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Johansen, M. P.*; Child, D. P.*; Collins, R.*; Cook, M.*; Davis, J.*; Hotchkis, M. A. C.*; Howard, D. L.*; Howell, N.*; 池田 篤史; Young, E.*
Science of the Total Environment, 842, p.156755_1 - 156755_11, 2022/10
被引用回数：2 パーセンタイル：63(Environmental Sciences)While they have appeared only recently in earth's history, radioactive particles from anthropogenic sources are widespread in global environments and present radiological harm potentials to living organisms. Here we compare a varied set of particles from past nuclear fission and non-fission sources in Australia of highly diverse magnitudes, release modes, and environments. Numerous radioactive particles persist in soils 60 + years after their release events. Particles can be distinguished by their Ca/Fe and Si/Fe elemental ratios, which in this study range over orders of magnitude and reflect the materials available during their individual formation events. The particles from nuclear testing have dominant 
Pu activity concentrations, relative to 
Sr and 
Cs, which increases long-term radiological hazard from alpha emissions if inhaled or ingested, and contrasts with particles from nuclear power accidents (e.g., Fukushima). Internal fracturing is more prevalent than previously reported, and fracturing is greater in Ca-rich vs. Si-dominated matrices.
高橋 千太郎*; 川島 茂人*; 日高 昭秀; 田中 草太*; 高橋 知之*
Nuclear Technology, 205(5), p.646 - 654, 2019/05
被引用回数：4 パーセンタイル：47.64(Nuclear Science & Technology)A simulation model was developed to estimate an areal (surface) deposition pattern of 
Te after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and by using this model, timing and intensity of the release of Te were reversely estimated from the environmental monitoring data. The validation using data for Cs showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of Te was consistent with the actually measured one. The estimated time and activity of Te emission seemed to indicate that the Te was emitted mainly from Unit 3.
糸井 達哉*; 中村 秀夫; 中西 宣博*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(5), p.318 - 323, 2016/05
日本原子力学会の原子力安全部会が「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」の報告書に挙げた課題のうち、特に重要な課題である多様な誘因事象に対する原子力安全確保の枠組みについて、学会誌の解説シリーズにより、現状と課題を学術界の立場からまとめる。その2である本稿は、外的事象対策の具体化について規制機関と事業者の取組みの現状を概観した上で、外的事象対策の原則となる考え方について、外的事象の網羅性、深層防護、多様性の役割、リスク情報の活用、地域の安全との関係を含めて議論するものである。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：69.25(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200
Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。
及川 哲邦; 村松 健; 野元 洋一*; 早川 裕*
Probabilistic Safety Assessment and Management, 4, p.2701 - 2706, 1998/00
火山国である日本では、原子力施設等への火山活動によるリスクが十分小さいことを確認したり、影響評価結果によってはリスクマネージメント策を検討することは重要である。原研では、火山活動に対する確率論的安全評価(PSA)手法を開発すべきか判断するためにスクリーニング法を開発している。火山に関する文献の調査結果をもとに、原子力施設で生じ得る被害、最大影響範囲等を考慮し、スクリーニング対象として火砕流、泥流、火砕物の降下を選定した。火山活動に対するスクリーニング法は、原子力施設周辺の火山のリストアップと噴火記録の調査のステップと、地形的要因や噴火発生頻度評価等による、火砕流、泥流、火砕物の降下に対するスクリーニングのステップとからなる。我が国では既存原子力施設は火山から十分離れているが、幾つかの立地点を選定し、スクリーニング法の適用性を確認する計画である。
中川 繁昭; 國富 一彦; 沢 和弘
Nuclear Technology, 115(3), p.266 - 280, 1996/09
被引用回数：3 パーセンタイル：32.94(Nuclear Science & Technology)現在日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950C、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウム冷却型原子炉である。HTTRの安全評価は、高温ガス炉としての固有の安全性及びHTTRの設計上の特徴を考慮して行った。安全評価に当っては、事象選定、解析条件及び判断基準を新たに定めた。評価結果は、HTTRの設計の妥当性及び立地条件の適合性とともに、優れた安全特性を示した。
中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.579 - 588, 1993/06
被引用回数：1 パーセンタイル：18.95(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor:HTTR)の安全性を確認するために、HTTRの安全評価で想定される代表的な反応度異常事象の解析を実施した。HTTRは、黒鉛減速ヘリウム冷却の高温ガス炉であり、熱出力は30MW、原子炉入口冷却材温度は950Cである。本報は、HTTRの代表的な反応度異常事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」について、燃料最高温度に関してHTTRの安全性が固有の特性により確保されることを示す解析結果をまとめたものである。解析結果によると、反応度添加率により原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合とがあり、燃料温度が最も高くなるのは、原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合の境界の反応度添加率の時であることが判った。また、この時の燃料最高温度は判断基準である1600Cを下回り、反応度異常事象に関するHTTRの安全性が示された。
小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生
Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12
被引用回数：12 パーセンタイル：76.87(Nuclear Science & Technology)仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO
の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。
中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.299 - 304, 1991/00
HTTR(高温工学試験研究炉)の反応度異常事象に関する安全解析を実施した。本報では、2つの代表事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の解析結果について報告する。解析は、制御棒の引抜き速度及び反応度添加率についてパラメータサーベイを実施した。解析の結果、燃料温度に関して最も厳しいケースについて「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」の場合初期値200Cから965Cまでの上昇、「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の場合初期値1495Cから1555Cまでの上昇にとどまり、判断基準である1600Cを下回ることを確認した。
須賀 新一; 赤石 準
保健物理, 22, p.73 - 79, 1987/00
ここで紹介するICRP Publication 46では、放射性廃棄物処分に伴う長期的様相に起因する放射線防護上の特殊性に対処するために、線量制限体系の拡張を行なっている。通常的もしくは予測できる事象または事象列からの線量と、自然の過程あるいは人間活動の結果として生起確率は低いが影響の重大な事象からの潜在的被曝との両者について考察が行われている。後者の確率的事象に対しては被曝線量による重篤な健康障害効果の確率とともに、その線量を受ける確立を考慮して、リスクに対する制限基準が確立された。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
-radiation on a disposal of spent nuclear fuel北村 暁
no journal, ,
日本は使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分の代替オプションのひとつとして、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について検討を開始している。使用済燃料の直接処分においては、放射線による影響の可能性の具体例として、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。本研究では、安全評価における線による影響に特に注目し、使用済燃料、キャニスターおよびキャニスター外部における線の影響に関する研究をレビューするとともに、諸外国の安全評価における取り扱いについても整理した。最近の研究では、線による影響はキャニスターの腐食に伴って発生する水素ガスによって抑制され、顕著なものにはならないことがわかった。
