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：研究論文（学術雑誌）  

福島第一原発事故時に放出されたガラス状セシウム含有微粒子(タイプA)の生成機構として、著者は、以前、3号機の水素爆発時に、非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィ
ルタのガラス繊維が溶融と微粒化によって生成した可能性を提案した。この仮説が正しければ、加熱時間が短いのと、ガラス繊維にはバインダが塗布されていて活性炭フィルタが近くにあるため、タイプAは、623K以上で自然発火する炭素を含むか、炭素を付随する可能性がある。従来の類似研究は、粒子固定用に炭素テープを用いていたため炭素の同定が困難であった。本研究では炭素以外のテープと電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて測定を行った。その結果、タイプAはバインダ由来の炭素を含み、タイプAに付随する非球形粒子やタイプAを覆う被膜には活性炭フィルタ起源の炭素を含むことを確認した。この結果は、従来の生成機構では説明できず、著者が提案した仮説によって説明可能である。タイプAの生成機構を決定するのは時期尚早かもしれないが、本情報は生成機構の可能性を制限するのに有用と考えられる。

DOI： 10.1080/00295450.2021.1929767

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier BV  

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2019.151819

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

© 2018, © 2018 American Nuclear Society. A simulation model was developed to estimate the areal (surface) deposition pattern of 129mTe after the Fukushima Daiichi nuclear power plant (FDNPP) accident. Using this model, the timing and intensity of the 129mTe release were reverse estimated from the environmental monitoring data. Validation using 137Cs data showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of 129mTe was consistent with the actual measured pattern. The estimated time and activity of 129mTe emissions indicated that 129mTe was predominantly emitted from FDNPP Unit 3.

DOI： 10.1080/00295450.2018.1521186

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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：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：日本原子力学会、テイラー&フランシス社  

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、134Cs/137Cs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。

DOI： 10.1080/00223131.2019.1583611

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その他リンク： http://orcid.org/0000-0003-3342-3571

担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Taylor & Francis  

以前に発表した論文(Examination of 131I and 137Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using 131I/137Cs 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。著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA)

DOI： 10.1080/00223131.2017.1323691

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：ELSEVIER SCIENCE SA  

Research Expert Committee on Evaluation of Severe Accident of AESJ (Atomic Energy Society of Japan) has developed thermal hydraulic PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) and source term (ST) PIRT based on findings during the Fukushima Daiichi NPPs accident. These PIRTs aim to explore the debris distribution and the current condition in the NPPs with high accuracy and to extract higher priority from the aspect of the sophistication of the analytical technology to predict the severe accident phenomena by the analytical codes. The ST PIRT is divided into 3 phases for time domain and 9 categories for spatial domain. The 68 phenomena have been extracted and the importance from the viewpoint of the source term has been ranked through brainstorming and discussions among experts. The present paper describes the developed ST PIRT list and summarizes the high ranked phenomena in each phase. (C) 2015 Elsevier B.V. All rights reserved.

DOI： 10.1016/j.nucengdes.2015.02.005

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担当区分：筆頭著者,　最終著者,　責任著者   記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：一般社団法人 日本原子力学会  

Boron carbide (B<sub>4</sub>C) used for BWR or EPR absorbers could cause phenomena that never occur in PWR with silver-indium-cadmium absorbers during a severe accident. B<sub>4</sub>C would undergo a eutectic interaction with stainless steel and enhance core melt relocation. Boron oxidation could increase H<sub>2</sub> generation, and the change of liberated carbon to CH<sub>4</sub> could enhance the generation of organic iodide (CH<sub>3</sub>I). HBO<sub>2</sub> generated during B<sub>4</sub>C oxidation could be changed to cesium borate (CsBO<sub>2</sub>) by combining it with cesium. This may increase cesium deposition into the reactor coolant system. There could be differences in the configuration, surface area, and stainless-steel to B<sub>4</sub>C weight ratio between the B<sub>4</sub>C powder absorber and pellet absorber. The present task is to clarify the effect of these differences on melt progression, B<sub>4</sub>C oxidation, and the iodine or cesium source term. Advancement of this research field could contribute to further sophistication of prediction tools for melt progression and source terms of the Fukushima accident, and the treatment of organic iodide formation in safety evaluation.

