検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 80 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Source term analysis considering B$$_{4}$$C/steel interaction and oxidation during severe accidents

石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (B$$_{4}$$C) with steel and the B$$_{4}$$C oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the B$$_{4}$$C oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO$$_{2}$$) produced by the B$$_{4}$$C oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 使用済燃料および構造材の溶解速度評価

北村 暁; 近沢 孝弘*; 赤堀 邦晃*; 舘 幸男

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.55 - 72, 2016/06

わが国では、従前の高レベル放射性廃棄物の地層処分に加えて、使用済燃料を直接深地層中に処分する方策(以下、直接処分)など、代替処分オプションに関する調査・研究が開始されている。このことを受け、直接処分の安全評価に必要となるパラメータのうち、使用済燃料および構造材(ジルカロイ被覆管や制御棒など)の溶解速度の設定に資することを目的として、直接処分の安全評価を進めている欧米各国の設定値を一覧するとともに、設定根拠および不確実性評価について調査した。欧州各国は設定にあたって欧州委員会主催のプロジェクトの成果を踏まえていることから、その内容についても概説した。溶解速度設定の根拠となる実測値については、各国とも共通して用いられているものが多く、得られた設定値についても類似しているものが多く見受けられた。また、不確実性については定量的な評価が難しいことから、各国とも保守的にパラメータを設定している様子が見受けられた。以上の内容は、わが国の直接処分の安全評価における溶解速度の設定の基盤情報として有効である。

論文

放射性物質移行挙動

日高 昭秀

エネルギーレビュー, 35(9), p.20 - 24, 2015/09

原子炉が運転されると、核燃料物質であるウランやプルトニウムなどが核分裂して核分裂生成物が燃料棒中に蓄積される。炉心が溶融するようなシビアアクシデント時には、核分裂生成物を含む放射性物質が燃料から多量に放出され、原子炉冷却系内や格納容器内を移行し、格納容器が損傷または隔離機能が損なわれた場合には大気中へ放出される。放射性物質は、その間、壁などへの凝縮、重力沈降のような自然現象または格納容器スプレイのような工学的安全設備によって除去される。以上のような様々な過程を経て、環境中に放出される放射性物質の種類と量、放出のタイミングをソースタームと呼ぶ。放射性物質の移行・沈着挙動は、機構論的には、ガス状の放射性物質の付着/蒸発、エアロゾル状の放射性物質の沈着、エアロゾルの成長、工学的安全設備による放射性物質の除去に分類できる。本報では、シビアアクシデント時の放射性物質の移行・沈着挙動について概説する。

論文

Influence of boron vapor on transport behavior of deposited CsI during heating test simulating a BWR severe accident condition

佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一

Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06

沈着したCsIに対するホウ素の影響を確かめるために基礎的な試験を実施した。CsIを1323Kで蒸発させ、1023Kから423Kの温度に保持されたサンプリングパーツへ沈着させた。引き続き、1973KでB$$_{2}$$O$$_{3}$$を蒸発させ、沈着したCsIに作用させた。加熱試験後、サンプリングパーツをアルカリ溶液に浸漬させ、浸漬液に対してICP-MS分析を行った。その結果、850K以上に保持されているサンプリングパーツに沈着しているCsIはB$$_{2}$$O$$_{3}$$によって引き剥がされていることがわかった。この挙動について熱力学的に議論し、シビアアクシデント時におけるCs/I/B化学を検討した。

論文

Influence of boron vapor on transport behavior of deposited CsI during heating test simulating a BWR severe accident condition

佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一

Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.87(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時のCsとIの放出・移行挙動におけるBの影響を評価するために、沈着したCs/I化合物と蒸気/エアロゾルのB化合物の間の相互作用における基礎的な試験を実施した。Cs/I化合物及びB化合物としてそれぞれCsIとB$$_{2}$$O$$_{3}$$が使用された。温度423Kから1023Kに保持された温度勾配管(TGT)に沈着したCsIに蒸気/エアロゾルCsIがB$$_{2}$$O$$_{3}$$と反応させ、これによりCs/I沈着プロファイルがどのように変化するかを観察した。結果として、蒸気/エアロゾルCsIとB$$_{2}$$O$$_{3}$$は温度830Kから920Kに沈着したCsIの一部をはぎ取り、CsBO$$_{2}$$とI$$_{2}$$が生成したものと考えられる。加えて、ガス状I$$_{2}$$は温度530K-740Kの部分で再沈着したが、CsBO$$_{2}$$は沈着せず、サンプリング管とフィルタを通り抜けている可能性がある。これは、BはCsのキャリアにCsBO$$_{2}$$として影響し、Csをより温度の低い領域に移行させることを示していると考えられる。

論文

Influence of adsorption of molecular iodine onto aerosols on iodine source term in severe accident

石川 淳; 伊藤 裕人; 丸山 結

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

Two tests performed in the THAI-2 project of the OECD/NEA on the adsorption of molecular iodine onto chemically inactive and active aerosols were analyzed with ART code for analysis of transportation of radioactive materials during a severe accident in order mainly to estimate adsorption velocities of I$$_{2}$$ onto the aerosols. The results of the analysis for aerosol characteristics including airborne concentration and size distribution were reasonably agreed with the measured tendencies. The total surface areas of the aerosols, contributing to physisorption and chemisorption of I$$_{2}$$, were evaluated to be comparable with the surface area of the THAI test vessel wall. It was found that, giving the adsorption velocity onto aerosol at 10$$^{-5}$$ through 10$$^{-4}$$ m/s, the decreasing tendency in the airborne concentration of I$$_{2}$$ was well reproduced for the test with chemically inactive aerosol. The present analysis also indicated that the adsorption velocity in the test with chemically active aerosol was estimated to be larger than that in the test with chemically inactive aerosol by two orders.

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

報告書

VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA-1及び-3実験解析

日高 昭秀*; 工藤 保; 木田 美津子; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-001, 67 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2005-001.pdf:3.38MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質の放出を調べるVEGA計画では、昇温中のFPの放出及び移行沈着を把握するため、それらを機構論的モデルに基づいて評価できるVICTORIA2.0コードを用いて実験解析を実施することにしている。本報では、同コードのVEGA実験解析への適用性を調べるため、試験後分析を全て終了しているVEGA-1及び-3実験について、Csを対象とした解析結果について記述する。VEGA-1実験のCs放出履歴から求めた結晶粒内拡散に関する相関式は、最高温度の異なるVEGA-3実験のCs放出割合を適切に再現した。この相関式をVICTORIA2.0コードに適用して実験装置配管内へのCs沈着分布を評価したところ、沈着量及びフィルタ捕集量を過少評価した。その原因は、同コードはFPを起源とするエアロゾルのみしか考慮しておらず、エアロゾル化を過小評価するためであった。そこで、FP以外の微粒子を凝縮核とした不均質核形成によるエアロゾル化と粒成長を考慮することにより、同コードはVEGA実験におけるCs沈着分布を適切に予測できることを示した。

論文

軽水炉シビアアクシデント影響の更なる高精度予測を目指して

日高 昭秀

日本原子力学会誌, 45(8), p.493 - 496, 2003/08

軽水炉シビアアクシデント時の炉心状態を模擬するため、世界最高温度,圧力条件を達成する実験装置VEGAを設計,製作し、雰囲気圧力が照射済燃料からの放射性物質の放出挙動に及ぼす影響を初めて実験的に定量化した。また、その結果に基づいて、圧力の影響を説明するモデルを提案した。これらの成果に対し、第35回(平成14年度)日本原子力学会賞論文賞が授与された。本稿では、受賞対象となった研究との出会い,思い入れ,苦労した点,今後の展開等について紹介する。

報告書

模擬可燃性廃棄物の燃焼に伴う放出ソースターム評価

阿部 仁; 渡邊 浩二*; 田代 信介; 高田 準一; 内山 軍蔵

JAERI-Research 2001-052, 18 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-052.pdf:1.83MB

