのクライテリオンを実験で実証した。またヘリウムの再放出量を上記の各試料について測定し、表面浸食の抑制のメカニズムとの関係で論じた。また同時にスパッタリング収率の低減にも役立つことを実験で確かめた。
平川 直弘
JAERI-M 5095, 110 Pages, 1973/02
高速炉の炉心溶融解体事故解析のために多領域を取扱う2次元コードMARSを作成しいくつかの問題に適用した。第2章においてJankusの方法、Nicholsonの方法、AX-1コード、Weak Explosionコードの従来用いられて来た方法を典型的な炉心、出力平担化炉心、高密度炉心に適用し、解析法相互間の比較を行ない、本コードに用いるペき近似法について検討する。第3章ではMARSコードの特色を述べ、これをフェルミ炉金属炉心中心部の溶融事故解析に適用する。次に解析法を実験と比較するためKIWI-TNT実験の解析を行ない、エネルギー放出量が実験値(8.810J)に対し約10%低い程度で評価出来ることを示す。第4章ではMARSコードを用いてフェルミ炉酸化物炉心の解析を行なう。ここでは炉心の溶融領域をパラメータとして比較を行なうと共に、初期出力、状態方程式等の影響等について検討する。
Xeの放出量に関する検討古野 朗子; 小田 哲三; 永井 晴康
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故で大気中に放出された放射性物質の移行挙動は、福島第一原子力発電所を含む数百1000km領域においては明らかになってきている一方、半球規模における移行挙動に関しては定量的には再現できていない。本研究では、広域シミュレーションの課題であった粒子数不足を大規模並列計算により改善し、日本領域全球まで一貫した移行挙動解析および放出源情報推定を目的としている。今回は、検証の前提となるXeの放出量の未解明部分についての考察を行った。過去の研究では、Xeの推定放出量として(1)炉内解析による推定放出量、(2)大気拡散逆解析およびCTBTの測定データによる推定放出量の2つが提唱されている。両者は、2号機および3号機事象に対応する放出量上昇の有無やタイミングに関して差異がある。そこで今回は、新たに(3)各号機炉心溶融後最初の圧力低下(ベント)時全量放出およびI壊変分全量放出を仮定した放出量を設定し、CTBT測定データとの比較により妥当性を検証した。
永井 晴康; 堅田 元喜; 寺田 宏明; 茅野 政道
no journal, ,
原子力機構は、放射性物質の環境中移行を予測するシミュレーションシステムを開発している。初めに開発した緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIは、現在国の緊急時対応システムとして運用されている。SPEEDIの機能を拡張することにより開発した世界版SPEEDI(WSPEEDI)は、大気力学モデルMM5と粒子拡散モデルGEARNにより構成される。WSPEEDIは、福島第一原子力発電所事故による環境影響解析に適用されている。まず、放射性物質の大気放出量を、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションの結合解析により推定した。この放出量推定結果を用いて、局地域及び広域での拡散過程の解析を行った。放出量の推定結果は、国連科学委員会(UNSCEAR)による大気拡散解析及び被ばく線量評価にも活用されている。その後、新たに公開されたモニタリングデータと沈着過程を改良したWSPEEDIを用いて、放出量の再推定を行った。放出量の再推定結果を用いた改良版WSPEEDIのシミュレーションにより、局地と広域における
I及び
Csの沈着量分布を良好に再現した。
永井 晴康
no journal, ,
原子力機構では、環境モニタリングデータとWSPEEDIの大気拡散シミュレーションにより、福島第一原子力発電所事故による放射性物質の大気放出量推定と大気拡散解析を行ってきた。しかし、この放出量推定には不確実性があり、さらなる新規データの利用や解析手法の改良により改善する必要がある。そこで、環境モニタリングデータと炉内インベントリの