DOI： 10.3327/taesj.J14.021

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担当区分：筆頭著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2014.881725

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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：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.3327/jnst.48.85

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担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

The radionuclide release from mixed-oxide fuel (MOX) under severe accident conditions was investigated in the VEGA program to provide the technical bases for safety evaluation including probabilistic safety assessment (PSA) for light water reactor (LWR) using MOX. The MOX specimens irradiated at Advanced Thermal Reactor (ATR) Fugen were heated up to 3,123K in helium at 0.1 and 1.0MPa. The release of volatile fission products (FP) was slightly enhanced below 1,623 K compared with that of UO2. The volatile FP release at elevated pressure was decreased as in the case with UO2. The total fractional release of Cs reached almost 100% while almost no release of low-volatile FP even after the fuel melting. The release rate of plutonium above 2,800 K increased rapidly although the amount was small. Since the existing models cannot predict this increase, an empirical model was prepared based on the data. The present study showed that there are no large differences in total fractional releases and inventories of important FP in PSA between UO2 and MOX. This suggests that the consequences of LWR using MOX are mostly equal to those using UO2 from a view point of risks. © 2005 Taylor &amp
Francis Group, Ltd.

DOI： 10.1080/18811248.2005.9726413

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担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

The VEGA tests on radionuclides release from fuel under severe accident conditions showed that the Cs release rate at 1.0 MPa decreased by about 30% compared with that at 0.1 MPa. To explain this pressure effect, a numerical release model that considers the lattice diffusion in grains followed by the gaseous diffusion in open pores was developed. However, this model is not practical for the PSA analyses due to much computation time and therefore a simplified model called CORSOR-M with the release rate coefficient multiplied by (P≧1 atm) was derived from the numerical model. The multiplier comes from the pressure dependency of gaseous diffusion flux in pores at the pellet surface. The effect of pressure on source term was also estimated for a transient sequence at BWR with JAERI's THALES-2 code in which the simplified model was incorporated. Since the adequacy and applicability of CORSOR-M model were confirmed for the pressures up to 16 MPa through comparison with the VEGA tests and mechanistic models, it is proposed that the model be used for the source term analyses. © 2004 Taylor &amp
Francis Group, LLC.

DOI： 10.1080/18811248.2004.9726348

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担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

In the case of severe accidents, the radionuclides release from fuel could mostly occur at high temperature under elevated pressure. The effect of temperature on the release has been clarified in many previous studies while the pressure influence has been scarcely investigated so far due to difficulty in the experimental operation. To investigate the effect of pressure on the release, two tests under the same conditions except for the system pressure were performed in the VEGA program at JAERI by heating up the irradiated UO2fuels up to 2,773 K in inert helium. The test results uniquely showed that the release rate of cesium for the temperatures below 2,773 K at 1.0 MPa could be suppressed by about 30% compared with that at 0.1 MPa. This article describes the outlines of the two tests and the observed effects of system pressure on cesium release as well as the results of various post-irradiation examinations. Moreover, the mechanisms and models that explain the pressure effect are discussed. © 2002 Taylor and Francis Group, LTD.

DOI： 10.1080/18811248.2002.9715258

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担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/18811248.2002.9715185

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TAYLOR & FRANCIS LTD  

DOI： 10.1080/18811248.2001.9715115

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：American Nuclear Society  

Aerosol revaporization in piping is being investigated in the WIND project at the Japan Atomic Energy Research Institute. The objectives of this study are to characterize the aerosol revaporization from piping surfaces under various thermal-hydraulic conditions and to obtain insights applicable to the validation of analytical models. Cesium iodide aerosol was introduced into the test section with a carrier gas. After quantifying the deposited mass of cesium and iodine, the test section was reheated to realize the revaporization. The revaporized materials were deposited onto another test section with an axial temperature gradient located downstream. Two runs (WAV1 and WAV2) were conducted. In WAV2, the influence of metaboric acid was examined. Most of the deposited cesium and iodine in the test section was revaporized and transported downstream. In WAV2, deposition density of cesium was much larger than that of iodine. It was supposed that a part of the cesium iodide that was deposited in the upstream test section reacted with boric oxide to form cesium metaborate.

