2025/08/29 更新

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ヒダカ　アキヒデ
日髙昭秀
Akihide Hidaka
所属
研究統括機構 特任准教授
職名
特任准教授
ホームページ
https://www.niigata-u.ac.jp
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外部リンク

学位

  • 工学博士 （ 1998年3月   東北大学 ）

研究キーワード

  • エアロゾル

  • 放射性物質

  • 福島第一原子力発電所事故

  • ソースターム

  • シビアアクシデント

研究分野

  • エネルギー / 原子力工学  / シビアアクシデント時の原子力発電所における放射性物質の放出と移行

経歴（researchmap）

  • 新潟大学   研究統括機構   特任准教授   准教授

    2023年1月 - 現在

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    国名：日本国

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  • カリファ大学   原子炉工学部   客員非常勤教授   教授

    2018年8月 - 2022年12月

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    国名：アラブ首長国連邦

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  • 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構   原子力人材育成センター   研究主席

    1980年4月 - 2018年3月

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    国名：日本国

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経歴

  • 新潟大学   研究統括機構   特任准教授

    2023年4月 - 現在

  • 新潟大学   研究推進機構   特任准教授

    2023年1月 - 2023年3月

所属学協会

 

論文

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書籍等出版物

  • 原子力のいまと明日

    日本原子力学会

    丸善出版  2019年  （ ISBN:9784621303733 ）

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    記述言語：日本語

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MISC

  • 福島第一原子力発電所廃炉作業効率化とソースターム予測精度向上への貢献に向けたFP挙動に関する技術調査; 本専門委員会の2年間の活動報告 査読

    勝村 庸介, 高木 純一, 細見 憲治, 宮原 直哉, 駒 義和, 井元 純平, 唐澤 英年, 三輪 周平, 塩津 弘之, 日高 昭秀

    日本原子力学会誌ATOMOΣ   65 ( 11 )   674 - 679   2023年11月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.3327/jaesjb.65.11_674

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  • 福島第一原子力発電所事故時の3号機HEPAフィルタ材からのType Aガラス質Cs含有微粒子の生成; ケイ酸塩ガラス成分の類似性の観点から 査読

    日高 昭秀

    Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive)   10   2021年10月

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    記述言語：英語  

    福島事故時に放出されたType Aガラス質Cs含有微粒子の生成機構として、3号機の水素爆発時に非常用ガス処理系のHEPAフィルタ材(グラスファイバ: GF)が溶融・微粒化した可能性を指摘した。本検討では、EPMAを用いてType Aを覆うSiO$_{2}$とGFの構成元素を調べた。その結果、両者の元素は、炉内で生成してHEPAフィルタに運ばれた微粒子中に含まれていたと考えられるCs, Fe, Snを除き、ほぼ一致していた。また、高真空下でGFにEPMAの電子線を照射すると、数ミクロンの球形粒子が容易に生成した。これらはType Aが水素爆発の火炎で生成したことを強く示唆している。さらに、水素爆発直後に重力ダンパが閉じて、ダンパ前が亜真空、ダンパ後が大気圧となって粒子表面温度やSiO$_{2}$表面張力に差があったことが球形と非球形の微粒子を生成させた可能性を示し、Type Aの生成機構を詳細化した。

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  • 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 招待 査読

    日高 昭秀

    Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists   2021年10月

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    担当区分：筆頭著者,　最終著者,　責任著者   記述言語：英語  

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  • Cs含有微粒子はいかに生成したか？:学際研究者の推理 査読

    日髙 昭秀

    日本原子力学会誌ATOMOΣ   63 ( 9 )   679 - 680   2021年9月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：日本語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（学術雑誌）   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

    福島第一原子力発電所事故時に放出されたタイプA難溶性Cs含有微粒子(以下、Cs微粒子)の生成機構について、様々な議論がなされてきた。筆者は、3号機の非常用ガス処理系のHEPAフィルタが水素爆発時に溶融して微粒化により生成したと考えてきたが、2020年11月に同フィルタ室が解体され、その是非がまさに確認されようとしている。本稿では、筆者が考える生成機構について紹介するとともに、現在、原子力規制委員会で行われている福島事故の分析に係る検討会で、まもなく明らかになる同フィルタの解析結果に対する期待を述べる。筆者の仮説が正しいとした場合、Cs微粒子の生成は、まさに原子炉側と環境側の学際領域で起きており、生成機構解明が遅れた一因となったと考える。Cs微粒子の生成を防ぐためには、水素爆発の防止はもちろん、HEPAフィルタに対して何らかの燃焼防止対策を講じることが望まれ、それによって原子力発電所の安全性がさらに向上することが期待される。

    DOI： 10.3327/jaesjb.63.9_679

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  • 5.2.1 燃料からの放射性物質放出モデルと放出後の化学形態、5.4.5 1F原発事故解析で得られたFP挙動モデルの技術課題

    日高 昭秀

    シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動   85 - 88   2021年5月

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    記述言語：日本語  

    日本原子力学会の「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会は、最近、活動内容を取りまとめた。著者はその委員として、シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動に係る解析コード、FP挙動モデルの節において、燃料からの放射性物質放出モデルの概要と、燃料から放出された後の放射性物質の化学形態について執筆した。また、福島第一原子力発電所事故解析から得られた現行の放射性物質挙動モデルの技術課題として、以下の3点((1)大気拡散コードと環境モニタリングデータから逆算した$^{131}$I/$^{137}$Cs比に基づく福島原発事故後期の$^{131}$I及び$^{137}$Cs放出機構の推定、(2)福島原発事故後放射性テルル放出時間の推定及びそれらと個々のプラント事象との関係、(3)福島原子力発電所事故中に正門付近で観測された中性子源及び4号機水素爆発の誘因となった水素の追加発生 -高温炉心溶融物のクエンチ時に起こり得る事象からの類推-)について執筆した。

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  • 福島第一原子力発電所事故において数時間を超える炉心冷却停止後の注水再開時に起きた水素発生と放射性物質放出の促進

    日高 昭秀, 氷見 正司*, Addad Y.*

    Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet)   4   2019年5月

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    記述言語：英語  

    福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された$\gamma$線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された$^{242}$Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。

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  • 10.2.1 軽水炉の改良についての世界的なトレンド

    日高 昭秀

    原子力のいまと明日   264 - 265   2019年3月

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    記述言語：日本語  

    最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。

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  • 福島第一原子力発電所事故後期におけるCsの放出挙動と化学形

    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)   29 - 42   2017年9月

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    記述言語：英語  

    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。

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  • 日本‐IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要(2016年)

    山口美佳, 日高昭秀, 生田優子, 村上健太, 村上健太, 富田明, 富田明, 広瀬大也, 広瀬大也, 渡邉正則, 渡邉正則, 上田欽一, 上田欽一, 生井澤賢, 生井澤賢, 小野瀬貴利, 小野瀬貴利, 山下清信, 上坂充, 上坂充, 喜多智彦, 喜多智彦, 鳥羽晃夫, 鳥羽晃夫, 北端琢也, 北端琢也, 沢井友次

    日本原子力研究開発機構JAEA-Review(Web)   ( 2017-002 )   WEB ONLY   2017年3月

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    記述言語：日本語  

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  • アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014

    日高昭秀, 中野佳洋, 渡部陽子, 新井信義, 澤田誠, 金井塚清一, 金井塚清一, 加藤木亜紀, 加藤木亜紀, 嶋田麻由香, 嶋田麻由香, 石川智美, 石川智美, 海老根雅子, 海老根雅子, 中村仁一, 櫻井健, 虎田真一郎, 中村和幸, 山下清信

    日本原子力研究開発機構JAEA-Review(Web)   ( 2016-011 )   WEB ONLY   2016年7月

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  • 放射性物質移行挙動 (特集 シビアアクシデント入門 : 炉心が重大な損傷を受ける事象を解説)

    日髙 昭秀

    エネルギーレビュー   35 ( 9 )   20 - 24   2015年9月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：エネルギーレビューセンター  

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  • 放射線に起因する晩発性健康影響を推定する計算コードHEINPUT‐GUI Ver. 2.0の開発

    高原省五, 日高昭秀, 荻野隆

    日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code(Web)   ( 2015-001 )   WEB ONLY   2015年3月

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  • Outlines of JAEA's instructor training program and future prospects

    Akihide Hidaka, Kazuyuki Nakamura, Yoko Watanabe, Yukiko Yabuuchi, Nobuyoshi Arai, Makoto Sawada, Kiyonobu Yamashita, Tomotsugu Sawai, Hiroyuki Murakami

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   23   2015年1月

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  • 福島原子力発電所事故の滞留水中I-131の放射線分解と気液分配が後期ソースタームに及ぼす影響

    日高 昭秀

    Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive)   12   2014年10月

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    記述言語：英語  

    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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  • 軽水炉事故時の高燃焼度燃料又はMOX燃料用ソースタームにかかわるピアレビュー委員会メンバー個別報告書