核燃料施設での火災事故事象を定量的に解析するためには、煤煙粒径分布や煤煙及びエネルギー放出速度等の放出ソースタームデータの整備が不可欠である。固体廃棄物や回収溶媒を模擬した模擬可燃性廃棄物を用いた燃焼試験を実施し、これら放出ソースタームの評価方法を検討した。模擬可燃性廃棄物としてゴム手袋と綿手袋が混在した場合、粒径が1$$mu$$m以上の比較的大きな煤煙が綿手袋の炭化した残留物中に閉じ込められ、ゴム手袋のみの場合と比べて煤煙の放出率が低くなった。ゴム手袋の燃焼に伴う試験結果をもとに安全性解析コードCELVA-1Dを用いて上記ソースタームを評価した。CELVA-1D評価結果は事故解析ハンドブック(NUREG-1320)中で推奨されている計算パラメータを用いた計算結果とほぼ一致し、本試験でのCELVA-1Dを用いた放出ソースターム評価手法の妥当性が確認できた。

論文

Source term on release behavior of radioactive materials from fuel solution under simulated nuclear criticality accident

阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

核燃料施設での溶液燃料臨界事故時の放射性物質の施設内への閉じ込め効果を定量的に評価するため、NUCEF-TRACYを用いて、同事故時の放射性分解ガスや放射性物質の溶液燃料から気相への放出挙動に関する定量的データを取得してきた。これまで得られてきたこれら物質の放出挙動評価結果について報告する。放射性分解ガスの一つである水素について、核分裂エネルギーと放出分子数間の相関性を観察することで放出G値として0.8(分子数/100eV)を得た。放射性物質の放出機構モデルを仮定し試験データに適用することで放射性物質の放出率を評価した。ヨウ素($$^{131}$$I及び$$^{133}$$I)の放出率は、臨界状態を継続させた状態下(添加反応度1.5$)で約0.9%(過渡臨界4.5時間後)となった。また逆炉周期が約100(1/s)以上の試験条件では、希ガス($$^{141}$$Xe)の放出率は約90%以上となった。

報告書

照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験装置の運転・保守要領書

林田 烈*; 日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Tech 2001-029, 161 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-029.pdf:9.33MB

照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験計画は、原子炉のシビアアクシデント時のソースタームに関する予測精度をさらに向上させることを主目的として、1999年9月から本実験を開始した。これまでに3回のホット実験を行い、いずれもおおむね成功裡に終了したが、いくつかの問題点も明らかになった。特に、装置の試運転を兼ねた第1回目のVEGA-1実験では、高熱・溶融による流路閉塞やヒータ故障があったため、不良箇所の改造や設計変更等を行い、装置の改善を図った。また、装置は小さいながらも複雑な構造をしており、適切な運転を行うためには装置を熟知する必要がある。このため、装置の改良点を確認し、装置の運転・保守に対する考え方を新たにする必要がある。本報は、VEGA実験について、装置の概要、実験の流れ、運転及び保守の要領をまとめたものである。

論文

原子炉シビアアクシデント時の放射性物質移行挙動解析コードART Mod2の概要

日高 昭秀

RIST News, (30), p.2 - 14, 2000/10

ART Mod2コードは、シビアアクシデント時の原子炉冷却系及び格納容器内の放射性物質の移行・沈着挙動を解析するため、リスク評価解析用として原研のソースターム解析コードTHALES-2の1モジュールとして開発されている。特徴としては、比較的短い計算時間で気体状及びエアロゾル状放射性物質の自然沈着過程や工学的安全施設による除去過程、及び主要な化学反応を機構論的に扱えること、改良したモデルがソースタームに与える影響を容易に確認できることなどが挙げられる。ART Mod2の前身であるARTコードのマニュアルが1988年に公刊されて以来、数多くのモデルが改良・追加され、種々の実験解析によるコード検証が進んだことから、1998年には最新版であるART Mod2コードがOECD/NEAデータバンクに登録された。本稿では、ART Mod2コードの開発の経緯、解析モデルの概要、コード検証解析例及び今後の課題等について紹介する。