DOI： 10.13182/NT01-A3186

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担当区分：筆頭著者,　責任著者   記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD  

A relatively small-scale aerosol deposition experiment (called WAVE) in a quartz glass pipe with a 90 degrees bend followed by a short straight section was performed at Japan Atomic Energy Research Institute to investigate the effect of pipe orientation on the cesium iodide (CsI) aerosol deposition. In these basic configurations, the section after the bend was either horizontal, upward and downward, respectively. The upward case showed 5 and 10 times larger CsI mass deposition in the vertical section of pipe than the horizontal and downward configurations, respectively. The experiments were analyzed by coupling a three-dimensional fluid-dynamic and an aerosol behavior codes. The calculations were in reasonable agreement with the measured aerosol mass deposition except for the upward case because the principal CsI deposition mechanism is thermophoresis which depends on the thermal gradient in gas and the gradient was well predicted by the fluid-dynamic code. In order to better predict the deposited mass in vertical section of upward case, Nusselt number which is used for thermophoretic deposition calculation had to be reevaluated carefully by considering the effect of secondary free convection in the vertical pipe which flowed opposite to the main stream. (C) 2000 Elsevier Science Ltd. All rights reserved.

DOI： 10.1016/S0021-8502(00)00038-0

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TAYLOR & FRANCIS LTD  

It has been pointed out that the reactor coolant system piping could fail prior to the melthrough of the reactor pressure vessel in a high pressure sequence of pressurized water reactor severe accidents. In order to apply to the evaluation of the piping failure which influences the subsequent accident progression, models for the strength of piping materials at high temperatures were examined. It was found that 0.2% proof stress and ultimate tensile strength above 1,073K obtained from tensile tests was reproduced by a quadratic equation of the reciprocal absolute temperature. Short-term creep rupture time and minimum creep rate at high temperatures were well correlated by the modified Norton's Law as a function of stress and temperature, which implicitly expressed the effect of the precipitation and the resolution of precipitates on the creep strength. The modified Norton's Law gave better results than the conventional Larson-Miller method. Relating applied stress vs. minimum creep rate and tensile properties vs. applied strain rate obtained from the creep and tensile tests, a temperature range where the dynamic recrystallization significantly occurred was evaluated.

DOI： 10.1080/18811248.2000.9714925

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Elsevier Sequoia SA  

The tests on fission product (FP) behavior in piping under severe accidents are being conducted in the wide range piping integrity demonstration (WIND) project at JAERI to investigate the piping integrity which may be threatened by decay heat from deposited FPs. In order to obtain the background information for future WIND experiment and to confirm analytical capabilities of the FP aerosol analysis codes, ART and VICTORIA, the FP behavior in safety relief valve (SRV) line of BWR during TQUX sequence was analyzed. The analyses showed that the mechanisms that control the FP deposition and transport agreed well between the two codes. However, the differences in models such as diffusiophoresis or turbulence, the treatment of chemical forms and aerosol mass distribution could affect the deposition in piping and, consequently, on the source terms. The WIND experimental analyses were also conducted with a three-dimensional fluiddynamic WINDFLOW, ART and an interface module to appropriately couple the fluiddynamics and FP behavior analyses. The analyses showed that the major deposition mechanism for cesium iodide (CsI) is thermophoresis which depends on the thermal gradient in gas. Accordingly, the coupling analyses were found to be essential to accurately predict the CsI deposition in piping, to which little attention has been paid in the previous studies.

DOI： 10.1016/S0029-5493(99)00328-3

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TAYLOR & FRANCIS LTD  

In a severe accident of light water reactors, the reactor coolant system (RCS) piping might be subjected to thermal loads caused by the decay heat of the deposited fission products and the heat transfer from the hot gases, with an internal pressure in some accident sequences. Tests on the RCS piping failure were performed along with high temperature tensile and creep rupture tests including metallography to investigate the failure behavior. The prediction of the 0.2% proof stress by Arrhenius equation is in good agreement with the measured stress above 800 degrees C for served RCS piping materials. The modified Norton's Law for the short term creep rupture model agrees with the experimental values between 800 and 1,150 degrees C for type 316 stainless steel. The microstructural change was discussed with the effect of the very rapid formation and resolution of the precipitation on the strength at high temperature. The result of the piping failure tests which simulated the severe accident conditions, i.e.: in short-term at high-temperature, could support the plastic limit load prediction of the flow stress model using the 0.2% roof stress.

DOI： 10.1080/18811248.1999.9726282

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TAYLOR & FRANCIS LTD  

The aerosol deposition test series is being performed to investigate the deposition of FP vapor and aerosol onto the inner surface of reactor coolant piping during a severe accident of a light water reactor. Vapor and aerosol of CsI as an FP simulant was introduced into the horizontal test section pipes. No substantial decomposition of CsI was identified to occur both in the high temperature inert and superheated steam environments. The comparison between the results of the aerosol deposition test series and the thermo-fluiddynamic analysis with WINDFLOW implied that a profile of the CsI deposition due to vapor condensation and thermophoretic aerosol deposition was influenced hy local thermo-fluiddynamic conditions. Deposition velocities were evaluated for CsI vapor and aerosol based on the deposition characteristics of CsI and the thermo-fluiddynamic analysis.