    日高 昭秀

    ERI/NRC 11-211   60\_69 - 111\_117   2011年12月

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    記述言語：英語  

    NRCでは、先ごろ、高燃焼度燃料又はMOX燃料用NUREG-1465ドラフトを作成し、米国,仏,発表者を含む専門家によるピアレビューを行っている。同ドラフトでは、燃料からのFP放出データとしてIRSNのVERCORS実験のデータを用いてBoothモデルを見直し、MELCORコードを用いて格納容器ソースタームが計算された。ところが、MELCORコードのFP放出モデルではCsの拡散係数のみを変更し、その他の核種に対しては従来のORNL-Boothモデルで用いているclass scale factorをそのまま用いたため、提案された改訂NUREG-1465の結果は、従来のNUREG-1465とほとんど変わらないものとなっていた。このため、VERCORS実験のCs以外の核種の最終放出割合の結果がCs拡散係数のみを変更したBoothモデル計算と一致するようにclass scale factorを再評価することを提案した。

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  • シビアアクシデント条件下のVEGA実験で観測された雰囲気圧力に依存する燃料からの放射性物質放出挙動及びソースターム評価への影響

    日高 昭秀

    NEA/CSNI/R(2010)10/PART1 (Internet)   12   2010年12月

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    記述言語：英語  

    シビアアクシデント条件下の燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画では、世界最高温度、圧力条件下で計10回の実験を行った。1.0MPa下のPWR燃料を用いた実験では、Csの放出が0.1MPa下と比べて約30\%減少することを初めて観測した。その圧力影響は、UO$_{2}$結晶粒内と開気孔中拡散を扱う2段階拡散モデル、又は簡易な1/P**0.5 CORSOR-Mモデルで再現できることを示した。一方、BWRやMOX燃料を用いた実験では、出力運転中の燃料中心温度の違いや、燃料の酸化,被覆管との共晶反応等の実験条件の違いのため、圧力影響は明確に観測されなかった。観測された圧力影響は、PWRのソースターム評価や一次系強制減圧のようなAM方策に影響を与える可能性がある。圧力影響を考慮したTHALES-2コードの試計算から、一次系強制減圧は、一次系内の放出を増加させるものの、事故進展を遅らせたり、早期格納容器破損時のソースタームを減少させるなど、多くの長所を有することが明らかになった。圧力影響とソースターム評価の関係について、さまざまな事故シーケンスやAM手法の組合せを考慮しつつ、系統的に調べる必要がある。

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  • FP放出実験

    日高 昭秀

    日本原子力学会「シビアアクシデント時の格納容器内の現実的ソースターム評価」特別専門委員会報告書   3.1\_1 - 3.1\_38   2010年4月

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    記述言語：日本語  

    シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画では、1999年から2004年の間、世界最高温度,圧力条件を含む不活性又は水蒸気雰囲気において全部で10回の実験を行った。それらの実験では、加圧雰囲気下で放出速度が低下することを世界で初めて観測するとともに、燃料が溶融する高温域で放出速度が増加することなどを観測した。また、低揮発性放射性物質の放出,MOX燃料からの放出にかかわるデータを取得するとともに、水蒸気雰囲気における燃料の酸化や被覆管と燃料との共晶反応が放出に及ぼす影響を調べた。さらに、得られた知見がソースターム評価やアクシデントマネジメント方策の有効性に及ぼす影響についても調べた。本稿では、それらについてこれまで学会や国際会議等に外部発表した主要な成果についてまとめた。

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  • 原子力事故時のエアロゾルに関する最新技術報告書

    Allelein H.-J.*, Auvinen A.*, Ball J.*, Guntay S.*, Herranz L. E.*, 日高 昭秀, Jones A. V.*, Kissane M.*, Powers D.*, Weber G.*

    NEA/CSNI/R(2009)5   388   2009年12月

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    記述言語：英語  

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  • リスク情報を活用した「重要度分類指針」の最近の改訂

    日髙昭秀

    第10回日韓PSAワークショップ報文集ーアジアに向けたPSAネットワークー   JAEA-Review ( 2009-038 )   61 - 65   2009年10月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • 「リスク情報を活用した安全規制の導入」の課題と今後の方向ー原子力安全委員会のタスクフォースが最終報告ー

    内閣府原子力安全委員会事務局審査指針課

    日刊工業出版プロダクション 原子力eye   Vol.54 ( No.3 )   70 - 75   2008年3月

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    担当区分：責任著者   記述言語：日本語  

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  • EFFORTS TOWARD RISK INFORMED REGULATION AND IMMEDIATE ISSUES IN JAPAN 査読

    Akihide Hidaka

    ICONE16: PROCEEDING OF THE 16TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING - 2008, VOL 1   1   971 - 979   2008年

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  • リスク情報を活用した安全規制の本格導入に向けてー原子力安全委員会のタスクフォースが中間とりまとめー

    内閣府原子力安全委員会事務局

    日刊工業出版プロダクション 原子力eye   Vol.52 ( No.5 )   54 - 59   2006年5月

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    担当区分：責任著者   記述言語：日本語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（その他）  

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  • より合理的な規制をめぐり議論 : 原子力安全委, リスク情報活用でシンポジウム

    日高 昭秀, 佐田 務

    日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan   48 ( 4 )   242 - 245   2006年4月

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  • Recent progress in risk consideration and issues on developing risk informed regulations in Japan

    Akihide Hidaka

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   2006   2006年

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    記述言語：英語  

    DOI： 10.1115/ICONE14-89449

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  • 諸外国の原子力安全規制におけるリスク情報の活用状況

    日高 昭秀

    日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan   47 ( 11 )   755 - 760   2005年11月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：日本原子力学会  

    原子力安全規制におけるリスク情報の活用は, 確率論的安全評価技術の発達とともに進展してきた。発電炉の安全規制におけるリスク情報の活用では, 決定論的な安全評価手法と併せて有効に使うことにより, 安全上の規制判断や安全確保活動を行う際, より合理的な根拠を与えるとともに効率を向上できることが期待されている。しかし, リスク評価では, 定量評価が困難なものについても不確実さを明示的に扱う必要があるため, 国内外の関係者間では, 厳格な規制要求とすることに対して慎重である。そのような基本路線は見い出せるものの, 米国では, 規制効率の向上や過剰な規制による事業者負担の軽減の観点から, リスク情報を規制要件の軽減にも用いているのに対し, フランス等では, リスク情報の活用によって規制の安全レベルに低下があってはならないとして, 規制要件の軽減を認めていない。本稿では, このような各国の対応の違いと共通する当面の課題を取りまとめた。

    DOI： 10.3327/jaesj.47.755

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  • VEGA; An experimental study of radionuclides release from fuel under severe accident conditions

    Tamotsu Kudo, Akihide Hidaka, Toyoshi Fuketa

    Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting   883 - 889   2005年10月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

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  • VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA‐1及び‐3実験解析

    日高昭秀, 工藤保, 木田美津子, 更田豊志

    日本原子力研究所JAERI-Research   73P   2005年2月

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  • Radionuclide release from mixed-oxide fuel under severe accident conditions

    Akihide Hidaka, Tamotsu Kudo, Toyoshi Fuketa

    Transactions of the American Nuclear Society   91   499 - 500   2004年12月

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  • Recent Progress of VEGA Program‐Radionuclide release from MOX and release model with pressure effect‐

    HIDAKA A

    日本原子力研究所JAERI-Review   170 - 179   2004年10月

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    記述言語：英語  

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  • 全交流電源喪失を起因事象とするPWRシビアアクシデント時に圧力及び温度に誘発されて起きる蒸気発生器伝熱管破損事故に関する解析

    日髙昭秀, 丸山結, 中村秀夫

    Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM)   1 - 15   2004年10月

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    担当区分：筆頭著者,　最終著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • 放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP‐AESを用いた元素分析

    金沢徹, 日高昭秀, 工藤保, 中村武彦, 更田豊志

    日本原子力研究所JAERI-Tech   59P   2004年6月

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  • 原子炉安全研究ワークショップ講演集: 経年構造物の健全性に関する研究成果を中心に; 2003年3月17日,東海研究所,東海村

    日高昭秀, 鈴木雅秀

    JAERI-Conf ( 2003-014 )   1 - 178   2003年9月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：日本語   掲載種別：講演資料等（セミナー，チュートリアル，講習，講義他）  

    添付ファイル： JAERI-Conf-2003-014.pdf

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  • 軽水炉シビアアクシデント影響の更なる高精度予測を目指して

    日高 昭秀

    日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan   45 ( 8 )   493 - 496   2003年8月

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  • 高温・高圧下におけるNSRR再照射燃料からの放射性物質放出挙動 [VEGA‐5実験のガンマ線計測結果]

    日高昭秀, 工藤保, 中村武彦, 金沢徹, 木内敏男, 上塚寛

    日本原子力研究所JAERI-Tech   37P   2003年3月

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  • Overview of VEGA Program on Radio‐nuclide Release from Fuel under Severe Accident Conditions and Effect of Pressure on Release Behavior.

