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論文

Formation mechanisms of insoluble Cs particles observed in Kanto district four days after Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.831 - 841, 2019/09

2011年3月15日午前中に関東地方(つくば市)で観測された不溶性Cs粒子(Aタイプ)は、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比や炉の温度状況等から、福島第一原子力発電所2号機の炉内で生成されたと考えられてきた。しかしながら、AタイプCs粒子はほぼ純粋なケイ酸塩ガラスに覆われて急冷の痕跡があること、1号機起源のBタイプCs粒子より小粒径であること等を考えると、3号機の水素爆轟(3/14, 11:01)時に、爆轟の火炎により非常用ガス処理系(SGTS)内の高性能特殊空気(HEPA)フィルタが溶融してシリカ源となり、爆風による微粒化とそれに伴う急冷が同時に起きて粒子は生成された可能性が高い。また、爆轟時の風速場から、粒子の大部分は海方向に流されたが、一部が爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動し、3/15未明の3号機の炉心注水再開時に発生した蒸気の流れによって再浮遊して環境中に放出されたとすることで、観測データを矛盾無く説明できる。

論文

Analysis for the accident at unit 1 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08

原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。

論文

Analysis for the accident at unit 2 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08

JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。

論文

Estimation of environmental releases of radioactive materials

茅野 政道*; 永井 晴康

Environmental Contamination from the Fukushima Nuclear Disaster; Dispersion, Monitoring, Mitigation and Lessons Learned, p.50 - 61, 2019/00

福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性物質の放出量の時間推移及び大気拡散状況は、事故による環境影響と公衆の被ばく線量を評価するために重要である。原子力機構は、環境モニタリングと大気拡散モデルの解析結果を比較することにより、事故により放出された放射性物質の放出量を推定した。国連科学委員会(UNSCEAR)は、いくつかの放出源推定結果を比較し整理するとともに、原子力機構の推定結果を陸域環境における放射性物質の濃度レベルと公衆の被ばく線量の評価に利用した。その後、原子力機構は、新たに公開されたモニタリングデータを用いて、沈着プロセスを改良したWSPEEDIの解析により放出源の詳細な推定を行った。

論文

Sensitivity analysis of source term in the accident of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。

論文

Evaluation of chemical speciation of iodine and cesium considering fission product chemistry in reactor coolant system

石川 淳; Zheng, X.; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using integrated severe accident analysis code THALES2/KICHE. Generally, specific chemical forms of iodine and cesium such as cesium iodide (CsI) and cesium hydroxide (CsOH) were assumed in the source term analysis for light water reactors using an integrated severe accident analysis code. The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station leads possible chemical effects of B$$_{4}$$C control materials and atmosphere on chemical speciation of iodine and cesium such as cesium metaborate (CsBO$$_{2}$$) and hydrogen iodide (HI). The difference of chemical speciation affects not only the FP behavior in the reactor coolant system (RCS) and transport to containment but also pH value of the suppression pool water in the containment. The pH value is one of the influential factors on the release of gaseous iodine (I$$_{2}$$ and organic iodine) from containment liquid phase. In the present study, the improvement of the THALES2/KICHE code in terms of FP chemistry in RCS was performed and applied to source term analysis for severe accidents at a boil water reactor with Mark-I containment vessel. This paper discusses the chemical speciation of iodine and cesium, and FP behavior and transport to containment.

論文

Updating source term and atmospheric dispersion simulations for the dose reconstruction in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 堅田 元喜; 太田 雅和; 古野 朗子; 朱里 秀作

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08012_1 - 08012_7, 2017/09

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所の事故時に放出された放射性物質による住民の被ばく線量を評価するために、計算シミュレーションにより放射性物質の時間空間分布を再構築する。本研究では、放出源情報の精緻化及び大気拡散シミュレーションの高精度化により、放射性物質大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースを開発し、住民の行動パターンや移行モデルと組み合わせた推計に活用する。大気拡散シミュレーションの改良としては、新規気象モデルの導入と沈着過程の精緻化を行った。改良モデルは、東日本スケールにおける$$^{137}$$Csの沈着分布を良好に再現したが、福島第一原子力発電所近傍では沈着分布の再現性が低下した。この結果は、放出源情報を改良モデルシミュレーションに対して最適化することにより、さらなる精緻化が必要であることを示している。