報告書

水銀ターゲットシステムにおけるソースタームの予備的評価

小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 粉川 広行; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-050, 43 Pages, 2000/08

JAERI-Tech-2000-050.pdf:2.36MB

水銀ターゲットシステムにおいて、重大事故であるギロチン配管破断によりターゲットトローリーメンテナンス室へ水銀が漏洩した場合のソースタームを解析し最大公衆被曝量を推定する。ソースタームとして、高い蒸気圧と放射能レベルを有する水銀、ヨウ素、臭素、希ガスを選定した。ソースタームの輸送量は水銀漏洩時の温度と蒸発率、そして放出時のフィルター効率や大気拡散率を考慮して解析した。漏洩水銀の温度変化はSTAR-CDコードで、蒸発速度は1次元強制対流条件で利用される物質伝達の相関式で推定した。安全裕度を十分に見込んだ条件における予備的な解析結果では、水銀、ヨウ素、臭素、希ガスに対する公衆被曝量の最大レベルは約6.3$$times$$10$$^{-2}$$mSvであり、1年間に自然界から受ける1mSvよりも一桁以上小さい。

報告書

シビアアクシデント時の強放射能核分裂生成物の挙動に関する研究

山脇 道夫*; 山口 憲司*; 小野 双葉*; Huang, J.*; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Tech 2000-015, p.38 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-015.pdf:1.31MB

軽水炉のシビアアクシデント時に破損燃料から放出された核分裂生成物(FP)は、その化学形に応じて大きく異なった移行・沈着挙動を示す。これは、その化学形に応じて蒸気圧が大きく変化し、ガス状またはエアロゾル状の形態となるからである。このため、シビアアクシデント時のソースタームを精度良く評価するにあたって、シビアアクシデント条件を模擬した水蒸気や水素を含む高温条件下でのFPの化学形及び蒸気圧を精度良く知る必要がある。Cs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$の蒸発挙動をKnudsenセル付き質量分析法により1273から1573Kの範囲でD$$_{2}$$O/D$$_{2}$$雰囲気下で調べた。本実験の平均温度である1423Kにおいて、試料のCs(g)分圧は、真空下で1.97Paであり、酸素ポテンシャル測定値は-148.2kJ/molであった。D$$_{2}$$(g)を導入すると、Cs(g)分圧は徐々に増加し、2.26Paに達した。また、D$$_{2}$$O(g)+D$$_{2}$$(g)を導入すると、Cs(g)分圧は1.56Paまで低下した。同様にCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$,BaUO$$_{3}$$,SrUo$$_{3}$$の蒸発挙動を質量分析法により調べた。質量分析法で得られた実験結果は、シビアアクシデント時の環境状態に比べて狭い範囲である。そこで、計算機コードChemsageを用いて、高H$$_{2}$$O/H$$_{2}$$の湿潤条件や低H$$_{2}$$O/H$$_{2}$$の還元条件、2500Kまでの高温条件、1MPaまでの高圧条件などについて計算した。実験結果及び計算結果は、これらの環境条件が化合物の蒸発挙動に強く影響することを示した。本研究成果であるCs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$,Cs$$_{2}$$UO$$_{4}$$,BaUO$$_{3}$$,SrUO$$_{3}$$の蒸気圧の温度依存式は、原研が実施する照射済燃料からのFP放出実験計画(VEGA)の実験結果を評価する際に利用する予定である。

論文

照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)計画について

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保

原子力eye, 46(3), p.79 - 83, 2000/03

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースタームの予測精度向上のため、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画を開始した。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$及び10気圧下における中・難揮発性FPやアクチニドの放出挙動をおもに調べる予定である。また、事前に試験燃料を再照射して短半減期FPを再生させてその放出挙動を調べたり、燃焼度や酸化・還元雰囲気の影響及びMOX燃料からの放射性物質の放出挙動についても調べる。VEGA実験装置は燃料試験施設内に設置され、平成11年2月に完成した。同年9月には、最高温度2500$$^{circ}C$$、不活性雰囲気、大気圧下における照射済PWR燃料からの放射性物質の放出挙動を調べる第1回目のVEGA-1実験が成功裡に終了した。本解説では、VEGA計画の概要及びVEGA-1実験結果の速報値について述べる。