    HIDAKA A, KUDO T, NAKAMURA T, KANAZAWA T, UETSUKA H

    日本原子力研究所JAERI-Conf   247 - 262   2002年8月

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    記述言語：英語  

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  • Effect of temperature and atmosphere on release of nuclides including short‐life FPs. Results of recent VEGA‐3 through. 5 tests.

    KUDO T, HIDAKA A, NAKAMURA T, KANAZAWA T, UETSUKA H

    日本原子力研究所JAERI-Conf   263 - 272   2002年8月

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    記述言語：英語  

    J-GLOBAL

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  • シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動 VEGA‐1実験の結果

    日高昭秀, 中村武彦, 工藤保, 上塚寛

    日本原子力研究所JAERI-Research   52P   2001年12月

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  • シビアアクシデント時における照射済燃料からの放射性物質放出実験

    日高昭秀

    日本原子力研究所JAERI-Conf   381 - 391   2001年7月

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    記述言語：日本語  

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  • Depressurization Analyses of PWR Station Blackout with MELCOR 1.8.4.

    ANTARIKSAWAN A R, HIDAKA A, MORIYAMA K, HASHIMOTO K

    日本原子力研究所JAERI-Tech   131P   2001年3月

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  • 照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験装置の運転・保守要領書

    林田烈, 日高昭秀, 中村武彦, 工藤保, 大友隆, 上塚寛

    日本原子力研究所JAERI-Tech   155P   2001年3月

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  • SB-02-3(046) Creep Failure of Reactor Cooling System Piping of Nuclear Power Plant under Severe Accident Conditions(Materials Performance in Nuclear Application 2) :

    Chino E., Maruyama Y., Maeda A., Harada Y., Nakamura H., Hidaka A., Shibazaki H., Yuchi Y., Kudo T., Hashimoto K.

    Creep : proceedings of the ... international conference on creep and fatigue at elevated temperatures   ( 1 )   107 - 115   2001年

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）   出版者・発行元：日本機械学会  

    The integrity of reactor cooling system piping during severe accidents of light water reactors is being investigated at Japan Atomic Energy Research Institute. The investigation is composed of piping failure tests, material property measurement and creep analyses. In the piping failure tests, piping made of stainless steels (SUS316 or CF8M), carbon steel or Inconel 690 is loaded with a constant internal pressure and an elevated temperature. Deformation features and time to failure have been obtained under various pressure and temperature conditions. The creep analyses were performed by ABAQUS code being furnished with creep equations based on the material property measurement. A three -dimensional analysis with shell elements for the test with small-diameter pipe (114.3 mm in an outer diameter) made of nuclear grade SUS316 significantly underes timated the deformation, resulting in a longer time to failure. Two -dimensional analyses with solid and shell elements indicated that this discrepancy would have resulted from the use of shell elements. A two-dimensional analysis with solid elements predicted well the time to failure of a thin steam generator U -tube (22.23 mm in an outer diameter) made of Inconel 690.

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  • WIND計画におけるヨウ化セシウムとSUS316鋼との相互作用に関する研究

    工藤 保, 丸山 結, 柴崎 博晶, 日高 昭秀, 中村 秀夫, 茅野 栄一, 湯地 洋子, 橋本 和一郎

    シビアアクシデント研究ワークショップ（SARJ-99）論文集   JAERI-Conf ( 2000-015 )   216 - 221   2000年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • WIND計画におけるホウ酸がエアロゾル再揮発化へ及ぼす影響に関する実験研究

    柴崎 博晶, 丸山 結, 工藤 保, 湯地 洋子, 茅野 栄一, 中村 秀夫, 日高 昭秀, 橋本 和一郎

    シビアアクシデント研究ワークショップ（SARJ-99）論文集   JAERI-Conf ( 2000-015 )   225 - 230   2000年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

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  • 配管信頼性実証試験計画における配管破損試験のクリープ解析

    茅野 栄一, 丸山 結, 湯地 洋子, 柴崎 博晶, 中村 秀夫, 日高 昭秀, 工藤 保, 橋本 和一郎, 前田 章雄

    シビアアクシデント研究ワークショップ（SARJ-99）論文集   JAERI-Conf ( 2000-015 )   303 - 308   2000年11月

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    記述言語：英語  

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  • VEGA試験の初回結果とトリア構造物の製作研究の概要

    中村武彦, 日髙昭秀, 工藤保, 林田烈, 大友隆, 中村仁一, 上塚寛

    シビアアクシデント研究ワークショップ (SARJ-99) 論文集   JAERI Conf ( 2000-015 )   201 - 209   2000年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • ART及びVICTORIAコードを用いたWIND計画のCsIエアロゾル沈着試験解析

    湯地 洋子, 柴崎 博晶, 工藤 保, 日高 昭秀, 丸山 結, 茅野 栄一, 中村 秀夫, 吉野 丈人, 鈴木 健祐, 橋本 和一郎

    シビアアクシデント研究ワークショップ（SARJ-99）論文集   JAERI-Conf ( 2000-015 )   231 - 235   2000年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

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  • VEGA計画の現状とヨウ化セシウムを用いた予備試験

    日高 昭秀, 中村 武彦, 工藤 保, 林田 烈, 中村 仁一, 大友 隆, 上塚 寛

    シビアアクシデント研究ワークショップ（SARJ-99）論文集   JAERI-Conf ( 2000-015 )   193 - 200   2000年11月

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    担当区分：筆頭著者,　最終著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

    DOI： 10.11484/jaeri-conf-2000-015

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  • 原子炉シビアアクシデント時の放射性物質移行挙動解析コードART Mod2の概要

    日高昭秀

    RIST News   ( 30 )   2 - 14   2000年10月

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    記述言語：日本語  

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  • 国際標準問題41番; 放射性ヨウ素試験施設(RTF)の実験結果に基づく格納容器ヨウ素挙動に係る計算コード比較問題

    Wren J. C.*, Royen J.*, Ball J.*, Glowa G.*, Rydl A.*, Poletiko C.*, Billarand Y.*, Ewig F.*, Funke F.*, Zeh P.*, 日高 昭秀, Gauntt R.*, Young M.*, Cripps R.*, Herrero B.*

    NEA/CSNI/R(2000)6/Vol.1, Vol.2   174   2000年4月

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    記述言語：英語  

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  • シビアアクシデント時の強放射能核分裂生成物の挙動に関する研究

    山脇道夫, 山口憲司, 小野双葉, HUANG J, 原田雄平, 日高昭秀, 杉本純

    日本原子力研究所JAERI-Tech   43P   2000年3月

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  • 照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)について

    日高 昭秀, 中村 武彦, 工藤 保

    原子力eye   46 ( 3 )   79 - 83   2000年3月

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    記述言語：日本語   出版者・発行元：日刊工業出版プロダクション  

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  • Evaluation of Steam Generator U‐Tube Integrity during PWR Station Blackout with Secondary System Depressurization.

    HIDAKA A, ASAKA H, UENO S, YOSHINO T, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Research   62P   1999年12月

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  • VEGA実験計画の概要及びCsIを用いた装置の性能確認実験

    日高昭秀, 工藤保, 中村武彦, 林田烈, 大友隆, 中村仁一, 上塚寛

    日本原子力研究所JAERI-Research   36P   1999年12月

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  • Current Status of VEGA Program.

    HIDAKA A, NAKAMURA T, NISHINO Y, KANAZAWA H, HASHIMOTO K, HARADA Y, KUDO T, UETSUKA H, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   211 - 218   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Current Status of WIND Project.

    HASHIMOTO K, HARADA Y, MAEDA A, MARUYAMA Y, SHIBAZAKI H, KUDO T, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   161 - 164   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Analyses of ALPHA In‐Vessel Debris Coolability Experiments with SCDAPSIM Code.

    HIDAKA A, MARUYAMA Y, UENO S, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   49 - 55   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Revaporization of CsI Aerosol in Horizontal Straight Pipe in WIND Project.

    SHIBAZAKI H, MARUYAMA Y, KUDO T, HASHIMOTO K, MAEDA A, HARADA Y, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   191 - 196   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Analyses of CsI Aerosol Deposition in Aerosol Behavior Tests in WIND Project.

    KUDO T, SHIBAZAKI H, HIDAKA A, YOSHINO T, SUZUKI K, MARUYAMA Y, MAEDA A, HARADA Y, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   197 - 201   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Experimental and Analytical Studies on Creep Failure of Reactor Coolant Piping.

    MAEDA A, MARUYAMA Y, HASHIMOTO K, HARADA Y, SHIBAZAKI H, KUDO T, NAKAMURA N, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   165 - 170   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Metallurgical Study of Failed Specimen and Piping under LWR Severe Accident Conditions.

