著者

永武 拓 秋本 肇 吉田 啓之 高瀬 和之

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2012, 2012

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福島第一原発1号機の炉心冷却状況を把握するため、過渡解析コードTRAC-BF1を用いて原子炉及び非常用復水器を模擬した体系で圧力容器内の冷却材分布を解析し、地震発生及び津波到達後から炉心露出に至るまでの過程及び非常用復水器の炉心冷却への影響を検討している。本発表では、前報で課題とされた炉心部多次元性の影響について、Vessel Componentを用いた解析を実施することにより検討を行った。

著者

藤代 史 石﨑 梓 新井 宏受 長田 直之 石井 慶造 菅原 弘治 松根 寿

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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福島第一原子力発電所事故により、福島県内で稲作の作付規制が行われている。水田土壌は耕起が年単位で行われないと稲作のための土壌としての役割を果たせなくなるため、一刻も早い放射能除染が望まれている。本研究では、耕起する土壌の深さを変えて試験作付を行い、未除染土壌での稲への放射能移行を調査した。

著者

松澤 孝治 内田 正治 高橋 実 小原 徹

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.175-175, 2004

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Pb-Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉におけるポロニウムの炉心での生成量及び蒸気系への移行量を評価した。炉心でのPb-Bi冷却材に対する中性子照射により生成するポロニウムの量と崩壊による減衰から、全鉛ビスマス存在量に対するポロニウムの濃度を求め、この濃度を基に、ポロニウムの飽和蒸気圧力データなどから蒸気系へのポロニウム移行量を求めた。また、Pb-Bi純化系では、原子炉内の鉛ビスマスを一部抽出して、サージタンク気相部のカバーガス中に移行するポロニウム蒸気を低温のベーパトラップにて凝縮させて除去するものとし、ポロニウムの蒸発量データから、この除去量を求めた。さらに、これらの蒸気系への移行量及び純化系での除去量を考慮した場合のPb-Bi冷却材中ポロニウム濃度を評価した。これらを考慮した場合でも、鉛ビスマス中のポロニウム濃度はほとんど変化しない結果となった。

著者

服部 隆利 酒井 一夫

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.648-648, 2004

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人工放射性核種からの被ばくに対してこれ以上の最適化を必要としない免除とクリアランスの線量規準は10μSv/yオーダーであるが、一方、自然放射性核種については、このような線量規準を適用することが現実的ではないことから、最近、その線量規準を人工核種の線量規準よりも高い300μSv/yオーダーや1mSv/yに設定する提案が報告されてきている。このような背景のもと、本発表では、自然放射線から受ける被ばくの線量分布に、人工放射性核種からの線量分布が付加された時の総線量に対する確率分布の変化に着目した新しい最適化アプローチを検討した結果について報告する。

著者

香月 亮二 塩山 勉 岩城 智香子 阿部 覚 片山 健二郎 小松 裕太

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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外部電源無しで使用済燃料プールが冷却できるシステムを開発している。システムの一部である放熱器はフィン付管群と煙突で構成され、自然対流により熱を大気に放出する。自然対流による熱伝達率は小さいため、放熱器が大きくなることが問題となる。そこで、コンパクトな放熱器となる管群構成を検討した。管群の縦方向ピッチをパラメータとした試験により、縦方向ピッチがフィン外径の5倍のとき熱伝達率が単管の1.6倍で最大となる結果を得た。また、試験で得た熱伝達率を用いた、煙突内の空気に生じる浮力と抵抗、伝熱のバランス計算により、1本あたりの伝熱量が最大となる段数を評価した。

著者

大橋 慶太郎

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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原子力発電所原子炉建屋に存在する使用済燃料プールに自然対流を利用した冷却装置を用いることで、外部電源を必要としない冷却が可能かどうかを検討し、現状で可能な除熱量を算出した。また、無電源冷却を行うために空気への伝熱量を改善する必要があると考え、そのための実験を行った。

著者

林 大和 近藤 貴夫 夏目 智弘 大山 勝義

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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政府・東京電力中長期対策会議研究開発推進本部傘下のプロジェクトとして、福島第一原子力発電所1-3号機内の燃料デブリ取出しに向けて臨界管理技術の開発を進めている。本稿では、臨界評価・臨界検知・臨界防止から成る開発計画を示す。また、燃料デブリ取出しまでの作業フェーズにおいて臨界に至る可能性のあるシナリオを整理した。