報告書

VEGA実験計画の概要及びCsIを用いた装置の性能確認実験

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 林田 烈*; 大友 隆; 中村 仁一; 上塚 寛

JAERI-Research 99-066, p.38 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-066.pdf:6.68MB

原研では、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からのFP放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られなかった、3000$$^{circ}C$$の高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下における照射済燃料からの中・難揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。第1回目のホット実験の前に、非放射性の揮発性CsI粉末を装置内で蒸発させ、装置の基本性能を確認するための実験を行った。その結果、エアロゾルフィルターの補修効率は約98%であること、設計通りにフィルターの下流側に到達するCsI量は微量であること、しかしながら、わずかに形成されたI$$_{2}$$ガスはフィルターを通過し、コンデンサー前の低温配管へ凝縮することを明らかにした。

論文

Generation of smoke and clogging of ventilation filter under burning of bitumen/salt mixture

阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 渡邊 浩二*; 村田 幹生

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(7), p.619 - 625, 1999/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

1997年3月11日に、動力炉核燃料開発事業団(PNC)のアスファルト固化処理施設において火災・爆発事故が発生した。アスファルト/塩固化体の燃焼に伴う煤煙発生機構及び換気系フィルタの目詰まり現象を検討するため、小規模模擬燃焼試験を実施した。PNCにおける実廃液組成を参考に模擬固化体を作成して燃焼させた。その際の燃焼挙動を観察するとともに燃焼質量とフィルタの差圧上昇の間の関係を測定し両者の関係を表す実験式を導いた。さらに固化体から放出される質量、エネルギー及び煤煙の放出速度を試験データと一次元熱流動解析コードCELVA-1Dを用いた解析結果を用いることで求めた。模擬固化体の燃焼に伴って発生した煤煙の火災発生セルから換気系へ移行率は約2.5%、また実固化体中に含有されている放射性物質を模擬するために模擬固化体に添加したCsの移行率は約9.6%であった。

報告書

埋設濃度上限値を上回る放射性廃棄物処分の総合安全評価コード; GSA-GCL計算コードユーザーズマニュアル

木村 英雄; 武田 聖司; 高橋 知之*

JAERI-Data/Code 99-033, 54 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-033.pdf:2.13MB

計算コードGSA-GCLは、埋設濃度上限値を上回る低レベル放射性廃棄物等の処分方策及び処分概念の安全性を検討する目的のために開発されたものである。本評価手法は、特定のサイトを前提とした評価コードではないが、地下水流解析コード等の詳細モデルの解析結果に基づき、処分施設から生態圏に至る移行経路を推定することで、ある程度サイト特性を反映させた解析も可能となっている。本報告書は、本コードの数学モデル、コード構造及び使用法を記述したものである。

報告書

火災事故時の施設内への放射性物質閉じ込め効果に対する給気停止の影響の検討

阿部 仁; 渡邊 浩二*

JAERI-Tech 99-034, 21 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-034.pdf:1.16MB

1997年11月、東海研究所ウラン濃縮研究棟で火災事故が発生した。管理区域内で火災が発生すると大量の煤煙による排気系フィルタの目詰まりとブロアの排気能力の低下によって管理区域内圧力の負圧から正圧への逆転と煤煙を含んだ気体の区域外への流出が引き起こされる可能性がある。このような危険性を回避するためには、給気の停止が有効な手段であると考えられるが、施設内閉じ込め効果に対する給気停止の影響を定量的に評価した例はこれまでない。そこで熱流動解析コードCELVA-1Dを用いて施設内閉じ込め効果に対する給気流量の停止の影響を定量的に評価することを試みた。その結果、火災発生セルへの強制給気を停止した方が停止しない場合に比べて施設内閉じ込め機能は若干長い時間持続されるが、その効果は事故規模が大きくなるにつれて無視できるようになることがわかった。

80 件中 1件目~20件目を表示