論文

Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

日高 昭秀; 横山 裕也

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09

福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。

論文

Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data

日高 昭秀; 横山 裕也

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), p.819 - 829, 2017/08

AA2016-0500.pdf:0.44MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:12.06(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故の評価では、炉内事象と環境モニタリング測定との結びつきの議論が重要であるが、事故から6年近く経過した現在でも、両者の事象を統合的に扱った研究は必ずしも進んでいない。WSPEEDIコードと環境モニタリングデータから逆算で詳細化された$$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、福島事故後期における原子炉建家等の地下汚染水からの気液分配に基づく$$^{131}$$I放出量を再評価するとともに、これまで検討が行われなかった$$^{137}$$Cs放出挙動に関して化学形や放出機構等について検討した。原子炉建屋等の地下汚染水からの$$^{131}$$I放出量に関する再評価では、全ソースタームに対する地下汚染水からの$$^{131}$$I放出の寄与分は約10%となった。また、3/21$$sim$$3/23及び3/30$$sim$$3/31の$$^{131}$$I放出量に対する$$^{137}$$Cs放出量の超過は、炉心冷却水がわずかに不足したことに伴う炉心温度の再上昇により、制御材を起源として生成するCsBO$$_{2}$$の放出でほぼ説明できる見通しを得た。

論文

Corrigendum; Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data, J. Nucl. Sci. Technol. 2017, Corrected vertical axis of Figure 6

日高 昭秀; 横山 裕也

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), P. i, 2017/08

AA2017-0194.pdf:0.44MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:14(Nuclear Science & Technology)

以前に発表した論文(Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data [Journal of Nuclear Science and Technology, vol.54(8), pp.819-829 (2017)])における図6の縦軸の訂正である。

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,2; 事故進展と放射性物質の放出・沈着分布の特徴

斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博

日本原子力学会誌, 59(6), p.40 - 44, 2017/06

福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。

論文

THALES-2によるフィルターベントシステムの有効性評価

近藤 雅裕*; 吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*

保全学, 15(4), p.79 - 85, 2017/01

シビアアクシデント総合解析コードTHALES-2にフィルターベントシステムを新規に導入し、軽水炉の全電源喪失事故を対象にソースターム評価を行うことにより、その有効性検討を実施した。これよりフィルターベントが環境への放射性物質の放出低減に有効であること、並びに格納容器スプレイを併用することで環境への放射性物質の放出をより低減可能であることを確認した。

論文

Formation and release of molecular iodine in aqueous phase chemistry during severe accident with seawater injection

城戸 健太朗; 端 邦樹; 丸山 結; 西山 裕孝; 星 陽崇*

NEA/CSNI/R(2016)5 (Internet), p.204 - 212, 2016/05

Seawater injection into the degraded core is one of the measures of accident management as it has been performed at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The constituents of seawater deeply relates to the iodine chemistry in the water pool of the suppression chamber, which indicates that it is important to assess their effect on the source term in a severe accident. In the present study, by employing a four-component seawater (SW) model we try to simulate the I$$_2$$ molecules yielding in aqueous solution as the function of time, based on several datasets about chemical reaction kinetics and to evaluate its fraction of the initial inventory released from the solution to gas phase. The amount of I$$_2$$ molecule in gas phase was in proportion as the SW mixing ratio. The combination of bromide and hydrogen-carbonate anions considerably contributes to the behavior of the history of producing I$$_2$$ gas. The oxygen molecules solved from air drastically reduced yielding I$$_2$$ gas by catalytically consuming hydroxyl radicals, while the I$$_2$$ gas increased by the carbon dioxide gas contained in air. The effects of SW and carbon dioxide gas are recommended to be considered in the quantitative discussion about I$$_2$$ gas released from aqueous solution.

論文

An Integrated approach to source term uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accidents

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03

AA2014-0796.pdf:0.84MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.

論文

Analysis for progression of accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code

松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08

The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.

論文

Application of Bayesian nonparametric models to the uncertainty and sensitivity analysis of source term in a BWR severe accident

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 川口 賢司; 玉置 等史; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 138, p.253 - 262, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Engineering, Industrial)

An important issue for nuclear severe accident is the source tern uncertainty and sensitivity analysis. Generally, thousands of cases are needed to reach a stable result of sensitivity analysis. Based on the limited data obtained by MELCOR analysis, in which the accident at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is used as an example, an approximate stochastic model has been constructed via Bayesian nonparametrics, specifically, the Dirichlet process. The advantage of a nonparametric model is that any deterministic function between explanatory and response variables is not necessary to be determined. The complexity of model will grow automatically as more actual data is observed. The approximate model saves the computational cost and makes it possible to complement thousands of Monte Carlo computation for uncertainty and sensitivity analysis. Probability density functions of uncertainty analysis by MELCOR and the approximate model are obtained and compared. Two densities show great accordance that proves the good predictive ability of the stochastic model. The appropriateness of the approximate model is further validated by the cross-validation through the comparison with actual MELCOR results. Global sensitivity analysis by Sobol' sensitivity index has been performed with the approximate model. Three input parameters are ranked according to their respective influences on the output uncertainty based on first-order and total effect.

