検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Integration of pool scrubbing research to enhance source-term calculations (IPRESCA) project

Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; K$"a$rkel$"a$, T.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.

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:5 パーセンタイル:30.29(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

I-A. Models for atmospheric releases: I-A.1. Models used by JAERI, Japan

天野 光; 安藤 麻里子; 高橋 知之*

IAEA-BIOMASS-3, p.163 - 164, 2003/03

IAEAが主催した生態圏核種移行モデル検証プログラムBIOMASSにはトリチウムの環境挙動モデル検証が含まれていた。原研はこのモデル検証に参加した。モデルの課題は、トリチウム(HTOとHT)の大気放出があった時に、風下での大気や土壌,植物中の自由水及び組織結合中のトリチウム濃度を予測するというものである。原研は独自に開発したコードETDOSEを用いて、計算を行った。本解説ではETDOSEの概要につき報告した。

論文

OSCAAR development and applications

本間 俊充

Proceedings of 4th International MACCS Users Group Meeting, p.57 - 66, 2002/10

原子力施設の確率論的安全評価(PSA)の目的のために原研で開発された事故影響評価コードOSCAARは、CEC/NEA共催の国際比較計算で計算コードとしての機能を検証した後、おもに個々の計算モデル及び全体システムの妥当性検証に研究の重点を移した。レベル3PSAの計算結果に付随する不確実さの巾を評価し、不確実さに寄与する因子を明らかにするために、OSCAARの不確実さ・感度解析を実施している。事故影響評価にかかわる2種の不確実さのうち、統計的な不確実さの検討では、OSCAARで用いている大気拡散モデル(流跡線パフモデル)に適合した気象サンプリング手法を開発し、少ないサンプリング数で事故影響のスペクトルを効率よく推定することを実現した。また、主観的不確実さに関しては、パラメータの不確実さ伝播解析手法をOSCAARに結合し、個人の早期健康影響リスクを対象とした不確実さ・感度の予備解析を実施した。個々のモデルの妥当性検証では、IAEA主催BIOMASS計画の線量再構成シナリオにOSCAARの核種移行モデルを適用し、その性能を評価した。また、これら一連の研究成果をベースに、コードの適用として軽水炉モデルプラントのレベル3PSAを実施している。

論文

Validation and sensitivity analysis of a new atmosphere-soil-vegetation model

永井 晴康

Journal of Applied Meteorology, 41(2), p.160 - 176, 2002/02

大気-土壌-植生モデルの詳細,妥当性試験及び感度解析について記述する。モデルは、大気,土壌及び植生についての一次元多層モデル及び植生層内の日射及び長波放射伝達を計算するスキームにより構成されている。モデルの性能試験として、大気と地表面の相互作用に関する野外実験CASESの実測データを用いて、小麦畑における地表面フラックスの32日間の変動について計算値と測定値の比較を行った。また植生パラメータに対する感度解析も行った。その結果、モデルは測定値を良好に再現できたが、放射伝達及び気孔抵抗計算スキームを改良する必要性も示唆された。

報告書

OSCAAR calculations for the Iput dose reconstruction scenario of BIOMASS theme 2

本間 俊充; 松永 武

JAERI-Research 2000-059, 63 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-059.pdf:2.36MB

本研究書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2イプート線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオはチェルノブイル事故で高汚染したロシアのブリアンスク地域の河川流域と農作地帯における$$^{137}$$Csの汚染を扱ったものである。このシナリオ解析は、OSCAARの長期被曝経路モデルの実測データによる検証及び各評価モデルに関連した不確実さの主たる要因の同定に用いられた。OSCAARの長期被曝経路モデルは、回答を求められた多くの農作物あるいは自然食品中の10年間にわたる$$^{137}$$Cs濃度の再評価に大方成功した。しかしながら、$$^{137}$$Csの土壌下方への移行のモデル化は依然として十分ではなく、長期の食物汚染の予測には、植物が利用可能な形態の土壌セシウムの時間変化を予測するより詳細なモデルが必要である。

報告書

OSCAAR calculations for the Hanford dose reconstruction scenario of BIOMASS theme 2

本間 俊充; 井上 佳久*; 富田 賢一*

JAERI-Research 2000-049, 101 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-049.pdf:3.03MB

本報告書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2のハンフォード線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオは米国ハンフォードのピュレックス化学分離施設で1963年9月2$$sim$$5日に起きた$$^{131}$$Iの大気中への事故的放出に関係するものである。この解析によって、OSCAARで用いている$$^{131}$$Iの大気中拡散・沈着及び食物連鎖移行モデルを実測データを用いて検証した。排気筒高さの気象データ及び周辺地上観測所のデータを内挿して得られた風速場から計算された大気拡散・沈着の結果は一部、予測性能に限界があったが、OSCAARの食物連鎖移行モデルは比較的、精度のよい評価が可能であった。また、モンテ・カルロ法に基づくOSCAARに結合された不確実さ・感度解析手法は、このシナリオ計算を通して機能が確認され、事故影響評価に最も重要な影響を与えるパラメータの決定に有用であった。

