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平田 洋介*; 中原 克彦*; 佐野 明*; 佐藤 光吉*; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.561 - 572, 2008/00
An innovative alpha radioactivity monitor for clearance level inspection has been developed. This apparatus measures an ion current resulting from air ionization by alpha particles. Ions generated in a measurement chamber of about 1 m
in volume are transported by airflow to a sensor and measured. This paper presents computational estimation of the ion transport efficiencies for two pipes with different lengths, the inner surfaces of which were covered with a thin layer of uranium. These ion transport efficiencies were compared with those experimentally obtained for the purpose of validating our model. Good agreement was observed between transport efficiencies from simulations and those experimentally estimated. Dependence of the transport efficiencies on the region of uranium coverage was also examined, based on which such characteristics of ion currents as anticipated errors arising from unknown contaminated positions are also discussed to clarify the effective operation conditions of this monitor.
平田 洋介*; 中原 克彦*; 佐野 明*; 佐藤 光吉*; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して
放射能を測定した。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果についての報告である。構築したイオン輸送モデルを用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。
関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.
JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08
核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。
小林 重忠*; 本多 力*; 大村 博志*; 川合 将義*; 清水 武司*; 山岡 光明*; 中原 克彦*; 関 泰
JAERI-M 88-251, 303 Pages, 1988/12
核融合次期装置の安全性評価として、全体システムに対して確率論的リスク評価を実施するとともに、安全性に関する諸事象のうち通常運転時、分解修理時、事故時について、各々、事象を選び解析をした。第1章において、核融合実験炉全体の確率論的リスク評価を実施することとし、1.1において評価する上で必要となる安全性データベースの検討、1.2においてシステム、コンポーネントのFMEA,1.3において事故シークェンス,1.4において放射性物質放出フロー、1.5においてETA(Event Tree Analysis)、FTAについて各々検討結果をまとめた。さらに、こうした検討結果をもとに1.6において事故起因事象に対する評価をし、1.7において総括的にリスク評価をし、最後に1.8で今後の課題をまとめた。
中原 克彦*; 関 泰
JAERI-M 87-118, 53 Pages, 1987/08
D-T燃焼を行なう核融合炉において、プラズマに直接面している炉心構造材(第一壁、ダイバータ等)には運転中大量のトリチウムが入射する。
斉藤 龍生*; 柏原 晋一郎*; 伊藤 新一*; 中山 尚英*; 安達 潤一*; 鈴木 達志*; 今村 豊*; 中沢 一郎*; 本多 力*; 中原 克彦*; et al.
JAERI-M 87-091, 374 Pages, 1987/08
本報告書は、次期大型装置(86FER)のプラントシステムの設計検討について記したものである。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 平田 洋介*; 内藤 晋*; 佐野 明*; 中原 克彦*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.
no journal, ,
プロジェクトの最終年度の項目として、線のイオン流体移送型計測技術を用いて実廃棄物の測定を実施している。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果について報告する。プロジェクトを通じて明確化したイオン再結合係数と拡散係数を用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。
