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論文

Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

報告書

JPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08

JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

茨城県東海・大洗地区における福島第一原子力発電所事故後の環境放射線モニタリングデータの共有と課題検討活動

中野 政尚; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 大倉 毅史; 倉持 彰彦; 川崎 将亜; 竹内 絵里奈; 藤井 裕*; 神野 職*; et al.

保健物理(インターネット), 55(2), p.102 - 109, 2020/06

2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故以降、茨城県の環境放射線モニタリング結果の一部に上昇が観測された。技術的観点からモニタリングデータの変動等について意見交換する場として、「福島第一原発事故による環境影響検討会」を設置し、4つの原子力事業所からモニタリングデータを収集し、変動傾向, $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比等を検討した。本報告では線量率と、降下じん, 表土, カレイ・ヒラメ, 海底土中$$^{137}$$Csの検討結果について紹介する。また、検討会における課題解決についても紹介する。

論文

Reconstruction of residents' thyroid equivalent doses from internal radionuclides after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*

Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.98(Multidisciplinary Sciences)

福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。

論文

Experimental study on local interfacial parameters in upward air-water bubbly flow in a vertical 6$$times$$6 rod bundle

Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 144, p.118696_1 - 118696_19, 2019/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:69.79(Thermodynamics)

This paper presents a database of local flow parameters for upward adiabatic air-water two-phase flows in a vertical 6$$times$$6 rod bundle flow channel. The local void fraction, interfacial area concentration (IAC), bubble diameter and bubble velocity vector were measured by using a four-sensor optical probe. Based on an existing state-of-the-art four-sensor probe methodology with the characteristic to count small bubbles, IAC in this study was derived more reliably than those in the existing studies. In addition, bubble velocity vector could be measured by the methodology. Based on this database, flow characteristics were investigated. The area-averaged void fraction and IAC were compared with the predictions from the drift-flux model and the IAC correlations, respectively. The applicability of those to the rod bundle flow channel was evaluated.

論文

Study of chemical etching conditions for alpha-particle detection and visualization using solid state nuclear track detectors

山田 椋平; 小田桐 大貴*; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 床次 眞司*

Radiation Environment and Medicine, 8(1), p.21 - 25, 2019/02

固体飛跡検出器であるCR-39を用いたパッシブ型の測定器によってラドン・トロン及びその子孫核種を評価している。曝露後、CR-39は化学エッチング処理を行う必要がある。本研究では、この処理時間を短縮するためにCR-39の化学エッチング時間の短縮と、将来的な自動計数システムの導入を見据えたトラック直径(エッチピット直径)の拡大を検討した。最適なエッチング条件は、溶液濃度, 溶液温度及びエッチング時間を変えることによって決定した。その結果、最適条件(濃度, 温度, エッチング時間)は6M NaOH溶液, 75度, 10時間と決定された。これらの結果は、従来の化学エッチング時間の半分の時間で処理が完了することを示した。さらに、従来のトラック直径の拡大を考慮しなければ、より短いエッチング時間で処理を行うことが可能であることが示唆された。

論文

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 2; Validation of reference radiocesium concentration for recycling materials

三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01

本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

論文

Local gas-liquid two-phase flow characteristics in rod bundle geometry

Xiao, Y.*; Shen, X.*; 三輪 修一郎*; 孫 昊旻; 日引 俊*

混相流シンポジウム2018講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/08

ロッドバンドル体系における二流体モデルの構成式の高度化を図るために、6$$times$$6ロッドバンドル体系における上昇気液二相流実験を実施した。ボイド率や界面積濃度等の局所流動パラメータを2針式光プローブで計測した。計測した断面平均ボイド率と界面積濃度の結果と、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度相関式から予測した結果と比較した。

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:71.63(Nuclear Science & Technology)

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

論文

Axial flow characteristics of bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.23(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

論文

Gas-liquid bubbly flow structure in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:21.82(Nuclear Science & Technology)

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。

論文

Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。

論文

Development of a long-range atmospheric transport model for nuclear emergency and its application to the Chernobyl nuclear accident

寺田 宏明; 茅野 政道

Proceedings of 2nd International Conference on Radioactivity in the Environment, p.15 - 18, 2005/10

原子力緊急時において放射性物質の大気拡散のリアルタイム予測を行う計算モデルは非常に有用である。発表者らはこれまで緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIとその世界版WSPEEDIを開発してきた。従来のWSPEEDIは質量保存風速場モデルWSYNOPと粒子拡散モデルGEARNから構成されていた。WSYNOPは診断型モデルであり気象場を予測することは不可能であるため、予測精度及び解像度が入力気象データに依存し、また鉛直拡散及び降雨沈着過程の詳細な考慮が不可能であった。これを改良するために大気力学モデルMM5を導入した。この改良版WSPEEDIを1986年に発生したチェルノブイリ原子力事故に適用し、数値モデルの予測性能の検証を行った。CASE-1:ヨーロッパ全域を含む広域計算と、CASE-2:広域とチェルノブイリ周辺域での2領域ネスティング計算の2ケースの計算を行った。CASE-1の計算結果より$$^{137}$$Csの大気中濃度と地表沈着量を水平分布図及び統計解析で測定データと比較した結果、ヨーロッパスケールでの輸送の挙動をよく予測できていた。CASE-2の計算では、領域ネスティング計算によりCASE-1の広域計算では計算不可能であった詳細な沈着量分布を予測することができた。

報告書

原子力発電所の廃止措置に関する施設特性と廃止措置費用に及ぼす影響評価

水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎

JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB

原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2$$sim$$3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 高温試験運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一

JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

報告書

核燃料調製設備の運転記録

石仙 順也; 関 真和; 阿部 正幸; 中崎 正人; 木田 孝; 梅田 幹; 木原 武弘; 杉川 進

JAERI-Tech 2005-004, 53 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-004.pdf:5.92MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)へ10%及び6%濃縮硝酸ウラニル溶液燃料を供給することを目的として、平成6年度から平成15年度までに実施したウラン酸化物燃料の硝酸による溶解及び硝酸ウラニル溶液の濃縮・脱硝についての特性試験及び運転記録をまとめたものである。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

論文

Anthropogenic radionuclides in seawater of the Japan Sea; The Results of recent observations and the temporal change of concentrations

伊藤 集通; 荒巻 能史*; 乙坂 重嘉; 鈴木 崇史; 外川 織彦; 小林 卓也; 川村 英之; 天野 光; 千手 智晴*; Chaykovskaya, E. L.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.90 - 100, 2005/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.82(Nuclear Science & Technology)

1996-2002年の期間、日露の研究機関の協力で人工放射性核種の広域調査プロジェクトが日露の両排他的経済水域にまたがった日本海で実施された。本プロジェクトの目的は、$$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs, $$^{239+240}$$Pu等の核種の海洋中での移行を明らかにすることである。2001-2002年には4回の調査航海が実施された。これら調査で得られた放射性核種の濃度とその分布はこれまでに得られた知見の範囲内であったことから、現在日本海に対する新たな放射性核種源となるような事故,投棄あるいは過去の廃棄物からの漏洩等が発生していないことが確認された。また、海水中におけるインベントリは、グローバルフォールアウトで同緯度帯の海洋にもたらされた量の約2倍であり、日本海におけるそれら核種の蓄積が示された。さらに、亜表層における$$^{90}$$Sr及び$$^{37}$$Cs濃度が日本海の広い範囲で時間変動していることが明らかとなり、溶存酸素データとの比較解析により、この時間変動は日本海の上部の水塊移動と関連付けられた。

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