DOI： 10.1080/18811248.1999.9726226

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：ELSEVIER SCIENCE BV  

The fission products (FP) behavior analysis code ART developed at JAERI simulates a FP transport and deposition in a reactor coolant system and containment during severe accidents. As part of the code development and verification, several experimental analyses have been conducted. In the JAERI's WAVE experiment, the effect of nitrogen or steam carrier gases on the cesium iodide (CsI) behavior in piping was recently investigated. The ART analysis for nitrogen agreed with the experimental results by reflecting the detailed thermo-fluiddynamic calculation on the CsI aerosol behavior analysis. On the contrary, the analysis for steam did not agree well with the experimental results because observed enhancement of aerosol growth cannot be explained by existing models. Moreover, the newly developed empirical models on iodine chemistry in water were examined for the ACE/RTF 3B experiment. The analysis showed that those models have a fundamental analytical capability. (C) 1997 Elsevier Science B.V.

DOI： 10.1016/S0022-3115(97)00207-9

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記述言語：日本語   出版者・発行元：日本原子力学会  

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：ELSEVIER SCIENCE SA  

In the FPT0 test of the PHEBUS/FP program, it was observed that the fraction of liquefied UO2 reached 50%, which is much larger than the expected maximum value of 20%. Most of the post-test analyses with various computer codes underpredicted the bundle temperature during a late phase and could not reproduce such a large core degradation. In most of the previous analyses, the shroud thermal conductivity evaluated based on the Pears' ZrO2 specific heat data and the thermal diffusivity measured by JAERI was used. However, recent thermal properly data books adopt a lower specific heat than measured by Coughlin and King's at high temperature. The present analyses with ICARE2 showed that the FPT0 bundle behavior could be mostly reproduced by using the shroud thermal conductivity based on Coughlin and King's. If the present calculation is assumed to be correct enough, the shroud thermal conductivity at high temperature could be smaller than the current evaluation based on the Pears' data. Since the shroud thermal conductivity has thus a strong effect on the bundle behavior, further measurement and evaluation of the thermal properties of the shroud are highly recommended. (C) 1997 Elsevier Science S.A.

DOI： 10.1016/S0029-5493(96)00009-X

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記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：日本原子力学会  

DOI： 10.3327/jaesj.39.123

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：TAYLOR & FRANCIS LTD  

DOI： 10.1080/18811248.1996.9732006

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：ELSEVIER SCIENCE SA LAUSANNE  

Two series of experiments to investigate melt-coolant interactions have been performed as part of the ALPHA program at JAERI. In the melt drop steam explosion experiments, melt simulating a molten core was dropped into a pool of water. Volume fractions of the melt, water and steam in the mixing region prior to the occurrence of spontaneous steam explosions were quantified. Other characteristics of melt-coolant interactions were evaluated for settling velocity of the melt in water, propagation and expansion velocities, energy conversion ratio and debris size distribution. It was found that the probability of the occurrence of spontaneous steam explosions could be reduced by using a melt dispersion device. Measurement of void fraction in the mixing region clearly showed that the melt dispersion device enhanced steam generation. However, one experiment indicated that the use of the dispersion device could possibly result in a more energetic steam explosion. It was found that the mixing of non-condensable gas in the steam phase of the mixing region during melt dispersion played an important role for the suppression of the spontaneous steam explosion. Knowledge of the parametric effects of melt mass, ambient pressure and water temperature was extended. In the melt coolability experiments, water was poured onto the melt to investigate melt-coolant interactions in a stratified geometry where water overlies on a melt layer. Melt eruptions which could induce an explosive interaction were observed when the subcooled water was poured through a pipe nozzle. The eruption was not observed when the water was near the saturation temperature or supplied through a spray nozzle. The explosive interaction in the stratified geometry was found to be much smaller in magnitude than the steam explosion in the melt drop configuration.

