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論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

Analytical studies of three-dimensional evaluation of radionuclide distribution in zeolite wastes through gamma scanning of adsorption vessels

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Nuclear Science and Engineering, 192(1), p.70 - 79, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

これまでTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式の脱塩システム(SDS)に対して、アスペクト比の小さな吸着塔を円筒形状に近似して、その軸方向のみを対象にしたgammaスキャニングに関する解析的研究を進めてきた。本研究では、事故時の報告書をもとに再現した現実系の軸方向のスキャニングを模擬した計算を行い、円筒形状の結果と比較するとともに、径方向のスキャニングも新たに試みて、吸着塔内の核種分布の3次元評価の可能性を模索した。吸着塔の上面および底面からの径方向のスキャニングの模擬計算では、ゼオライト充填層中に仮想的なディスク形状とシェル形状に設定したCs-137がそれぞれ明瞭に観察可能であることを確証した。

論文

Altitudinal characteristics of atmospheric deposition of aerosols in mountainous regions; Lessons from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

眞田 幸尚; 堅田 元喜*; 兼保 直樹*; 中西 千佳*; 卜部 嘉*; 西澤 幸康*

Science of the Total Environment, 618, p.881 - 890, 2018/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.55(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故による放射性物質の環境中への放出の再現はエアロゾルの沈着に関する詳細な情報を提供する。本論文では、複雑な山地の地形における、事故の間に放出される放射性セシウムの高度の特徴を分析した。分析には、有人ヘリを用いた航空機モニタリングのデータ及びWSPEEDI-IIによる再現結果を利用した。放出源から遠い場所におけるWSPEEDI-IIの結果は、航空機モニタリングの結果とよく整合したが、近い場所での再現性は悪かった。これらの事実から、エアロゾルの沈着過程に関する模式図を構築した。

論文

A Power spectrum approach to tally convergence in Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1310 - 1320, 2017/12

AA2017-0413.pdf:1.05MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法臨界計算での実効増倍率・燃料集合体出力等の信頼区間算出においては、中心極限定理に基づくタリー標準化関数の分布収束の判定が根本的に重要である。この課題に対処するため、タリー標準化関数のパワースペクトル評価手法を開発したことを報告する。具体的には、タリー標準化関数のブラウン橋への分布収束により、タリー標準化関数のパワースペクトルが周波数の逆2乗則分布に収束することを導出し、パワースペクトルの対数分布の勾配の算出を通して分布収束を診断できることを示した。また、分布収束の不十分さを、非整数ブラウン運動モデルにより評価できることも示した。本開発手法の妥当性を、加圧水型軽水炉の局所出力および燃料・コンクリート系デブリモデルを例として、検証した。

論文

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

 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

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.

論文

Preliminary calculation with JENDL-4.0 for evaluation of dose rate distribution in the primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介

JAEA-Conf 2016-004, p.123 - 128, 2016/09

福島第一原子力発電所の廃炉のためには、格納容器内(PCV)の線量率分布を評価することが重要である。しかしながら、PCV内の放射線源分布は未だよく分かっていない。PCV内放射線には、燃料デブリ、事故時に放出されたCsにより汚染された構造物、事故前の通常運転期間において放射化された構造物の3つがある。そこで、PCV内の線量率分布評価手法を確立するため、JENDL-4.0を用いて線源を評価し試解析を行った。これにより、各線源の線量率分布への感度が得られた。

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

Behavior of accidentally released radiocesium in soil-water environment; Looking at Fukushima from a Chernobyl perspective

Konoplev, A.*; Golosov, V.*; Laptev, G.*; 難波 謙二*; 恩田 裕一*; 高瀬 つぎ子*; 脇山 義史*; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 151(Part 3), p.568 - 578, 2016/01

 被引用回数:27 パーセンタイル:6.18(Environmental Sciences)

Comparative analysis is provided for radiocesium wash-off parameters and Kd between suspended matter and water in rivers and surface runoff on Fukushima and Chernobyl contaminated areas for the first years after the accidents. It was found that radiocesium distribution coefficient in Fukushima rivers is essentially higher than those in Chernobyl. This can be associated with two factors: a higher RIP of samples in Fukushima and the presence of water insoluble glassy particles. It was found also that dissolved wash-off coefficients for Fukushima catchments are lower than those in Chernobyl. Particulate wash-off coefficients are comparable for Fukushima and Chernobyl. The radiocesium migration in undisturbed forest and grassland soils at Fukushima has been shown to be faster than those in Chernobyl. Investigation and analysis of radiocesium distribution in soils of Niida river catchment revealed accumulation of contaminated sediments on its floodplain.

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.6(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

報告書

燃料体からのグロスガンマ線の計測によるHTTR炉心の出力分布評価

野尻 直喜; 島川 聡司; 高松 邦吉; 石井 喜樹; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-086, 136 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-086.pdf:8.67MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力分布を定量的に確認するために、燃料体の核分裂生成物から発生するグロスガンマ線を測定する出力分布測定実験を行った。測定した燃料体は使用中の燃料であり、平均燃焼度は約4400MWD/tであった。運転停止中に炉内から燃料体を一時的に取り出した状態でGM管によりガンマ線測定を行い、3次元の出力分布の情報を得ることができた。測定実験の決定誤差は、燃料コンパクト1個当たりの軸方向については3$$sim$$6%、燃料体1体当たりの炉心径方向及び軸方向については4%であった。実験結果からHTTRの出力分布はおおむね設計の通りであることが明らかになった。また、モンテカルロコードMVPと核種生成消滅コードORIGEN2によるガンマ線分布の計算値は測定値とよい一致を示した。本報は、出力分布測定実験の測定方法,測定手順,測定データの分析,補正方法,測定結果の評価及び計算値との比較についてまとめたものである。

報告書

HTTR出力密度分布評価における拡散計算モデルの検討

高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2003-081, 49 Pages, 2003/10

JAERI-Tech-2003-081.pdf:2.6MB

HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス$$gamma$$線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。

論文

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。

論文

Nuclear design of the high-temperature engineering test reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司

Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:12.93(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950$$^{circ}$$Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則

JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-004.pdf:1.04MB

本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.15(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

報告書

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

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