    HARADA Y, MARUYAMA Y, MAEDA A, SHIBAZAKI H, KUDO T, HIDAKA A, HASHIMOTO K, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   171 - 175   1999年7月

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    記述言語：英語  

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  • Analysis of Steam Generator Tube Rupture as a Severe Accident Using MELCOR 1.8.4.

    YANG H, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Tech   101P   1999年3月

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  • Research Program (VEGA) on the Fission Product Release from Irradiated Fuel.

    NAKAMURA T, HIDAKA A, HASHIMOTO K, HARADA Y, NISHINO Y, KANAZAWA H, UETSUKA H, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Tech   39P   1999年3月

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  • 国際標準問題41番; シビアアクシデント条件下の格納容器内ヨウ素挙動に関するRTF実験を対象とした計算コードの比較演習

    Ball J.*, Glowa G.*, Wren J.*, Rydl A.*, Poletiko C.*, Billarand Y.*, Ewig F.*, Funke F.*, 日高 昭秀, Gauntt R.*, Cripps R.*, Herrero B.*, Royen J.*

    NEA/CSNI/R(99)7   311 - 325   1999年1月

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    記述言語：英語  

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  • Current Status of VEGA Program and a Preliminary Test with Cesium Iodide

    HIDAKA A.

    JAERI-Research 99-066   1999年

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  • Specimen tensile and piping failure tests under LWR severe accident conditions

    Yuhei Harada, Naohiko Nakamura, Akio Maeda, Minoru Igarashi, Yu Maruyama, Akihide Hidaka, Hiroaki Shibazaki, Jun Sugimoto

    American Society of Mechanical Engineers, Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP   362   139 - 142   1998年12月

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  • WIND計画における配管内FPエアロゾル挙動解析(受託研究)

    日高昭秀, 丸山結, 柴崎博晶, 前田章雄, 原田雄平, 長嶋利夫, 吉野丈人, 杉本純

    日本原子力研究所JAERI-Tech   89P   1998年7月

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  • Status of VEGA Fission Product Release Experiment.

    HIDAKA A, NAKAMURA T, HARADA Y, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   300 - 305   1998年5月

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    記述言語：英語  

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  • Deposition of CsI Aerosol in Horizontal Straight Pipe under Inert and Superheated Steam Environment.

    SHIBAZAKI H, IGARASHI M, MARUYAMA Y, MAEDA A, HARADA Y, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   320 - 325   1998年5月

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    記述言語：英語  

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  • Studies on Reactor Piping Integrity during Severe Accident in WIND Project.

    MAEDA A, MARUYAMA Y, HARADA Y, SHIBAZAKI H, NAKAMURA N, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    日本原子力研究所JAERI-Conf   231 - 237   1998年5月

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    記述言語：英語  

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  • シビアアクシデント条件下の曲管内のヨウ化セシウムエアロゾル挙動に関する実験及び解析

    日高 昭秀, 柴崎 博晶, 丸山 結, 吉野 丈人, 杉本 純

    NEA/CSNI/R(98)4   1 - 14   1998年

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

    CiNii Article

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  • Deposition of cesium iodide aerosol in horizontal straight pipes under severe accident conditions

    Minoru Igarashi, Yu Maruyama, Akio Maeda, Kazuichiro Hashimoto, Naohiko Nakamura, Akihide Hidaka, Yuhei Harada, Jun Sugimoto

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   203   1997年1月

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  • Thermal and structural responses of reactor piping under elevated temperature and pressure conditions

    Akio Maeda, Yu Maruyama, Naohiko Nakamura, Minoru Igarashi, Kazuichiro Hashimoto, Yuhei Harada, Akihide Hidaka, Jun Sugimoto

    International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE   204   1997年1月

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  • Recent advances of thermal hydraulic researches in severe accident

    Nariai, Hideki, Sugiyama, Kenichiro, Kataoka, Isao, Mishima, Kaichiro, Kikuchi, Yoshihiro, Monde, Masanori, Sugimoto, Jun, Yamano, Norihiro, Hidaka, Akihide, Nagasaka, Hideo, Kajimoto, Mitsuhiro, Ohno, Shuji, Ogata, Junji

    Nippon Genshiryoku Gakkaishi/Journal of the Atomic Energy Society of Japan   39 ( 9 )   739 - 752   1997年1月

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  • Experimental and analytical study on aerosol behavior in WIND project

    HIDAKA A.

    Proc. 8th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Kyoto   2   595 - 604   1997年

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  • WIND project tests and analysis on the integrity of small size pipe under severe accident condition

    Naohiko Nakamura, Kazuichiro Hashimoto, Yu Maruyama, Minoru Igarashi, Akihide Hidaka, Jun Sugimoto

    Proceedings of the ASME/JSME International Conference on Nuclear Engineering, ICONE   3   199 - 203   1996年12月

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  • Scoping test and analysis on CsI aerosol behavior in a straight pipe in WIND project

    Minoru Igarashi, Akihide Hidaka, Yu Maruyama, Naohiko Nakamura, Kazuichiro Hashimoto, Jun Sugimoto

    Proceedings of the ASME/JSME International Conference on Nuclear Engineering, ICONE   3   193 - 198   1996年12月

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  • Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in straight piping with windflow code

    Yu Maruyama, Minoru Igarashi, Naohiko Nakamura, Akihide Hidaka, Kazuichiro Hashimoto, Jun Sugimoto, Kengo Nakajima

    Proceedings of the ASME/JSME International Conference on Nuclear Engineering, ICONE   1   997 - 1008   1996年12月

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  • Coupling Analysis of Thermohydraulics and Aerosol Behavior in WIND Experiments.

    HIDAKA A, MARUYAMA Y, HASHIMOTO K, YOSHINO T, NAKAJIMA K, SUGIMOTO J

    Transactions of the American Nuclear Society   75   398 - 399   1996年

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  • Analytical study on depressurization during PWR station blackout.

    HIDAKA A, EZZIDI A, SUGIMOTO J

    Proceedings of the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment: Moving Toward Risk-Based Regulation, 1996, Vol.3   1548 - 1556   1996年

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    記述言語：英語  

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  • Experimental Study on Aerosol Deposition in Horizontal Straight Piping.

    MARUYAMA Y, IGARASHI M, HASHIMOTO K, NAKAMURA N, HIDAKA A, SUGIMOTO J

    Transactions of the American Nuclear Society   75   273 - 274   1996年

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    記述言語：英語  

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  • シビアアクシデント時の溶融炉心挙動と熱物性

    杉本純, 上塚寛, 日高昭秀, 丸山結, 山野憲洋, 橋本和一郎

    Thermophys Prop   17th   163 - 166   1996年

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    記述言語：日本語  

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  • Experimental analysis with art code on FP behavior under severe accident conditions.

    HIDAKA A, HASHIMOTO K, SUGIMOTO J, YOSHINO T

    ASME. FED (American Society of Mechanical Engineers. Fluids Engineering Division)   223   99 - 106   1995年12月

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    記述言語：英語  

    Scopus

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  • ART及びVICTORIAコードによるWIND計画のFP沈着に関する比較研究 査読

    日高 昭秀, 杉本 純, 村松 健, 吉野 丈人, 長嶋 利夫

    PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications   241 - 246   1995年11月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • 総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2のアクシデントマネジメント検討のための改良及び適用 査読

    村松 健, 日高 昭秀, 石川 淳, I.S.Yeo, J.Kong

    PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications   216 - 221   1995年11月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • ALPHA計画における燃料冷却材相互作用実験

    杉本 純, 山野 憲洋, 丸山 結, 日高 昭秀, 早田 邦久

    Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics,Vol. III   890 - 897   1992年9月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • THALES-2,STCP,MELCORコードによるBWRシビアアクシデント時のソースタームに関する比較研究

    日髙昭秀, 早田邦久, 村松健, 坂本亨

    ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conference   408 - 416   1992年8月

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    担当区分：筆頭著者,　最終著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

    添付ファイル： THALES2STCPMELCOR.pdf

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  • 原子炉のシビアアクシデント評価に関する研究の現状

    早田邦久, 日高昭秀, 橋本和一郎

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   47P   1992年5月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.11484/jaeri-m-92-061

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  • 事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画電線貫通部小規模リーク定量化試験

    山野 憲洋, 杉本 純, 丸山 結, 日高 昭秀, 早田 邦久

    NUREG/CP-0120   439 - 455   1992年5月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • ALPHA計画電線貫通部リーク定量化試験シリコン樹脂実験(SLB001,SLB002) 樹脂の挙動に対する熱的影響の評価

    山野憲洋, 杉本純, 丸山結, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   22P   1992年3月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.11484/jaeri-m-92-055

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  • The SHAPE code for core heatup and fission products source evaluation.

