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論文

Investigation of high-temperature chemical interaction of calcium silicate insulation and cesium hydroxide

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09

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

福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100$$^{circ}$$Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730$$^{circ}$$Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO$$_{4}$$)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。

論文

Development of three-dimensional distribution visualization technology for boron using energy resolved neutron-imaging system (RADEN)

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

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

Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr$$_{x}$$B$$_{1-x}$$ and Fe$$_{x}$$B$$_{1-x}$$), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

3D X Ray micro-tomography as a tool to formulate metakaolin-based geopolymer-oil emulsions

Lambertin, D.*; Davy, C. A.*; Hauss, G.*; Planel, B.*; Marchand, B.*; Cantarel, V.

Proceedings of 1st International Conference on Innovation in Low-Carbon Cement and Concrete Technology (ILCCC 2019) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/06

ジオポリマー(GP)セメントと有機液体からなる複合材料は、放射性有機液体廃棄物の管理のために、または相変化材料(PCM)として、多孔性制御媒体を合成するのに有用である。GPセメントは、大量の有機オイルをエマルションで新鮮なペーストに閉じ込めることができる。そのエマルション(GEOIL)は、GP硬化中は安定なままである。本報告では、1ミクロン$$^{3}$$ (= 1$$times$$10$$^{-6}$$m$$^{3}$$)のボクセルサイズの3D X線マイクロコンピューター断層撮影(マイクロCT)を使用することによって、GEOILペーストの3D油滴構造に対する調合パラメータ(油の割合, Si/Alモル比,界面活性剤)の影響を調べた。試料は新鮮な状態で乳し、硬化した状態で画像撮影した。気孔率,油滴サイズ分布、および油滴間の平均距離の全てを定量的に決定した。界面活性剤の存在により、著しく小さい油滴の形成が観察された。Si/Al比の増加も油滴サイズを減少させるが、その程度はより少ない。

論文

Observation of simulated fuel debris using synchrotron radiation

米田 安宏; 原田 誠; 高野 公秀

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(2), p.61 - 64, 2019/04

Computed Tomography(CT)を用いて、模擬燃料デブリの3次元観察を行った。CTを使用して得られた模擬燃料デブリの内部は、ジルコニアリッチ部分およびコンクリートリッチ部分における明確なコントラストを示した。溶融状態からまず融点の高いジルコニアが析出する。コンクリートより重いジルコニアは結晶が析出すると下部へ移動し底面付近に凝集するため相分離が生じる。相分離はジルコニアの組成比の違いによって生じているが、組成比による結晶モードの違いも観察することができた。

論文

3D-microstructure analysis of compacted Na- and Cs-montmorillonites with nanofocus X-ray computed tomography and correlation with macroscopic transport properties

高橋 宏明*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 168, p.211 - 222, 2019/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:22.34(Chemistry, Physical)

異なる膨潤特性をもつNa型及びCs型モンモリロナイトの微細構造と物質移行特性が、ナノフォーカスX線CTによる3次元微細構造分析と重水の拡散実験とを組み合わせて調査された。X線CT観察により、乾燥状態の圧縮Na型モンモリロナイトが飽和膨潤する過程で、連結性マクロ間隙はゲル相によって埋められ、粘土粒子のサイズは小さくなることが確認された。Cs型モンモリロナイトでは、それとは対照的に飽和過程でのゲル相の生成や粒子・間隙サイズの変化は認められなかった。X線CTによって評価された飽和Cs型モンモリロナイトの連結性マクロ間隙の屈曲度及び収れん度を含む幾何学因子は、重水の拡散試験から評価された値と整合した。Na型モンモリロナイトの場合、X線CTと拡散試験から導出された幾何学因子の差異が確認され、これは静電的相互作用による収れん度とX線CTの解像度では観察できないゲル相や層間間隙の屈曲度に起因するものと考えられた。

論文

Evolution of the excavation damaged zone around a modelled disposal pit; Case study at the Horonobe Underground Research Laboratory, Japan

青柳 和平; 宮良 信勝; 石井 英一; 中山 雅; 木村 駿

Proceedings of 13th SEGJ International Symposium (USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/11

本研究では、幌延深地層研究センターの人工バリア性能確認試験孔(ピット)を対象として、ピット周辺の掘削損傷領域の発達過程と、ピット中に設置した緩衝材への注水に伴う掘削損傷領域の経時変化を、弾性波トモグラフィ調査結果に基づき論じた。結果として、ピット周辺の弾性波速度はピット掘削後に顕著に低下するが、緩衝材への注水開始後は、徐々に弾性波速度が回復する傾向が見られた。ピット周辺の掘削損傷領域を対象とした透水試験と間隙水圧結果と比較したところ、掘削後の割れ目の発達と不飽和領域の発達が弾性波速度の低下の原因であると推定された。また、ピットへの注水に伴う周辺岩盤の間隙水圧の増大が見られたことから、掘削損傷領域内の飽和度の増加が、弾性波速度の回復の原因の一つであると推定された。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.03(Nuclear Science & Technology)

