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宮原 要
Transactions of the American Nuclear Society, 117(1), p.51 - 52, 2017/10
福島の避難指示解除の状況に応じた住民や自治体のニーズに応える原子力機構の環境回復に関わる取組について紹介し、国際的に関心のある方々に福島の復興が着実に進んでいることをご理解頂く。
河村 成肇*; 永嶺 謙忠*; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 中村 哲*; 坂元 眞一*; 岩崎 雅彦*; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; et al.
Hyperfine Interactions, 118(1-4), p.213 - 215, 1999/00
英国Rutherford Appleton Laboratory,ISIS内のRIKEN-RALミュオン施設において現在D-T反応によるミュオン触媒核融合(CF)実験中である。RIKEN-RALミュオン施設でトリチウムの
崩壊で生成したHe-3がD-Tの混合固体中に蓄積し、液体では蓄積しないことを見いだした。実際、D-T濃度比が3:7の時の液体では、ニュートロンの放出減少率はターゲットを液化した直後から変化しないが、固体では、固化直後から増加する。このことから、すべてのHe-3が固体の中に残ることを示していると考えられる。これらの実験結果について報告する。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11
高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。
中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00
ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からN
ガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなN
ガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内N
ガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。
外川 織彦
JAERI-M 91-214, 39 Pages, 1992/01
国際共同研究BIOMOVSで提案されたテストシナリオに参加することによって、淡水の生態系における水銀の移行・蓄積を推定する評価モデルの性能を検証した。水銀の河川への長期的な放出に伴う淡水魚中の水銀濃度を予測するために2種類のモデルを開発した。一つは平衡状態の系に適用される濃縮係数を使用した方法であり、他方は水中濃度の変化と魚における代謝を考慮したダイナミックモデルである。3つの異ったシナリオによるモデルの検証結果は環境における水銀が平衡状態に達しているかどうかに依存した。平衡状態のシナリオに関しては、第1のモデルは満足な予測をした。平衡状態に達していないシナリオに関しては、第1のモデルによる予測は十分でなかったが第2のモデルはより正確な予測をした。ここで使用された2つのモデルについて適用限界が示唆された。
平山 俊雄; 杉江 達夫; 逆井 章; 芳野 隆治; 鎌田 裕
JAERI-M 91-169, 15 Pages, 1991/10
ペレット入射により形成された急峻な密度勾配を有するプラズマについて、新古典輸送理論に基づく不純物輸送計算結果を、実験的に得られたTiXX及びTiXXIのスペクトル線の時間変化と比較することにより、チタン不純物の輸送特性を調べた。チタン不純物は急峻な密度分布と鋸歯状波振動の抑制に関連して、プラズマ中心領域に集中する。チタン不純物の挙動は、プラズマ内部での異常輸送の低減と新古典輸送モデルにより説明できる。この様な不純物の中心集中は、新古典不純物輸送理論が予測するように、強い密度勾配と軽元素不純物との衝突により生じる。低域した異常輸送係数は、q=1面内の中心領域では0.2m/sと推定できる。プラズマ周辺領域はなお、異常輸送が支配的である。
数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道
JAERI-M 83-114, 117 Pages, 1983/07
本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程で炉心から吹上げられて形成する上部プレナム蓄水の、再冠水現象に及ぼす影響を調べたものである。同一条件の強制注水の下に、炉心上部の上部炉心支持板直上にある抽水ラインのバルブを全開にして上部プレナム蓄水を抽出した実験S1-03と抽水しない実験S1-01用とを比較した。BOCREC後約200秒までは、S1-03でもS1-01と同程度の蓄水が見受けられ、炉心内挙動・ホットレグへのキャリーオーバ特性に顕著な差は見受けられなかった。しかしそれ以後では、S1-03の蓄水はS1-01より小さく、炉心中央以下での熱的挙動には差が無いものの、(1)炉心より上方及び炉心内の流体挙動の2次元性が平坦化される、(2)炉心上部でクエンチ時間が長くなる、(3)ホットレグへのキャリーオーバ水量及び炉心内蓄水が減少する、ことがわかった。
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。
宮原 要
no journal, ,
福島の復興に向けた課題への対応において、環境回復がどこまで進んでいるか科学・技術的な取組みで得られた知見を整理し、さらに住民の安全安心の確保の観点からどのように取り組むべきかについて例示する。