    HAGA T, HIDAKA A

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   160 - 168   1992年3月

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    記述言語：英語  

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  • ALPHA計画溶融物落下水蒸気爆発実験 現象の把握とエネルギー変換効率の推定

    杉本純, 山野憲洋, 丸山結, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   24P   1992年3月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.11484/jaeri-m-92-035

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  • CORCON/VANESAコードを用いたACE MCCI L6試験解析

    日髙昭秀, 早田邦久, 杉本純, 山野憲洋, 丸山結

    ACE-TR-xxx   1 - 26   1992年2月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：英語  

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  • ANALYSES OF ACE MCCI TEST L6 WITH THE CORCON VANESA CODE 査読

    A HIDAKA, K SODA, J SUGIMOTO, N YAMANO, Y MARUYAMA

    PROCEEDINGS OF THE SECOND OECD ( NEA ) CSNI SPECIALIST MEETING ON MOLTEN CORE DEBRIS-CONCRETE INTERACTIONS   211 - 225   1992年

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    記述言語：英語  

    Web of Science

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  • RESULTS OF AEROSOL CODE COMPARISONS WITH RELEASES FROM ACE MCCI TESTS 査読

    JK FINK, M CORRADINI, A HIDAKA, E HONTANON, MA MIGNANELLI, E SCHRODL, STRIZHOV, V

    PROCEEDINGS OF THE SECOND OECD ( NEA ) CSNI SPECIALIST MEETING ON MOLTEN CORE DEBRIS-CONCRETE INTERACTIONS   533 - 546   1992年

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    記述言語：英語  

    Web of Science

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  • Coolability of molten core in containment.

    MARUYAMA Y, SUGIMOTO J, YAMANO N, HIDAKA A, KUDO T, SODA K

    Proceedings. International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, 1992, Vol.3   23.5.1-23.5.6 - 23.5-6   1992年

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • 1次系強制減圧操作によるPWRシビアアクシデントマネジメント

    日高昭秀, 杉本純, 薮下幸久, 早田邦久

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   71P   1991年10月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.11484/jaeri-m-91-175

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  • アクシデントマネージメントとして損傷炉心を再冠水する場合の水素発生

    日髙昭秀, 杉本純, 早田邦久

    EUR ( 14039 )   28 - 37   1991年3月

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    記述言語：英語   掲載種別：研究発表ペーパー・要旨（国際会議）  

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  • 炉心損傷詳細解析コードSCDAPによるTMI-2事故時再冠水効果感度解析

    日高昭秀, 杉本純, 松本英一, 早田邦久

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   93P   1989年12月

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    記述言語：日本語  

    DOI： 10.11484/jaeri-m-89-213

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  • 事故緩和措置として行う1次及び2次冷却系の強制減圧操作 招待

    早田 邦久, 石神 努, 日高 昭秀, 阿部 清治

    OECD/NEA ( 158 )   299 - 308   1989年6月

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    記述言語：英語   掲載種別：記事・総説・解説・論説等（国際会議プロシーディングズ）  

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  • ソースタームコードパッケージ(STCP)による苛酷事故解析

    日高 昭秀, 村松 健, 早田 邦久, 澤田 哲生

    第3回確率論的安全評価(PSA)に関する国内シンポジウム   130 - 137   1988年12月

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    担当区分：筆頭著者   記述言語：日本語   掲載種別：速報，短報，研究ノート等（学術雑誌）  

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  • SPEEDI: A computer code system for the real-time prediction of radiation dose to the public due to an accidental release.

    IMAI K, CHINO M, ISHIKAWA H, KAI M, ASAI K, HOMMA T, HIDAKA A, NAKAMURA Y, IIJIMA T

    日本原子力研究所JAERIレポート   93P   1985年10月

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  • SPEEDI 緊急時環境線量情報予測システム

    茅野政道, 石川裕彦, 甲い倫明, 本間俊充, 日高昭秀, 今井和彦, 飯島敏哲, 森内茂, 浅井清

    日本原子力研究所JAERI-Mレポート   21   85P - 285   1984年3月

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    記述言語：日本語  

    CiNii Article

    J-GLOBAL

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  • Population doses due to the operation of LWRs in Japan.

    IIJIMA T, YAMAGUCHI Y, HONMA T, HIDAKA A, MIYANAGA I

    Nuclear Power Experience, Vol.4   499 - 508   1983年

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    記述言語：英語  

    J-GLOBAL

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  • RI主任者講習の思い出 招待

    日髙昭秀

    Isotope News   338 ( 8 )   24 - 24   1982年8月

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    記述言語：日本語  

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講演・口頭発表等

  • 福島第一1号機事故初期における環境中への核分裂生成物放出経路に関する検討

    日高昭秀, 岡田英俊

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)  2025年 

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    開催年月日： 2025年

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  • 1F1S/Pベントに伴う減圧沸騰とプール表面からのFP再飛散によるAC配管汚染

    日高昭秀, 岡田英俊

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)  2024年 

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    開催年月日： 2024年

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  • 1F廃炉作業効率化とソースターム予測精度向上のためのFP挙動に関する課題の整理 事故分析調査から得られた課題

    唐澤英年, 岡田英俊, 日高昭秀

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)  2023年 

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    開催年月日： 2023年

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  • 土壌汚染マップと大気拡散計算から逆推定した福島事故初期の$^{\rm 129m}$Teソースターム及びヨウ素,Csソースタームへの提言

    日高 昭秀, 川島 茂人*, 梶野 瑞王*, 高橋 千太郎*, 高橋 知之*

    日本地球惑星科学連合2022年大会(JpGU 2022)  2022年5月 

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    開催年月日： 2022年5月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    開催地：千葉   国名：日本国  

    環境測定データと大気拡散計算による従来の福島事故時のソースターム逆算は、点情報を用いた流跡線解析に基づく予測であり、陸風の場合の予測は困難であった。一方、本手法では、単位放出を仮定したメソスケール気象モデル(WRF)計算から得られる面的な毎時の沈着分布の結果を重みづけし、その合算結果と、文部科学省土壌汚染マップとの誤差を最小にするように重みづけすることにより、ソースタームを評価する。特徴として、陸風の場合でも微粒子の一部は陸側に戻ってくるためソースタームの予測が可能になる。本報では、過酷事故時に燃料から放出された$^{\rm 129m}$Teは、大部分が未酸化のZr被覆管内面に取り込まれ、炉心再注水時等にZr被覆管が完全酸化する直前にSnTeとして放出される現象を考慮し、3/11-3/15の時間帯について放出の推定を行った。その結果、各号機の最初の放出として、1号機(3/11、19時頃)、3号機(3/13、4時-6時)、2号機(3/14、19時頃)を予測できた。これらは、いずれも炉内熱水力トレンドから説明可能である。今回の結果は、ヨウ素とCsにおいても、従来評価されなかった3/11夕方遅く、3/12及び3/13の早朝に放出が増加したことを示唆している。

    添付ファイル： 2022日本地球惑星連合大会予稿R3.pdf

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  • Zr被覆管酸化時のTe放出事象を考慮した福島事故時の炉心注水時間帯の予測

    日高昭秀, 川島茂人, 梶野瑞王, 高橋千太郎, 高橋知之

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)  2021年9月 

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    開催年月日： 2021年

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

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  • 電子顕微鏡を用いた不溶性放射性セシウム粒子中の炭素の同定

    日髙昭秀

    2020年度日本地球化学会第67回オンライン年会  2020年11月 

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    開催年月日： 2020年11月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

    添付ファイル： G2_Abstract-with-number.pdf

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  • Type A不溶性Cs粒子のケイ酸塩ガラスと3号機SGTSのフィルタ材との類似性

    萩原大樹, 井元純平, 日髙昭秀

    日本原子力学会秋の大会  2019年9月 

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    開催年月日： 2019年9月

    記述言語：日本語   会議種別：口頭発表（一般）  

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  • 福島第一原子力発電所事故に固有な放射性物質の放出挙動 国際会議

    日高 昭秀

    2nd International Conference on Atomic and Nuclear Physics (Atomic Physics 2017) 

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    開催年月日： 2017年11月

    記述言語：英語  

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  • 原子力安全・核セキュリティ文化の教育の国際標準化

    日高 昭秀, 上坂 充*, 小松崎 常夫*, 高橋 信*, 岡嶋 成晃, 宇埜 正美*

    日本原子力学会2017年秋の大会 

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    開催年月日： 2017年9月

    記述言語：日本語  

    開催地：札幌   国名：日本国  

    日本原子力学会の教育委員会の企画セッション「原子力安全・核セキュリティ文化の教育の国際標準化」において、チェルノブイリ事故以降、IAEAで議論されてきた安全文化の変遷について紹介する。続いて、福島第一原子力発電所事故の教訓の一つとして、安全文化=継続的改善の必要性が指摘されたことから、この継続的改善をより確実なものとするための視点として、IAEA発の安全文化に加え、技術者として社会的責任を自覚するための技術者倫理向上の側面、知識の伝承や教育、訓練といった原子力知識マネジメント、問題の本質を考える能力の開発といった側面にも焦点を当て、今後あるべき教育の方向性について提案する。また、警備におけるセキュリティ文化の現状と課題、及び原子力安全・核セキュリティ文化に係る教材の国際標準化についても紹介し、日本発の原子力安全文化・核セキュリティ文化について議論する。