論文

Parametric study for impact of in-vessel chemical forms of cesium and iodine on source term and pH of aqueous phase

塩津 弘之; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In order to evaluate the effect of chemical forms of Cs and I on source terms and solution pH in a severe accident of a BWR, parametric analysis was performed with an integral severe accident code, THALES2, developed by JAEA. In the present analysis, THALES2 code was modified to take into account CsOH, Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ and CsBO$$_{2}$$ as Cs chemical forms, and CsI and HI as I chemical forms. The severe accident sequence examined was similar to that occurred at unit 3 of the Fukushima Dai-ichi NPP. Due to the effective scrubbing, approximately 90% of the initial core inventory of Cs and I was predicted to be retained in the water pool of the suppression chamber, resulting in limited influence of Cs chemical form on Cs source term. On the other hand, the present analysis indicated that solution pH of the water pool was strongly affected by chemical forms of Cs and I. This outcome implies that chemical forms of Cs and I influence I source term since the formation of volatile I species such as I2 and organic iodine in the water pool depends strongly on solution pH.

報告書

FP化合物平衡蒸気圧測定技術の開発

高井 俊秀; 中島 邦久; 古川 智弘

JAEA-Technology 2015-002, 20 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-002.pdf:3.46MB

ソースターム評価手法の高度化を目指し、核分裂生成物等に係る基礎熱力学データを拡充するため、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定技術の開発を試みた。測定技術の開発にあたって、既存の高温質量分析計について、高質量数の模擬FP蒸気種の測定と、試料充填・取出し時の変質防止の観点から改造を行い、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定を可能とした。標準試料(銀)を用いた機能確認、模擬FP試料(ルテニウム系試料)を使用した性能確認を実施した。模擬FP試料を使用した試験結果を基に、固相の酸化ルテニウム(IV)の酸素の解離圧と標準生成エンタルピーを評価した結果、文献値と一致することを確認した。これにより、今回整備した試験装置を用いて、高精度の熱力学データの取得が可能であることを確認できた。

論文

B$$_{4}$$C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高 昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているB$$_{4}$$Cは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H$$_{2}$$発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、B$$_{4}$$Cはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H$$_{2}$$発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCH$$_{4}$$に変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCH$$_{3}$$Iを生成させる。また、酸化過程で生じたHBO$$_{2}$$はCsBO$$_{2}$$を生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のB$$_{4}$$C制御棒ブレードと、ペレット状のB$$_{4}$$C制御棒では、形状や表面積、B$$_{4}$$Cとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やB$$_{4}$$Cの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

論文

Influence of radiolysis and gas-liquid partition of I-131 in accumulated water on late phase source terms at Fukushima NPP accident

日高 昭秀

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程では、1$$sim$$4号機の原子炉建屋の地下に大量の汚染水が蓄積した。本研究では、新聞発表された情報を元に、3月下旬の汚染水中の放射性物質量を各号機の炉心内蔵量比で見積もった。その結果、各号機の建屋内汚染水中のI-131とCs-137の溶存量は、1号機が0.51%, 0.85%, 2号機が74%, 38%、3号機が26%, 18%となった。ヘンリーの法則によると、溶存したヨウ素のある割合は気液分配により気相中に移行する。福島事故の環境中へのヨウ素放出の推定に関して、これまでにMELCORのようなSA解析コードを用いる方法及び環境中モニタリングデータとSPEEDIコードから逆算する方法が用いられてきた。SPEEDI逆算は、3月26日頃まで有意な放出を予測したが、MELCORは計算される放出量低下に伴って3月17日頃に計算が終了した。検討の結果、3月17日$$sim$$26日の放出は、I$$^{-}$$からI$$_{2}$$への放射線分解とI$$_{2}$$の気液分配による地下汚染水からの放出で説明できる見通しを得た。このことから、福島事故解析にあたっては、格納容器内部からの放出のみを扱う現行のMELCORを改良し、原子炉建家等の汚染水からの放出も新たに考慮することが望まれる。

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