CsとCsの放射能比を比較することで、各原子炉における期間ごとの放出状況の推定を試みた。福島第一原子力発電所の1, 2, 3号機の炉内インベントリのCsとCsの放射能比が炉内で一様に分布すると仮定し、これらの環境放出と移行プロセスが同等であることから、沈着量測定における放射能比から、その地表汚染への各原子炉の寄与を評価した。この関係とWSPEEDIの大気拡散シミュレーション結果を比較することにより、放出量が増加した期間について放出に寄与した原子炉を推定した。本推定結果から、福島県東部の高汚染地域は、2011年3月15日の2号機と3号機からの放出によるものであり、岩手県と宮城県の県境及び霞ヶ浦周辺での汚染は、3月20から21日の3号機及び2号機からの放出が原因と示唆された。
寺田 宏明; 永井 晴康
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故に際し、環境動態研究グループでは様々な事故対応活動を実施してきた。特に、事故後早期から、緊急時環境線量情報予測システムSPEEDI及びその世界版WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションと環境モニタリングを組み合わせることで、大気中への放射性物質の放出量の推移を推定してきた。その後増加する環境モニタリング値やモデル改良に伴い放出量推定値を改訂してきたが、新たな取り組みとして、環境データに基づく解析と炉内事故進展解析との融合解析を進めている。放出量推定値は、旧原子力安全委員会、世界保健機関WHO、及び国連科学委員会UNSCEAR等、国内外での被ばく評価で利用されてきた。近年、WSPEEDIの大気拡散シミュレーションにより再構築した放射性核種の大気中濃度及び地表沈着量の時間空間分布が、住民の行動パターンと組み合わせた被ばく評価に活用されている。本発表では、これら一連の活動、最近の新たな取組み、及び今後の展開について述べる。
永井 晴康; 寺田 宏明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故による環境影響や公衆の被ばく線量を評価する上で、放射性物質の大気中への放出量と拡散状況を明らかにすることは重要である。日本原子力研究開発機構では、事故対応活動として事故後早期から、緊急時環境線量情報予測システムSPEEDI及びその世界版WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションと環境モニタリングを組み合わせることで、大気中への放射性物質の放出量の時間推移を推定してきた。この成果は国内外の機関による大気拡散解析や被ばく線量評価に利用されてきた。本報告では、これら一連の活動,最近の新たな取組み、及び今後の展開について述べる。
寺田 宏明
no journal, ,
原子力機構では、原子力緊急時対応システムとしてSPEEDIおよびWSPEEDIを開発し、さらに対象スケール・事象の拡張に向けて研究を進めている。大気拡散モデルの開発として、福島第一原子力発電所事故等への対応経験に基づき、任意の期間と放出条件の大気拡散計算結果を即座に取得可能な大気拡散データベース計算手法を開発し、原子力防災計画の事前検討への本手法の活用法の検討を進めている。大気拡散モデルの適用として、2011年の福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性物質の放出量推定及び大気拡散過程の再構築を、WSPEEDIを用いて実施した。また、環境省からの受託研究として、初期の内部被ばく線量の精緻化に向けて放射性物質の大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースの構築に取り組んでいる。さらに、再処理施設起源核種への適用研究として、六ケ所再処理施設起源Kr-85の広域拡散解析をWSPEEDIにより実施した。欧州再処理施設に関しては、I-129全球輸送モデルを開発し、六ケ所におけるI-129観測値を用いたモデルの妥当性の検証と、北半球I-129循環に対する欧州再処理施設の影響解析を実施した。
線画像から推定する手法開発,1; 研究の概要永井 晴康; 谷森 達*; 中山 浩成; 佐藤 大樹; 古田 禄大
no journal, ,