DOI： 10.1016/0029-5493(94)00883-Z

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

During a station blackout of PWR, the pump seal will fail due to loss of the seal cooling. This particular transient-LOCA sequence designated as S3-TMLB’ analyzed by SNL with MELPROG/TRAC for Surry plant showed that the depressurization due to the pump seal LOCA would result in early accumulator injection and subsequent core cooling which lead to the delay of reactor pressure vessel (RPV) meltthrough. The present analysis was performed with SCDAP/RELAP5 to evaluate this scenario shown in the MELPROG/TRAC analyses. Additionally, the calculated results were compared with the similar experimental studies of JAERI’s ROSA-IV program. The present analyses showed that: (1) During S3-TMLB’, the loop seal clearing would occur and cause a slight delay of accident progression. (2) It is unlikely that the accumulator injection, which leads to the delay of RPV meltthrough by approximately 60 min, is initiated automatically during S3-TMLB’. Accordingly, an intentional depressurization using PORVs is recommended for the mitigation of the accident consequences. (3) The present SCDAP/RELAP5 analyses did not show significant delay of accident progression. It was found that non-realistic lower heat generation and higher core cooling models used in the MELPROG/TRAC analysis are attributed to this discrepancy. © 1995 Taylor &amp
Francis Group, LLC.

DOI： 10.1080/18811248.1995.9731740

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

The WAVE experiments have been performed at JAERI to investigate the CsI deposition onto the inner surface of pipe wall under typical severe accident conditions. It was shown that relatively large amount of CsI was deposited at the upstream floor of the pipe and that larger amount of CsI was deposited on the ceiling than the floor at the downstream. Analyses of the experiments have also been conducted with the three-dimensional thermohydraulic code, SPRAC, and the radionuclide transport analysis code, ART. The experimental results were well reproduced with ART by using peripherally subdivided pipe cross section and associated representative thermohydraulic information from SPRAC prediction. It was clarified through the present experiment and analyses that major deposition mechanisms for the chemical form of CsI are thermophoresis and condensation. Accordingly, the coupling of the FP behavior and the detailed thermohydraulic analyses was found to be essential in order to accurately predict the CsI deposition in the pipe, to which little attention has been paid in the previous studies. © 1995, Atomic Energy Society of Japan. All rights reserved.

DOI： 10.3327/jnst.32.1047

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

A small-scale penetration leak characterization test has been performed as a part of the ALPHA program at Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). Two series of experiments were performed using test sections which simulate relevant parts of an EPA (Electrical Penetration Assembly) used in Japanese PWR containments. One of the test sections simulates an alumina module and the other includes the silicone resin portion of the EPA. The test section was heated in a leak test vessel which simulated thermal-hydraulic conditions inside and outside of the containment in a severe accident. From the experimental results, it was concluded that although the silicone resin may melt at high temperature, the alumina module will remain intact under severe accident conditions. The EPA as a whole is estimated to maintain leak-tightness during a severe accident. It was found in the experiments that heat conduction along the metal portion of the test section had a strong influence on the melt progression of the resin. It was also found that the measured strain of the alumina module was predominantly caused by the elevated temperature. Therefore, the thermal load will be more of a threat to the EPA's integrity rather than the pressure load. © 1993.

DOI： 10.1016/0029-5493(93)90246-6

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その他リンク： http://orcid.org/0000-0003-3342-3571

記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

A simple method that uses effective energy and average energy has been used for calculating gamma doses from radioactive plumes. Although the additive method, in which the contributions to gamma doseS due to the photons released from a noble nuclide are added together, should be used for this purpose, the computation is very time-consuming, so that a simplemethod is desirable in emergencies. The relationship between the calculated doses and the photon energy is complicated and no linear expression holds good. Thus, when the photon energy is widely dispersed, the simple method is not appropriate, We cornpared the results of the simple method with those of the additive method, and examined the applications of both am the limitations of the simple method. It was found that for most nuclides the simple method gave overestimates of within 20% for doses on downwind axis, and for a few nuclides, under. estimates by more than 90% were seen for doses apart from the downwind axis near a stack. We suggest a method of correction in which the photons released from a nuclide are grouped into two categories: those with an energy of less than 50keV and those with a higher energy. When the sum of the doses due to these two groups of photons was obtained, the errors were within 5%.

