Cs transfer from soils contaminated by resuspended particles to Japanese mustard spinach in difficult-to-return zone of Fukushima

辰野 宇大*; 二瓶 直登*; 吉村 和也; 大手 信人*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(6), p.1677 - 1686, 2023/06

https://doi.org/10.1007/s10967-023-08899-0

This study investigated the transfer of Cs to crops and soil contamination by resuspended particles derived from airborne and ground surface. We conducted the cultivation test of a Japanese mustard spinach in pot placed at study fields. The soil in pots might be mainly contaminated by soil particles derived from the ground surface, and Cs transferred to the spinaches was observed. However, the proportion of water-exchangeable and organic fractions of Cs in the resuspended particles derived from airborne was greater than that from ground surface, resulting in the greater Cs transfer factor. Therefore, it is important to grasp the source of resuspended particles.

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB

連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

Analytical study on removal mechanisms of cesium aerosol from a noble gas bubble rising through liquid sodium pool, 2; Effects of particle size distribution and agglomeration in aerosols

宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕; 厚見 拓大*; 宇埜 正美*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-63286

ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損の仮想事故において、核分裂生成物であるセシウムは、破損燃料ピンからキセノンやクリプトンなどの希ガスとともに、ヨウ化セシウムや酸化セシウムなどのエアロゾルとして放出される。気泡としてナトリウム冷却材に放出されたキセノンやクリプトンは、プール表面に上昇するまでの間にナトリウムプールによるセシウムエアロゾルの除去に影響を与える。本研究では、ナトリウムプール中を上昇する希ガス気泡からの慣性沈着・沈降・拡散によるセシウムエアロゾル除去挙動を、エアロゾルの粒径分布や凝集の影響を考慮したエアロゾル吸収・気泡の膨張・変形を扱うコンピュータプログラムで解析した。本解析では、気泡内の初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾルの粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメータとして変更し、これらのパラメータがセシウムエアロゾルの除染係数(DF)に及ぼす感度を、エアロゾルの粒度分布と凝集の影響を考慮しなかった先行研究の結果と比較した。その結果、凝集したエアロゾルの慣性沈着のため、初期気泡径、エアロゾルの粒径、及びその密度の感度がDFに対して重要であることが分かった。これらの解析結果を検証するため、セシウムエアロゾルの模擬粒子を用いて、室温における水プールと空気気泡の体系で模擬実験を行った。この実験結果は同じ条件で計算した解析結果と比較して検討した。

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

https://doi.org/10.1115/1.4046977

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor () of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

Analytical study on removal mechanisms of cesium aerosol from a noble gas bubble rising through liquid sodium pool

宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16208

ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故では、核分裂生成物であるセシウムがヨウ化物,酸化物の形態として希ガスのキセノンやクリプトンと共に放出される。本研究では、エアロゾル吸着とともに気泡の膨張と変形を計算するプログラムにより、慣性沈着,沈降,拡散によるセシウムエアロゾルの除去挙動を解析した。解析では、初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾル粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメーターとして解析した。初期の気泡径が慣性沈着による除染係数(DF)に最も感度の高いパラメーターであると結論付けた。ナトリウムプールの深さ、エアロゾルの粒子径および密度もセシウムエアロゾルのDFに重要な影響を与えるが、ナトリウム温度はDFにわずかな影響しか与えないことも分かった。この解析結果を検証するために、ナトリウムプールを上昇する希ガス気泡からのセシウムエアロゾル吸着挙動を調べる実験を計画している。

Development of evaluation method for aerosol particle deposition in a reactor building based on CFD

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は414となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。

Investigation of reduction factor of internal exposure for sheltering in Japan

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 宗像 雅広

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/10

屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子(自然換気率,沈着率,浸透率)に影響される。それら因子は材質等によって異なるため、国によって屋内退避による低減効果が異なり、欧米で提案された低減効果を他の国に適用できない。そこで本研究では、日本における各因子の値を実験的に求め、その実験的に求めた値を用いて、日本での屋内退避による内部被ばくの低減効果を導出した。

Development of stress intensity factors for subsurface flaws in plates subjected to polynomial stress distributions

Lu, K.; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(3), p.031201_1 - 031201_11, 2018/06

https://doi.org/10.1115/1.4039125

The stress intensity factor (SIF) solutions for subsurface flaws near the free surfaces of components, which are known to be important in engineering applications, have not been provided yet. Thus, in this paper, SIF solutions for subsurface flaws near the free surfaces in flat plates were numerically investigated based on finite element analyses. The flaws with aspect ratios a/l = 0.0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 and 0.5, the normalized ratios a/d = 0.0, 0.1, 0.2, 0.4, 0.6 and 0.8, and d/t = 0.01 and 0.10 were taken into account, where a is the half flaw depth, l is the flaw length, d is the distance from the center of the subsurface flaw to the nearest free surface and t is the wall thickness. Fourth-order polynomial stress distribution in the thickness direction was considered. In addition, the developed SIF solutions were incorporated into a Japanese probabilistic fracture mechanics (PFM) code, and PFM analyses were performed for a Japanese reactor pressure vessel containing a subsurface flaw near the inner surface. The PFM analysis results indicate that the obtained SIF solutions are effective in engineering applications.

Identification of penetration path and deposition distribution of radionuclides in houses by experiments and numerical model

廣内 淳; 高原 省五; 飯島 正史; 渡邊 正敏; 宗像 雅広

Radiation Physics and Chemistry, 140, p.127 - 131, 2017/11

BB2016-0282.pdf:0.39MB

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2017.02.005

The dose assessment for people living in preparation zones for the lifting of the evacuation order is needed with the return of the residents. However, it is difficult to assess exactly indoor external dose rate because the indoor distribution and infiltration pathways of radionuclides are unclear. This paper describes indoor and outdoor dose rates measured in eight houses in the difficult-to-return zone in Fukushima prefecture to examine the distribution of radionuclides in a house and the main infiltration pathway of radionuclides. In addition, it describes also dose rates calculated with a Monte Carlo photon transport code to understand thoroughly the measurements. These measurements and calculations provide that radionuclides can infiltrate mainly through ventilations, windows, and doors, and then deposit near the gaps, while those infiltrate hardly through sockets and air conditioning outlets.

幌延深地層研究センターの深度の異なる水平坑道を対象とした掘削損傷領域の水理力学特性の検討

青柳 和平; 石井 英一

第14回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), 6 Pages, 2017/01

堆積軟岩を対象とする幌延深地層研究センターの深度250mおよび350mの調査坑道において生じた掘削損傷領域(Excavation Damaged Zone: EDZ)の水理・力学特性を検討することを目的として、透水試験、コア観察、BTV観察を行った。結果として、250m調査坑道ではEDZの進展幅は壁面から約1.0mであり、EDZの透水係数は、健岩部と比較して約2-3オーダー程度大きかった。一方、350m調査坑道では、EDZの進展幅は壁面から0.4mまでであったが、EDZの透水係数は健岩部と比較して約5オーダー程度大きい結果であった。これらの関係性について、地山強度比と岩盤中のせん断変形に伴う局所的なダイラタンシーの程度を評価する指標であるDuctility Index(DI)の2つの物理パラメータを基に、深度と岩種の違いによるEDZの水理力学特性を検討した。結果として、EDZの進展幅は地山強度比と関連しており、EDZの透水係数の増大は、DIの値の違いにより説明できることが示唆された。