原子力機構では、放射性物質の大気拡散予測の信頼性を向上するための研究開発として、大気拡散計算と放射線計測を融合して大気放出された放射性核種の濃度分布と放出量を推定する手法の開発を進めている。この手法では、複数箇所で測定された線画像の組み合わせから大気中の放射性物質の核種ごとの濃度分布を一定の時間間隔で再構成するとともに、時間間隔ごとの濃度増加量から放出量も推定することを目指している。この手法により得られる放射性物質の放出量と放出地点近傍の濃度分布データを大気拡散計算に取り入れることで、より現実に近い大気拡散状況の予測が可能となる。本報告では、この研究の全体像を説明する。
寺田 宏明
no journal, ,
原子力機構では、緊急時大気拡散予測システムとしてSPEEDIおよびWSPEEDIを開発し、対象スケール拡張に向けて研究を進めている。WSPEEDIを福島第一原子力発電所事故に応用し、大気拡散計算と環境測定値の比較により放射性物質の大気放出量の推定と大気拡散過程の解析を実施してきた。予測システム高度化のため、任意条件の大気拡散計算結果を即座に取得可能な新たな計算手法を開発し、原子力防災計画の事前検討等への活用を進めている。全球域に対しては物理・化学過程を詳細に考慮したGEARN-FDMを開発している。I-129の全球大気拡散シミュレーションを実施し、六ヶ所村での観測値を用いたモデルの妥当性検証と、北半球I-129循環に対する欧州再処理施設起源I-129の寄与解析を実施した。局所域に対しては、建物や地形の影響を受けた気流場における拡散状況を高分解能で詳細に解析可能なLOHDIM-LESを開発している。風洞実験データによる基本性能の検証の後、さらに現実気象条件下の計算を可能とするため気象モデルとの結合による高度化を行い、都市域での野外拡散実験データによりその計算性能を実証した。
線画像から推定する手法開発,4; 推定手法の試作永井 晴康; 古田 禄大*; 佐藤 大樹; 中山 浩成
no journal, ,
原子力機構では、放射性物質の大気拡散予測の信頼性を向上するための研究開発として、大気拡散計算と放射線計測を融合して大気放出された放射性核種の濃度分布と放出量を推定する手法の開発を進めている。放射線計測技術としては、京都大学が新規開発した電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いる。ETCCにより得られる線の定量的画像(入射角度分布)は放射性核種ごとにその量と方向分布を特定できることから、複数箇所で測定された線画像の組み合わせから大気中の放射性物質の核種ごとの3次元濃度分布を一定の時間間隔(数分)で再構成するとともに、時間間隔ごとの濃度増加量から放出量も推定することを目指している。手法開発は、原子力機構が開発した高分解能大気拡散予測コードLOHDIM-LESと放射線輸送計算コードPHITSを活用し、シミュレーションベースで実施している。本発表では、線画像データから応答関数行列を逆解析し濃度分布を復元する手法の試作と試験結果を報告する。
永井 晴康
no journal, ,
原子力緊急時における大気拡散モデルの活用について、原子力機構の研究開発状況を紹介する。福島第一原子力発電所事故では、大気拡散モデルと環境データの融合解析により、放射性物質の放出量と環境汚染状況を解明し、解析結果が住民の被ばく線量評価に活用された。この経験に基づき、様々な気象条件や任意の放出源情報に対する予測結果を即座に取得でき、放出源情報推定や拡散方向の不確実性評価の機能を有するシステムを開発した。また、原子力施設の建物の影響を考慮した高分解能大気拡散計算と線量評価が可能なシステムを開発した。これらの結合により、オンサイトとオフサイトの連続的な拡散予測を目指している。
永井 晴康
no journal, ,
原子力緊急時における大気拡散モデルの活用について、原子力機構の研究開発状況を紹介する。福島第一原子力発電所事故では、大気拡散モデルと環境データの融合解析により、放射性物質の放出量と環境汚染状況を解明し、解析結果が住民の被ばく線量評価に活用された。この経験に基づき、様々な気象条件や任意の放出源情報に対する予測結果を即座に取得でき、放出源情報推定や拡散方向の不確実性評価の機能を有するシステムを開発した。また、原子力施設の建物の影響を考慮した高分解能大気拡散計算と線量評価が可能なシステムを開発した。これらの結合により、オンサイトとオフサイトの連続的な拡散予測を目指している。