DOI： 10.3327/jaesj.29.1023

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記述言語：日本語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）   出版者・発行元：Japan Health Physics Society  

The external exposure to gamma rays from a radioactive cloud, <i>i. e.</i> the cloudshine, is an important exposure pathway. A computer code, AIRGAMMA, was developed to calculate quickly the cloudshine doses by interpolating normalized doses provided on the basis of the Gaussian plume model. The normalized dose is defined as the dose on the ground when a gamma-emitting nuclide is released at a rate of 1Ci/hr or the amount of 1Ci and the wind speed is 1m/sec. The code approximately takes account of depletion of the dispersing materials for calculation of the cloudshine doses, but ignores effects of the building wake and the mixing layer on the cloudshine doses. The interpolation of the normalized dose would not cause errors larger than 1% for most of the cases. The time for calculation of a dose is less than 2 msec on the computer FACOM-M380. The applicability of the approximations mentioned above is discussed in this report.

DOI： 10.5453/jhps.20.33

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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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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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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaea-review-2016-011

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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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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2015-001

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Copyright © 2015 by JSME. Nuclear Human Resource Development Center (NuHRDeC) of JAEA has conducted nuclear human resource development for more than 50 years since its establishment in 1958. NuHRDeC conducts international nuclear human resource development, so called "Instructor Training Program (ITP)", which is a training scheme launched in 1996 in order to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The ITP consists of 1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, 2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries organized by instructors trained at ITC in Japan, and 3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders in Asian countries. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries, which disseminates the knowledge and technology in their countries. After completing ITC trainings at NuHRDeC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. They create own 1 or 2 weeks course curricula and allocate local lecturers including themselves. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are 1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, 2) Environmental radioactivity monitoring, and 3) Nuclear emergency preparedness. The main feature of ITC is that the curricula places emphasis on the practical exercise with well-equipped training facilities, experimental laboratories utilizing the simulators of research reactor, and the expertise of lecturers mostly from JAEA. As of FY2014, ITC is applied to 8 countries; Indonesia, Thailand, Vietnam, Bangladesh, Kazakhstan, Malaysia, Philippines and Mongolia. The total number of participants at ITC since 1996 is approximately 300 and the participation of FTC has been increased significantly year after year with more than 3,000 in total. This result indicates that the ITP system has been effectively contributed to fostering local trainers in Asian counties. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

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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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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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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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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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記述言語：英語  

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記述言語：英語   出版者・発行元：AMER SOC MECHANICAL ENGINEERS  

Based on the basic policy for introduction of Risk Informed Regulation (RIR) expressed by the Nuclear Safety Commission (NSC) of Japan in 2003, NSC set up the taskforce in April 2004 to take an initiative for coordinated collaboration of related organizations for developing scheme of RIR. Since then the taskforce has reviewed the efforts of related organizations and discussed the issues on further utilization of risk information in Japan. According to the final report prepared by the taskforce in September 2007, the risk consideration in related organizations has made a progress in line mostly with the NSC's basic policy. For example, the regulatory guide for seismic design was revised in 2006 including combination of deterministic and probabilistic approaches. The regulatory body will start a new inspection system in 2008 that considers the risk informed safety classification of structures, systems and components. However, the followings were identified as important issues in the future: i) promotion of advanced and preliminary trials, ii) comprehensive applications using PSA results for both of the representative and individual plants, iii) preparation of acceptance guidelines for safety and performance goals in risk informed decision making, iv) improvement of PSA quality, v) revision of regulatory guides considering risk information, vi) comprehensive evaluation and promotion by NSC for further utilization -of risk information, vii) enhancement of infrastructure such as PSA experts and database, viii) promotion of safety research, ix) application to seismic design, x) Introduction of risk informed approaches into nuclear fuel cycle facilities, and xi) promotion of risk communication, etc.

DOI： 10.1115/ICONE16-48569

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記述言語：日本語   出版者・発行元：日本原子力学会  

記事種別: 会議・学会報告・シンポジウム

DOI： 10.3327/jaesj.48.242

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記述言語：英語  

The Nuclear Safety Commission (NSC), Japan set up the taskforce on introduction of risk informed regulation (RIR) into nuclear safety regulations in April 2004. Since then the taskforce (Chairperson: Prof. Genki Yagawa, Toyo university) has reviewed the status of risk considerations at related organizations and discussed the issues for developing RIR in Japan. Recently, the taskforce prepared the interim report on the review results and discussions, and NSC approved it in December 2005. The report described that the risk consideration in related organizations in Japan has made progress in line mostly with the NSC's basic policy for introduction of RIR expressed in 2003. However, the following topics were identified as important issues for further promotion of RIR introduction: policy for utilization of risk information considering Japanese features, usage of safety goals and performance objectives in RIR, decision-making process using risk information, pilot program, PSA quality, improvement of safety examination guidelines considering risk information, utilization of risk information in nuclear fuel cycle facilities and risk communication. Copyright © 2006 by ASME.