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  • シビアアクシデント条件下の配管内エアロゾル挙動に関するWIND及びWAVE実験 国際会議

    日高 昭秀

    Theme Meeting on Aerosol Behaviour Studies in a Nuclear Reactor under Severe Accident Conditions (NAF-1) 

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    開催年月日： 2016年2月

    記述言語：英語  

    国名：インド  

    原子力機構が1990年代に実施したシビアアクシデント条件下の配管内FPエアロゾル挙動に関するWAVE実験及びWIND実験について主要な成果を報告する。配管内への沈着挙動は、多くの場合、熱泳動や凝縮で説明でき、従来モデルで再現できた。しかしながら、WAVE実験では、配管に沿って温度勾配がある場合や上向き配管などにおいて配管内に2次流れが生じる時、従来の主流の熱水力条件のみに基づく沈着計算では実験結果を再現できず、配管断面のノードを複数に分割し、2次流れを考慮した計算を行う必要があった。WIND実験では、冷却材中のHBO$_{2}$がセシウムの沈着挙動に与える影響を調べ、CsBO$_{2}$が生成されて沈着量が増える結果を得た。その実験結果及び化学的な解析結果について報告する。これらの報告は、インドにおける原子力の平和的利用及びその人材育成活動に資すると考えられる。

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  • 福島第一原子力発電所事故時に原子炉建屋に滞留した水中のヨウ素化学が後期ソースタームに及ぼす影響 国際会議

    日高 昭秀

    IAEA Technical Meeting on the Engineering Impacts of the Fukushima Daiichi Accident 

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    開催年月日： 2014年11月

    記述言語：英語  

    国名：北朝鮮＝朝鮮民主主義人民共和国  

    福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程では、1$\sim$4号機の原子炉建屋の地下に大量の汚染水が蓄積した。本研究では、新聞発表された情報を元に、3月下旬の汚染水中の放射性物質量を各号機の炉心内蔵量比で見積もった。その結果、各号機の建屋内汚染水中の$^{131}$Iと$^{137}$Csの溶存量は、1号機が0.51\%, 0.85\%、2号機が74\%, 38\%、3号機が26\%, 18\%となった。ヘンリーの法則によると、溶存したヨウ素のある割合は気液分配により気相中に移行する。福島事故の環境中へのヨウ素放出の推定に関して、これまでにMELCORのようなSA解析コードを用いる方法及び環境中モニタリングデータとSPEEDIコードから逆算する方法が用いられてきた。SPEEDI逆算は、2011年3月26日頃まで有意な放出を予測したが、MELCORは計算される放出量低下に伴って3月17日頃に計算が終了した。検討の結果、3月17日$\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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  • 原子力人材育成に係る原子力機構の国際的な貢献 国際会議

    日高 昭秀, 中村 和幸, 新井 信義, 山下 清信, 村上 博幸

    International Symposium on NPP Technology \& Human Resource Development 

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    開催年月日： 2014年11月

    記述言語：英語  

    国名：北朝鮮＝朝鮮民主主義人民共和国  

    原子力人材育成センターは、旧日本原子力研究所に研修所が設立された1958年以来、50年以上にわたって原子力分野における人材育成事業を行ってきた。当センターは、原子力の平和的利用の観点から、アジア諸国を対象とした講師育成研修(ITP)を、文部科学省からの受託により1996年から実施している。同研修の目的は、アジア諸国において継続的かつ自立的な研修システムを構築すること、及び我が国で蓄積した技術的知見を広く普及させることである。当センターは、福島事故後に変化してきたニーズや各国の状況等を踏まえ、講師育成研修の内容をその都度、改善・拡張してきた。2014年度現在、アジアの8カ国が講師育成研修に参加している。本発表では、国際的な人材育成に関する当センターの最近の活動、将来に向けた課題等について報告する。

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  • プルーム通過時の被ばくに係る防護措置を実施するためのOILの検討

    飯島 正史, 日高 昭秀, 高原 省五, 本間 俊充

    日本原子力学会2014年秋の大会 

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    開催年月日： 2014年9月

    記述言語：日本語  

    開催地：京都   国名：日本国  

    原子力施設における緊急事態において環境中に放射性物質が放出された場合に、防護措置を実施するかどうか判断するために、環境中の放射線に関してOIL(Operational Intervention Level)と呼ばれる実用量が用いられている。IAEAによると、原子力発電所事故時における様々な事故シナリオおよび気象条件を考慮した上で、包括的判断基準(GC)という線量基準値をもとにOILは算定される。本研究では、プルーム通過時の被ばくに対するOILを決定するための第一歩として、福島第一原子力発電所の事故における放射性核種の放出比を用いた試算を行った。施設から30km離れた地点における甲状腺等価線量がIAEAの包括的判断基準である50mSvに達するときに、施設近傍の1km地点において測定され得る空間線量率を計算したところ、大気が安定な条件(大気安定度F)に対して約10mSv/hと算定された。本検討におけるOILが事故シナリオおよび気象条件に大きく依存することを考慮し、OILの取り得る値の範囲に関する検討を今後行う。

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  • 長期的な汚染地域への帰還住民の線量分布の評価手法 国際会議

    高原 省五, 飯島 正史, 嶋田 和真, 日高 昭秀, 本間 俊充

    International Experts' Meeting on Radiation Protection after the Fukushima Daiichi Accident; Promoting Confidence and Understanding 

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    開催年月日： 2014年2月

    記述言語：英語  

    国名：オーストリア共和国  

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  • 福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程で原子炉建屋等の地下に蓄積した汚染水中のI-131が後期ソースタームに及ぼす影響

    日高 昭秀

    平成25年度安全研究センター成果報告会 

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    開催年月日： 2014年1月

    記述言語：日本語  

    開催地：東京   国名：日本国  

    福島第一原子力発電所事故では、溶融した炉心の冷却過程で原子炉建家やタービン建屋等の地下に多量の汚染水が蓄積した。燃料から放出したヨウ素の大部分はI$^{-}$として水中に溶けるが、その一部はI$_{2}$となり、気液分配によって気相中に移行するため、ソースターム増加の要因となる。これまでに多くのソースターム評価が行われ、MELCORのような総合解析コードを用いる方法、または環境中モニタリングデータからSPEEDI等の大気拡散コードを用いて放出量を逆算する方法が用いられてきた。ヨウ素放出に関する両者の予測傾向はほぼ一致していたが、MELCORは計算される放出量の減少に伴って2011年3月17日で計算が終了したのに対し、SPEEDI逆算は3月26日頃まで有意な放出を予測した。本研究では、原子炉建家等の地下汚染水からのヨウ素放出に関する簡易モデルを作成し、SPEEDI逆算が予測した3月17日以降のヨウ素ソースタームの再現を試みた。その結果、3月17日以降のヨウ素放出挙動は、気液分配に起因する汚染水からの放出でほぼ説明できる見通しを得た。

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  • シビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質放出にかかわるVEGA実験結果の概要 国際会議

    日高 昭秀, 工藤 保

    HBU and MOX Fuel Source Term Peer Review Committee Meeting 

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    開催年月日： 2011年2月

    記述言語：英語  

    原子力機構は、シビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるVEGA計画を1999年から2004年に実施し、世界最高温度,圧力条件を含む不活性又は水蒸気雰囲気下で燃料を昇温する実験を10回行った。それらの実験では、燃料が溶融する高温域で放出速度が増加するデータを取得するとともに、加圧雰囲気下で放出速度が低下することを世界で初めて観測し、圧力影響機構を解明してモデルを提案した。また、低揮発性放射性物質の放出,MOX燃料からの放出にかかわるデータを取得し、水蒸気雰囲気における燃料の酸化や被覆管と燃料との共晶反応が放出に及ぼす影響について調べた。さらに、得られた知見がソースターム評価やアクシデントマネジメント方策の有効性に及ぼす影響についても調べた。本発表では、それら一連の成果の概要,VEGA計画の限界及び今後の課題等について報告する。

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  • 原子力発電所のさらなる安全向上を目指したリスク情報の活用にかかわる最近の動向

    日高 昭秀

    筑波大学第68回リスク工学研究会(RERM) 

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    開催年月日： 2009年6月

    記述言語：日本語  

    開催地：つくば   国名：日本国  

    原子力発電所の安全確保活動におけるリスク情報の活用は、PSA技術の発達とともに、近年、欧米を中心に進展してきた。原子力安全委員会は、リスク情報を活用した規制(RIR)の導入を推進するため、平成15年11月に導入基本方針を決定した。同方針では、安全規制の合理性,整合性,透明性の向上及び安全規制活動のための資源の適正配分の観点から、リスク情報の活用は意義あるものと位置づけている。また、原子力安全委員会は、平成15年に安全目標案を提示するとともに、平成18年に安全目標案に適合していることの判断のめやすとなる性能目標を提案した。原子力安全・保安院においても、安全規制の個別判断においてリスク情報の活用を積極的に進めている。平成13年に浜岡原子力発電所1号機において配管が水素燃焼により破断したが、その再発防止対策の有効性を判断する際にPSAの結果が参考とされた。一方、RIRを導入し推進するためには、すべての関係者が相互に意思疎通を図るリスクコミュニケーションを積極的に進めることが肝要である。本講演では、これらについて紹介する。