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

論文

環境負荷物質移行予測コード「MOGRA:モグラ」とその適用

天野 光

資源環境対策, 41(12), p.89 - 96, 2005/10

人間の生活圏に加えられる重金属や放射性物質等の環境負荷物質による環境影響を評価し、汚染防止策や防護対策を立案するためには、生活圏内におけるそれら物質の移行挙動を把握する必要があるが、人間の生活圏には種々の土地利用形態や土地分類が混在しており、それぞれの土地における環境負荷物質の挙動も多種多様である。また、環境負荷物質の放出量が時間変化する場合や、農作物の生育期間のように環境条件が変化する場合を評価する際には、環境負荷物質の挙動の時間変化を解析する必要がある。このような、人間の生活圏内での環境負荷物質の挙動を実用的に解析・予測するコードとして、環境負荷物質移行予測のための汎用コードMOGRA(モグラ:Migration Of GRound Additions)を開発した。本解説は、MOGRAの概要,その特徴,MOGRAを用いた解析例等につき紹介した。

報告書

稠密格子体系ロッド位置変位のX線CTによる測定と伝熱特性への影響(共同研究)

光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB

燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。

論文

Electrochemical behaviors of PuN and (U, Pu)N in LiCl-KCl eutectic melts

白井 理; 加藤 徹也*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 山下 利之

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.456 - 460, 2005/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.77(Chemistry, Multidisciplinary)

773KでのUCl$$_{3}$$及びPuCl$$_{3}$$を含むLiCl-KCl共晶溶融塩中におけるPuN及び(U, Pu)Nの電気化学的挙動をサイクリックボルタンメトリーにより検討した。PuN及び(U, Pu)Nの溶解はAg/AgCl参照電極に対して-1.0V付近で生じた。UNの平衡電位はPuNのそれに比べて約0.15V正側で現れるので、PuN及び(U, Pu)Nの静止電位は約0.15V負側の値を示す。(U, Pu)Nを作用電極として用いてサイクリックボルタモグラムを測定した場合、UNの場合と同様に-0.4V以上の電位領域で正電流の急激な増大が観察された。また、波形は明確ではないが、(U, Pu)Nの場合には2つの陽極電流波が現れた。このことは、(U, Pu)Nは固溶体を形成していても、UN及びPuNが別々に溶解することを意味している。

論文

Multiplexing thermography for International Thermonuclear Experimental Reactor divertor targets

伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*; Walker, C.*

Review of Scientific Instruments, 75(10), p.4124 - 4128, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:51.49(Instruments & Instrumentation)

多重分光方式温度測定装置の概念を用いてITERのダイバータ板温度測定装置を設計した。ダイバータ板から放射される赤外波長領域の輻射光は、耐中性子照射性を有する反射光学系により生体遮蔽外まで伝送され、分光計により波長方向の強度分布としてダイバータ板上の温度分布が計測される。複数曲面ミラー,0.2mm間隔の167チャンネル検出素子付きのツェルニー・ターナー分光計の採用により、ITERにおけるELMの熱流束測定に充分な3ミリの位置分解能及び20マイクロ秒の時間分解能が可能となった。

論文

Interfacial properties of a direct bonded Nd-doped YVO$$_{4}$$ and YVO$$_{4}$$ single crystal

杉山 僚; 奈良 康永; 和田 謙吾*; 福山 裕康

Journal of Materials Science; Materials in Electronics, 15(9), p.607 - 612, 2004/09

Nd:YVO$$_{4}$$レーザー結晶に放熱板として作用するYVO$$_{4}$$母結晶の接合を試みた。接合面の処理法にはこれまでの化学処理に代わる新たなドライエッチング処理を研磨後の結晶表面に適用した。接合のための熱処理プロセスにおいて、析出物の抑制には873Kの熱処理が必要であった。3$$times$$3mmの接合面を評価するために光学散乱測定及び波面歪み測定を行った。この結果、接合面での光学散乱密度は4.6$$times$$10$$^{6}$$/cm$$^{3}$$以下であり、また光学歪みは633nmにおいて0.04波長程度と推測された。さらに拡大観察試験では、接合界面においても結晶内部と同様に原子が規則正しく整列した状態を確認した。また、YVO$$_{4}$$結晶中のNd$$^{3+}$$イオンの拡散定数は873Kにおいて2.3$$times$$10$$^{-23}$$m$$^{2}$$/secと推測された。

論文

Preliminary examination of a CCD camera with a scintillator coated fiber optic plate for neutron imaging

松林 政仁; 曽山 和彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.384 - 388, 2004/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.33(Instruments & Instrumentation)