DOI： 10.1115/ICONE14-89449

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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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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-research-2005-001

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記述言語：英語  

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-tech-2004-050

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記述言語：日本語   出版者・発行元：日本原子力学会  

<p> 軽水炉シビアアクシデント時の炉心状態を模擬するため, 世界最高温度, 圧力条件を達成する実験装置VEGAを設計, 製作し, 雰囲気圧力が放射性物質の放出挙動に及ぼす影響を初めて実験的に定量化した。また, その結果に基づいて, 圧力の影響を説明するモデルを提案した。これらの成果に対し, 第35回 (平成14年度) 日本原子力学会賞論文賞が授与された。受賞対象となった研究は, 工藤 保氏, 中村武彦氏をはじめとする日本原子力研究所の共同研究者とともに行ったものであるが, 本稿では, 筆者が個人の立場で, 同研究との出会い, 思い入れ, 苦労した点, 今後の展開等について紹介する。</p>

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-tech-2003-009

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DOI： 10.11484/jaeri-research-2001-055

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記述言語：英語  

DOI： 10.11484/jaeri-tech-2001-011

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DOI： 10.11484/jaeri-tech-2001-029

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記述言語：英語   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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記述言語：日本語  

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記述言語：英語  

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-tech-2000-015

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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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記述言語：英語   出版者・発行元：Elsevier Sequoia SA  

The tests on fission product (FP) behavior in piping under severe accidents are being conducted in the wide range piping integrity demonstration (WIND) project at JAERI to investigate the piping integrity which may be threatened by decay heat from deposited FPs. In order to obtain the background information for future WIND experiment and to confirm analytical capabilities of the FP aerosol analysis codes, ART and VICTORIA, the FP behavior in safety relief valve (SRV) line of BWR during TQUX sequence was analyzed. The analyses showed that the mechanisms that control the FP deposition and transport agreed well between the two codes. However, the differences in models such as diffusiophoresis or turbulence, the treatment of chemical forms and aerosol mass distribution could affect the deposition in piping and, consequently, on the source terms. The WIND experimental analyses were also conducted with a three-dimensional fluiddynamic WINDFLOW, ART and an interface module to appropriately couple the fluiddynamics and FP behavior analyses. The analyses showed that the major deposition mechanism for cesium iodide (CsI) is thermophoresis which depends on the thermal gradient in gas. Accordingly, the coupling analyses were found to be essential to accurately predict the CsI deposition in piping, to which little attention has been paid in the previous studies.

DOI： 10.1016/S0029-5493(99)00328-3

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-research-99-066

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DOI： 10.11484/jaeri-research-99-067

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DOI： 10.11484/jaeri-tech-99-013

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DOI： 10.11484/jaeri-tech-99-036

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The WIND (Wide range piping INtegrity Demonstration) project is being performed at JAERI in order to demonstrate the integrity of LWRs piping under the severe accident conditions. The hot tensile tests of the piping materials made of stainless steel (type 316 and CF8M) or carbon steel (STS 410), have been performed in order to identify the high-temperature strength and ductility. The yield strength and the ultimate tensile strength above 800°C decreases in the order, type 316> CF8M>STS 410. The deformation and failure behaviors of these straight piping have been investigated under an elevated temperature and a constant internal pressure between 5 and 15 MPa. The deformation and failure conditions of these piping were qualitatively in good agreement with the results of the specimen tests.

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DOI： 10.11484/jaeri-tech-98-026

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The aerosol behavior tests are being performed in WIND project at Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) to investigate FP aerosol behaviors in a reactor coolant piping system. It was identified that the deposition of CsI was remarkable within mid and outlet parts of the test section. Thermo-fluiddynamic analyses with WINDFLOW code suggested that sharp radial temperature decrease in the carrier gas was developed at the vicinity of the cooling surface.