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  • リスク情報を活用した「重要度分類指針」の最近の改訂 国際会議

    日高 昭秀

    10th Korea-Japan Joint Workshop on PSA 

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    開催年月日： 2009年5月

    記述言語：英語  

    国名：北朝鮮＝朝鮮民主主義人民共和国  

    2009年3月、「重要度分類指針」は一部改訂された。同指針は、元来、基本設計段階における安全機能の重要度を決定するために策定されたが、安全機能の信頼性は、その重要度に従ってすべての段階で維持されるべきものとの考え方の下、後段の建設や運転段階においても参考とされてきた。実際、運転段階における構築物,系統又は機器(SSC)の保全重要度は、同指針の解説付表にあるSSCの分類例をもとにしてこれまで決定されてきた。一方、2009年1月、新しい保全プログラムの中でリスク情報の活用が開始されたが、リスク重要度と重要度分類指針の解説付表のより厳しい方をとって保全重要度を決定している。今回の指針の一部改訂では、運転段階における安全機能の分類を具体化する手法としてリスク情報の活用が有効であることを明文化した。すなわち、安全機能が運転段階でも維持される場合、個々のSSCの保全の程度は、リスク情報や運転経験などを活用して指針の解説付表とは別途、決定できることとした。保全重要度の決定においてリスク情報を活用することにより、より効率的できめ細かな保全あるいは検査が可能になる。

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  • 福島第一原発事故の4日後に関東地方で観測された不溶性Cs粒子の生成起源

    日高昭秀

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)  2018年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 原子力安全・核セキュリティ文化の教育の国際標準化 より確実な原子力安全文化=継続的改善に向けて―技術者倫理及び原子力知識マネジメントの重要性―

    日高昭秀

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)  2017年8月 

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    記述言語：日本語  

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  • プルーム通過時の被ばくに係る防護措置を実施するためのOILの検討

    飯島正史, 日高昭秀, 高原省五, 本間俊充

    日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM)  2014年8月 

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    記述言語：日本語  

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  • 福島第一原子力発電所事故時における運用上の介入レベルの評価

    高原省五, 飯島正史, 日高昭秀, 本間俊充

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)  2014年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 事故評価におけるソースターム解析の課題と今後の対応

    丸山結, 岡田英俊, 内田俊介, 日高昭秀

    日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)  2014年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 高温下のMOX燃料からの放射性物質放出とソースタームへの影響

    工藤 保, 日高 昭秀, 石川 淳, 宮田 精一, 木田 美津子, 更田 豊志

    日本原子力学会 年会・大会予稿集  2004年8月 

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    ATRふげんで照射されたMOX燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温したVEGA-M1実験を実施し、放射性物質の放出を、γ線計測、ICP-AES、α線計測により評価した。実験における放射性物質の放出割合及びUO2燃料実験に基づくORNL-Boothモデルを用いた解析による放出割合の評価から、CsとSbは実験及び解析ともにほぼ全量放出を示した。また、解析はBa、Sr、Ruの放出を保守側に評価し、Uの放出及び2800K以下のPu放出はほぼ適切に予測した。しかしながら、同モデルはPuO2の蒸気圧があまり増加しない2650K以下のデータに基づいて作成されたためか、2800K以上のPu放出を過小評価した。Pu放出割合の実験値に基づいて実験式を作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームを計算したところ、BWRの代表的なシビアアクシデント数例については、Puに関するめやす線量を用いた被ばく評価を行う場合の立地評価事故の仮定（格納容器への瞬時Pu1%放出）は十分な保守性を有していることを確認した。

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  • 圧力効果を考慮した簡易FP放出モデル及びソースタームへの圧力影響

    日高昭秀, 工藤保, 石川淳, 石神努, 金沢徹, 更田豊志

    日本原子力学会春の年会要旨集  2004年3月 

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    記述言語：日本語  

    原研では、核分裂生成物（FP）の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からのFP放出挙動を調べるVEGA実験を行っている。同実験で観測された圧力効果を基に、その機構について検討した結果、高圧では、従来、律速と考えられていた結晶粒内の個体拡散に加え、燃料開気孔中のガス拡散も影響しており、2段階の拡散計算を行う必要が明らかになった。しかしながら、2段階拡散方程式は非定常で数値的に解く必要があることから、確率論的安全評価用に、より簡易な手法の定式化を行った。その結果、従来の放出率速度係数を計算する式に1/√Pを乗じることにより圧力効果が近似できることを見出した。また、導出した圧力影響放出モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、TQUXシーケンスにおけるCsI放出に対する圧力影響について調べた所、圧力容器破損前の放出量が減り、冷却系への沈着量が減少する結果、冷却系から再蒸発して圧力容器内に浮遊する量が減少し、格納容器破損時に圧力容器から格納容器を経て環境中へ放出する量が低下した。

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  • シビアアクシデント条件下における燃料からの短半減期放射性物質の放出(VEGA‐6実験の結果)

    工藤保, 日高昭秀, 中村武彦, 木内敏男, 金沢徹, 大友隆, 更田豊志

    日本原子力学会秋の大会予稿集  2003年8月 

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    記述言語：日本語  

    56GWd/tUまで照射された高燃焼度BWR燃料を原研の研究炉JRR-3で再照射して短半減期核種を生成させ、その燃料を水蒸気雰囲気下で2773Kまで昇温したVEGA-6実験を行い、シビアアクシデント条件下における短半減期核種を含む放射性物質の放出データを取得した。

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  • 放射性物質放出・移行挙動解析コードVICTORIA2.0によるVEGA実験の解析

    金沢徹, 日高昭秀, 工藤保, 中村武彦, 更田豊志

    日本原子力学会秋の大会予稿集  2003年8月 

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    記述言語：日本語  

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  • 高温下における照射済MOX燃料からの放射性物質放出挙動 VEGA‐M1実験の結果

    日高昭秀, 工藤保, 木内敏男, 金沢徹, 大友隆, 中村武彦, 上塚寛

    日本原子力学会春の年会要旨集  2003年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 高温・高圧下における再照射燃料からの放射性物質放出 VEGA‐5実験の結果

    工藤保, 日高昭秀, 中村武彦, 金沢徹, 大友隆, 木内敏男, 上塚寛

    日本原子力学会秋の大会予稿集  2002年8月 

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    記述言語：日本語  

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  • 水蒸気雰囲気・高温下における照射済燃料からの放射性物質放出実験(VEGA‐4)

    工藤保, 日高昭秀, 中村武彦, 金沢徹, 大友隆, 上塚寛

    日本原子力学会春の年会要旨集  2002年3月 

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  • シビアアクシデント条件下の放射性物質放出に関するVEGA‐1実験の解析

    日高昭秀, 工藤保, 中村武彦, 上塚寛

    日本原子力学会秋の大会予稿集  2001年8月 

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    記述言語：日本語  

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  • WIND計画におけるCsIとSUS316鋼との相互作用に関する実験研究

    工藤保, 丸山結, 柴崎博晶, 日高昭秀, 中村秀夫, 茅野栄一, 湯地洋子, 橋本和一郎

    日本原子力学会春の年会要旨集  2000年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 高燃焼度燃料からの2,500°CでのFP放出(VEGA‐1実験)

    中村武彦, 林田烈, 工藤保, 日高昭秀, 大友隆, 高橋五志生, 串田輝雄, 上塚寛

    日本原子力学会春の年会要旨集  2000年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • VICTORIAコードによるWIND計画エアロゾル挙動試験の解析

    湯地洋子, 柴崎博晶, 工藤保, 丸山結, 日高昭秀, 中村秀夫, 橋本和一郎, 吉野丈人, 鈴木健祐

    日本原子力学会春の年会要旨集  2000年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験計画の概要

    日高昭秀, 中村武彦, 工藤保, 林田烈, 中村仁一, 大友隆, 小野勝人, 二瓶康夫, 上塚寛

    日本原子力学会春の年会要旨集  2000年3月 

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    記述言語：日本語  

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  • 高温高圧条件下の原子炉冷却系配管クリープ挙動解析

    茅野栄一, 丸山結, 原田雄平, 柴崎博晶, 日高昭秀, 工藤保, 橋本和一郎, 前田章雄

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1999年8月 

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  • シビアアクシデント条件下での配管内エアロゾル挙動試験におけるホウ酸の影響

    柴崎博晶, 丸山結, 工藤保, 茅野栄一, 原田雄平, 日高昭秀, 橋本和一郎

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1999年8月 

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  • 修正IMPAIRモデルによるヨウ素の化学的挙動に関するRTF実験解析