高空間分解能イメージングを目的として、蛍光体塗布Fiber Optic Plate(FOP)付きCCDカメラを冷・熱中性子ビームで試験した。CCDカメラとシンチレータとの光学的結合法としてFOP結合法と従来型のレンズ結合法を比較すると高空間分解能イメージングにはFOP結合法が有利である。JRR-3Mの冷・熱中性子ラジオグラフィ装置場を用いてGd$$_{2}$$O$$_{2}$$S(Tb)シンチレータの塗布重量,FOPのテーパー比をパラメータとして発光量,Edge Spread Function(ESF),MTFチャートの可視化等の測定を行った。その結果、テーパー比1:1の場合には塗布重量5mg/cm$$^{2}$$で最良値が得られ熱中性子:ESF 35$$mu$$m,冷中性子:ESF 37$$mu$$mとなった。FOPのテーパー比を1:2あるいは1:3とした場合には25$$mu$$mのLine Pairs(LP)まで冷中性子により分離可視化できた。さらに撮像応用例として小さなリチウムイオン電池の三次元CT,PC用ハードディスク軸受け部のオイルの動きの可視化を行った。

論文

写実体ファントムを用いた脳表面の熱中性子束分布測定の再現性

山本 和喜; 熊田 博明; 山本 哲哉*; 松村 明*

日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.193 - 199, 2004/06

本研究は、忠実に頭の形を再現した写実体ファントムを用いた実験的手法による線量評価の可能性を調べることを目的とし、患者の写実体ファントムの製造及び実際の医療照射条件の再現について検討した。われわれはコンピューター断層撮影(CT)画像から写実体ファントムを製作するために、光造形技術を選択した。製作されたファントムは、当該患者の臨床照射と同じ条件下で照射され、脳表面上の熱中性子分布が詳細に測定された。写実体ファントムの製作において、材料及びデータ変換上の幾つかの課題について指摘した。写実体ファントムを使用して、医療照射を再現した結果、脳表面の最大熱中性子束は、実際の脳の表面より約22%低い値になった。本論文中で指摘した課題が解決されれば、線量評価システムを検証することが可能となるものと期待できる。

論文

Electrode reaction of the Np$$^{3+}$$/Np couple at liquid Cd and Bi electrodes in LiCl-KCl eutectic melts

白井 理; 魚住 浩一*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Journal of Applied Electrochemistry, 34(3), p.323 - 330, 2004/03

 被引用回数:24 パーセンタイル:49.31

723, 773及び823Kにおいて、NpCl$$_{3}$$を含むLiCl-KCl共晶溶融塩中での液体Cd及びBi電極上におけるNp$$^{3+}$$/Npの電極反応をサイクリックボルタンメトリ-により検討した。溶融塩中のNp$$^{3+}$$濃度が1wt.%以下で、溶融金属相中のNpが飽和していない場合には、Npの析出反応は、溶融塩中のNp$$^{3+}$$の電極表面への拡散が律速段階となっていた。723, 773あるいは823Kにおける液体Cd電極上でのNp$$^{3+}$$/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.158, 0.140及び0.126V正側の電位であった。これらの電位シフトは、NpCd$$_{11}$$(723K)及びNpCd$$_{6}$$(773及び823K)形成のためにCd相中のNpの活量が低下したためと考えられる。また、723, 773あるいは823Kにおける液体Bi電極上でのNp$$^{3+}$$/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.427, 0.419及び0.410V正側の電位であった。Np-Cd系と同様に、これらの電位シフトは、NpBi$$_{2}$$形成のためにBi相中のNpの活量が低下したためと考えられる。

論文

Development of a code MOGRA for predicting the migration of ground additions and its application to various land utilization areas

天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.975 - 979, 2003/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.94(Nuclear Science & Technology)

環境中に放出される放射性核種等の環境負荷物質について、挙動を予測するための汎用計算コードシステムMOGRAを開発した。MOGRAは動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。MOGRA はPC上で放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、使い易さを基本としGUIやMOGRA用に開発した種々のデータベースを用いることができる。複数の土地利用形態から構成される仮想的陸域環境が$$^{137}$$Csで汚染したと仮定してMOGRAの機能試験を行い、正常に作動することを確認した。

論文

環境負荷物質陸域挙動予測システムMOGRAのデータベース

天野 光; 池田 浩*; 佐々木 利久*; 松岡 俊吾*; 黒澤 直弘*; 高橋 知之*; 内田 滋夫*

KEK Proceedings 2003-11, p.239 - 244, 2003/11

MOGRAコードはPC上でGUIを用いて放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。付加システムとして種々のデータベースを有するMOGRA-DB、及び地図情報システムMOGRA-MAPが利用できる。本発表では、これらMOGRA及び付加システムの機能,MOGRAを用いた解析例について紹介する。

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