報告書

A Database on tritium behavior in the chronic HT release experiment, 1; Meteorological data and tritium concentrations in air and soil

野口 宏; 横山 須美; 福谷 哲*; 木内 伸幸; 村田 幹生; 天野 光; 安藤 麻里子

JAERI-Data/Code 99-022, 125 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-022.pdf:6.76MB

本報告書は、核融合施設から大気中に放出されたトリチウムによる影響を評価するためのモデルの開発と検証に役立つデータをまとめたものである。このデータはカナダのチョークリバー研究所において1994年に行われたトリチウムガス野外連続放出実験で得られたものである。まとめたデータは、気象条件、土壌データ、空気中HT及びHTO濃度、土壌水分中HTO濃度、水表面へのHTO沈着などである。また、地表面からの蒸発散量と大気の乱流拡散係数の推定値も含まれている。さらに、気象観測の方法及び空気や土壌試料の採取方法等も記述した。

論文

トリチウムの影響と安全管理,IV-5; 線量評価モデルとパラメータ

野口 宏; 横山 須美

日本原子力学会誌, 39(11), p.931 - 933, 1997/00

特集「トリチウムの影響と安全管理」の第IV-5章である。本章では大気放出トリチウムに対する安全評価モデルと研究用モデルの現状と課題をまとめた。事故時評価モデルは原研のTRIDOSEをはじめとして、いくつかのコードが開発されている。いずれのコードもHTとHTO放出に対応しており、HTとHTOの土壌-大気間の移行等がモデル化されている。しかし、これらのコードはわが国の指針との整合性の点で不十分であるため、原研では安全評価用コードの開発に着手した。平常時評価モデルについては、より精度の高い線量評価のために、HTとHTOの化学形に対応したコードの開発が必要と考えられる。モデルの検証については、BIOMOVS計画が終了し、現在IAEA主催のBIOMASS計画が開始したところである。

論文

Methodology of safety assessment for radioactive waste disposal

松鶴 秀夫; 木村 英雄

3rd Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research; Global Environment and Nuclear Energy, 13 Pages, 1991/00

高レベル放射性廃棄物の深地層処分の安全評価手法について、(1)安全評価の流れ、(2)安全評価手法の構成、(3)各構成要素(シナリオ、モデル、データベース等)の概要、(4)原研で開発を進めている決定論的安全評価手法の概要などについて報告すると共に、安全評価手法に係る重要な論点であるモデルの実証について、地層中核種移行モデルを例に原研における最近の研究成果を紹介する。

論文

日本で開催された第7回BIOMOVSワークショップおよび調整グループ会議の概要

外川 織彦

保健物理, 24, p.166 - 169, 1989/00

国際共同研究BIOMOVSは生態圏における放射性核種あるいは微量物質の移行・蓄積を予測するモデルの正確さを検証するために、スウェーデン国立放射線防護研究所の主催により1985年から行われている。この研究は実測データによるモデル予測の検証及びモデル予測とそれに付随する不確かさの相互比較という2つの検証方法で進められ、各々に対して数種の検証シナリオが提案された。これらのシナリオに対してモデル予測による比較・検討が進められている。第7回BIOMOVSワークショップ及び調整グループ会議が、昭和63年11月に日本原子力研究所東海研究所で開催された。この会議には11ケ国21機関、1国際機関より35名が参加した。本稿では、BIOMOVS計画の概要、日本での会議における主な議論、今後の予定について紹介する。

口頭

モデル妥当性確認と検証を伴ったJT-60SAプラズマ運転シナリオの統合モデリング

林 伸彦; Garcia, J.*; 本多 充; 清水 勝宏; 星野 一生; 井手 俊介; Giruzzi, G.*; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創

no journal, , 

Development of plasma operation scenarios in JT-60SA has been progressing by using integrated modeling codes. Anomalous heat transport model, which are one of major uncertainties in the prediction, have been validated for ITB plasmas with full current drive (CD) condition in JT-60U and JET, and integrated codes TOPICS and CRONOS equipped with the models are used for the model verification. It is found that CDBM model predicts temperatures close to those in experiments or underestimates them, and thus can be used for the conservative prediction. By using TOPICS with CDBM model, JT-60SA ITB plasmas with high $$beta_N$$ and full CD condition have been predicted consistently with Ar seeding to reduce the heat load on divertor plates below 10 MW/m$$^2$$. In the prediction, TOPICS is coupled with impurity transport code IMPACT to examine the Ar core accumulation for the influx to the core and the separatrix density evaluated by integrated divertor code SONIC. The Ar accumulation is found to be so mild that the performance can be recovered by additional heating. Due to the strong dependence of accumulation on the pedestal density gradient, the high separatrix density is important for low accumulation as well as low divertor heat load.

12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1