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Research on severe accident for light water reactors has been initiated after the accident of Three Mile Island in 1979 and accelerated all over the world after the Chernobyl accident in 1986. For the severe accident management Nuclear Safety Commission of Japan recommended electric utilities to investigate the possible measures in 1992. In response to this they proposed accident management strategies based on their investigations in 1994 to be voluntarily implemented in several years by reflecting findings from severe accident research. Since the severe accident phenomena largely involve the thermal-hydraulic aspects, it is of great importance to evaluate the thermal-hydraulic behaviors of severe accident in order to reduce the associated uncertainties. In the present article thermal-hydraulic behaviors during severe accident are described in terms of phenomenology, severe accident management, key issues, research methodology and remaining research items. The main phenomena include core melt progression, in-vessel core melt behaviors, molten core coolant interaction, molten core concrete interaction, direct containment heating, hydrogen behaviors, and fission product behaviors.

DOI： 10.3327/jaesj.39.739

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Thermal and structural responses of reactor coolant piping under elevated temperature and pressure are being investigated in piping integrity tests of Wide Range Piping Integrity Demonstration) project at Japan Atomic Energy Research Institute with an aim to evaluate the piping integrity during a severe accident. It was confirmed through the temperature measurement on the outer surface of the test pipe that thermal responses of the pipe were influenced by the internal pressure due to a variation in the magnitude of natural convection.

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The WIND (Wide range piping INtegrity Demonstration) project performed at Japan Atomic Energy Research Institute investigated fission product (FP) aerosol behavior in reactor piping and the integrity of reactor piping under severe accident condition. In the piping integrity test, a straight stainless steel pipe was used to simulate a partial fraction of reactor piping under severe accident conditions. Test analyses were performed using ABAQUS code and the best conditions to investigate the behavior of straight pipe against thermal and pressure loads. The scoping piping integrity test results and the analysis results using ABAQUS are described.

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A computer code, WINDFLOW, for a three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of a single phase gaseous flow in a reactor coolant piping has been developed at JAERI. A hybrid grid system composed of triangular and quadrangular cross-sectional cells was introduced in WINDFLOW to enhance the modeling flexibility. WINDFLOW was applied to an analysis of tests on thermo-fluiddynamics within a piping performed in WIND project. Formation of a cross-sectional secondary flow resulted from the natural convection was predicted. Appearance of a sharp cross-sectional temperature gradient at the vicinity of the piping wall was confirmed in the analysis. The predictions on the gaseous temperature distribution were compared with the test results. It was found that WINDFLOW tended to underestimate the axial temperature decrease and could qualitatively well reproduce radial temperature distribution observed in the tests.

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In WIND (Wide range piping INtegrity Demonstration) project at Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), a scoping test was performed to investigate aerosol behavior in reactor piping under severe accident conditions. In the experiment, CsI aerosol was injected into a stainless steel straight pipe of 2 m in length and 0.1 m in diameter. The experiment showed that aerosol deposition mass was larger at downstream than that at upstream and aerosol was mostly deposited as chemical form of CsI. VICTORIA code well reproduced these trends of experiment. However, the calculated thermochemical equilibrium at upstream did not well explain the observed difference in deposited mass between cesium and iodine. The code also overpredicted aerosol diameter which depends on aerosol agglomeration rate and on condensation or evaporation of species at aerosol surface. These models in VICTORIA were found to be further improved through the WIND experiment analyses.

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The ART (Analysis of Radionuclide Transport) Mod2 code has been developed at JAERI as a module of the THALES-2 code for probabilistic safety assessment (PSA). ART Mod2 calculates the fission products (FP) behavior in the reactor coolant system and in the containment under severe accident conditions. The analytical capability of the code in predicting the FP transport and deposition in pipings was assessed against the WAVE (Wide range Aerosol model VErification) and FALCON experiments. Moreover, the model on iodine chemistry in containment sump was tested against the Radionuclide Test Facility (RTF) 3B experiments conducted in the ACE (Advanced Containment Experiment) program. These assessment studies showed that the coupling between thermohydraulics and FP behavior, and the appropriate treatment of chemical reaction are of great importance to accurately evaluate the source term.

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-m-92-061

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DOI： 10.11484/jaeri-m-92-055

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記述言語：日本語  

DOI： 10.11484/jaeri-m-92-035

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記述言語：英語   出版者・発行元：KERNFORSCHUNGSZENTRUM KARLSRUHE GMBH  

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記述言語：英語   出版者・発行元：KERNFORSCHUNGSZENTRUM KARLSRUHE GMBH  

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DOI： 10.11484/jaeri-m-91-175

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DOI： 10.11484/jaeri-m-89-213

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DOI： 10.11484/jaeri-1297

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開催年月日： 2017年11月

記述言語：英語  

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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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記述言語：日本語  

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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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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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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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