    日高昭秀, 杉本純, 橋本和一郎, 吉野丈人

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1999年8月 

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  • WIND計画における高温高圧条件下の原子炉冷却系配管クリープ解析

    前田章雄, 橋本和一郎, 丸山結, 原田雄平, 工藤保, 柴崎博晶, 日高昭秀, 杉本純, 中村尚彦

    日本原子力学会春の年会要旨集  1999年3月 

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  • シビアアクシデント条件下における軽水炉冷却系配管材料の高温強度

    原田雄平, 丸山結, 工藤保, 前田章雄, 柴崎博晶, 日高昭秀, 橋本和一郎, 杉本純

    日本原子力学会春の年会要旨集  1999年3月 

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  • ARTコードによる国際標準問題40番STORM実験解析

    日高昭秀, 杉本純, 吉野丈人

    日本原子力学会春の年会要旨集  1999年3月 

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  • WIND計画における水平直管内のCsIエアロゾル再蒸発試験

    柴崎博晶, 丸山結, 工藤保, 前田章雄, 原田雄平, 日高昭秀, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1998年9月 

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  • AEROSOLS‐B2及びFIPLOCコードを用いたPHEBUS FPT0試験エアロゾル挙動解析

    工藤保, 日高昭秀, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1998年9月 

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  • エアロゾルを含む配管内気体流れのふく射熱流動解析

    丸山結, 中島研吾, 柴崎博晶, 前田章雄, 日高昭秀, 原田雄平, 工藤保, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1998年9月 

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  • WIND計画における水平直管内へのCsIエアロゾル沈着試験

    柴崎博晶, 丸山結, 日高昭秀, 前田章雄, 原田雄平, 杉本純, 五十嵐実

    日本原子力学会春の年会要旨集  1998年3月 

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  • SCDAP/RELAP5コードによる2次系減圧時蒸気発生器健全性解析

    日高昭秀, 杉本純, 上野信吾, 吉野丈人

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1997年9月 

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  • 高温高圧条件下における原子炉冷却系配管破損試験

    前田章雄, 原田雄平, 丸山結, 日高昭秀, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1997年9月 

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  • ARTコードによるPHEBUS/FPT0及びFPT1試験のヨウ素化学解析

    日高昭秀, 杉本純, 吉野丈人

    日本原子力学会春の年会要旨集  1997年3月 

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  • 過熱蒸気雰囲気中のCsIエアロゾル成長及び配管内沈着に関する実験解析

    五十嵐実, 日高昭秀, 橋本和一郎, 会沢正, 杉本純, 吉野丈人

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1996年9月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (4) ABAQUSコードによる配管局所加熱スコーピング試験解析

    中村尚彦, 橋本和一郎, 丸山結, 五十嵐実, 日高昭秀, 杉本純

    日本原子力学会春の年会要旨集  1996年3月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (1) WINDFLOWコードによる配管内熱流動スコーピング試験解析

    丸山結, 中島研吾, 五十嵐実, 中村尚彦, 日高昭秀, 橋本和一郎, 杉本純

    日本原子力学会春の年会要旨集  1996年3月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (3) ART/VICTORIAコードによる配管内FPエアロゾル挙動スコーピング試験解析

    日高昭秀, 五十嵐実, 橋本和一郎, 丸山結, 中村尚彦, 杉本純

    日本原子力学会春の年会要旨集  1996年3月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (2) 配管内エアロゾル挙動スコーピング試験

    五十嵐実, 日高昭秀, 中村尚彦, 丸山結, 橋本和一郎, 杉本純

    日本原子力学会春の年会要旨集  1996年3月 

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  • 炉心損傷事故解析コードTHALES‐2の格納容器スプレイモデルの改良

    KONG J, YEO I S, 石川淳, 日高昭秀, 間庭正樹

    日本原子力学会春の年会要旨集  1996年3月 

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  • 反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動 (7) FRAP‐T6コードによるNSRR高燃焼度燃料実験解析

    中村武彦, 日高昭秀, 森行秀, 細山田龍二, 石島清見

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1995年9月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (2) 配管内エアロゾル挙動解析

    五十嵐実, 日高昭秀, 中村尚彦, 丸山結, 橋本和一郎, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1995年9月 

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  • ICARE2コードを用いたPHEBUS/FPTO試験後解析

    日高昭秀, 工藤保, 中村仁一, 杉本純

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1995年9月 

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  • 反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動 (6) 非定常熱伝導モデルを組み込んだFRAP‐T6コードによるNSRR実験解析

    日高昭秀, 森行秀, 石島清見

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1995年9月 

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  • 配管信頼性実証試験計画 (1) 配管内3次元熱流動解析コードWINDFLOWによる配管信頼性実証試験の配管内流れの解析

    丸山結, 五十嵐実, 中村尚彦, 日高昭秀, 橋本和一郎, 杉本純, 中島研吾

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1995年9月 

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  • 配管内CsI挙動に関するWAVE実験解析

    日高昭秀, 五十嵐実, 橋本和一郎, 佐藤治志, 杉本純, 吉野丈人

    日本原子力学会春の年会要旨集  1995年3月 

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  • ALPHA計画 溶融物冷却性実験

    丸山結, 杉本純, 山野憲洋, 日高昭秀, 工藤保, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1992年9月 

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  • CORCON/VANESAによるACE計画溶融炉心コンクリート相互作用実験L6の解析

    三野義孝, 日高昭秀, 丸山結, 杉本純, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1992年9月 

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  • ALPHA計画―シリコン樹脂模擬試験体を用いた貫通部リーク定量化試験

    山野憲洋, 杉本純, 丸山結, 近藤康彦, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1991年9月 

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  • ALPHA計画 溶融物落下水蒸気爆発実験

    杉本純, 山野憲洋, 丸山結, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1991年9月 

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  • ソースターム総合解析コードMELCORによるBWRシビアアクシデント解析

    日高昭秀, 坂本亨, 早田邦久

    日本原子力学会春の年会要旨集  1991年3月 

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  • 事故時格納容器挙動試験(ALPHA) 第1回貫通部リーク定量化試験

    山野憲洋, 杉本純, 丸山結, 近藤康彦, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1990年9月 

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  • 事故時格納容器挙動試験(ALPHA) 装置の製作と試験計画

    杉本純, 山野憲洋, 丸山結, 近藤康彦, 日高昭秀, 早田邦久

    日本原子力学会秋の大会予稿集  1990年9月 

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  • シビアアクシデント時のPWR加圧器逃し弁操作によるアクシデントマネジメント解析

    日高昭秀, 杉本純, 薮下幸久, 早田邦久

    日本機械学会全国大会講演論文集  1990年9月 

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受賞

  • 英文論文誌優秀論文賞

    2025年3月   日本原子力学会   福島事故時の燃料被覆管の完全酸化、格納容器ベント及び原子炉建屋破損の時間帯に環境中に放出された放射性テルル

    日髙昭秀, 川島茂人, 梶野瑞王

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  • 英文論文誌優秀論文賞

    2021年3月   日本原子力学会   福島第一原子力発電所事故の4日後に関東地方で観測された不溶性Cs粒子の生成機構

    日髙昭秀

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  • 英文論文誌優秀論文賞

    2016年3月   日本原子力学会   福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程で原子炉建家等の地下に蓄積した汚染水中のヨウ素131とセシウム137の溶存量及びそれらが長期的なソースタームに及ぼす影響

    日髙 昭秀, 石川淳

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  • 平成14年度日本原子力学会論文賞

    2003年3月   日本原子力学会   1.0MPaの加圧ヘリウム雰囲気下及び2,773Kまでの温度域における照射済UO2燃料からのセシウム放出の減少

    日髙 昭秀, 工藤 保, 中村 武彦

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担当経験のある授業科目（researchmap）

  • 原子力エネルギー特論（原子炉物理）

    2024年10月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 放射性廃棄物処理法

    2024年4月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 原子力と倫理

    2023年12月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 原子力規制学総論

    2023年10月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 原子力入門

    2023年6月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 原子力キャリア教育

    2023年4月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 放射線入門と実習

    2023年4月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 放射線計測実習

    2023年4月
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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  • 原子炉物理入門

    2021年8月
    -
    2021年12月
    機関名：カリファ大学

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  • 放射線計測及び応用

    2020年8月
    -
    2022年12月
    機関名：カリファ大学

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  • 放射線科学及び保健物理

    2019年8月
    -
    2022年5月
    機関名：カリファ大学

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  • 放射線環境影響評価

    2019年1月
    -
    2022年12月
    機関名：カリファ大学

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  • 原子炉工学のための基礎工学

    2018年8月
    -
    2018年12月
    機関名：カリファ大学

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担当経験のある授業科目

  • 原子力エネルギー特論

    2024年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 放射性廃棄物処理法

    2024年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 原子力と倫理

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 放射線入門と実習

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 原子力入門

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 放射線計測実習

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 原子力規制キャリア教育

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

  • 原子力規制学総論

    2023年
    -
    現在
    機関名：新潟大学

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