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高原 省五; 飯島 正史; 嶋田 和真; 串田 輝雄; 白鳥 芳武
JAEA-Research 2014-024, 57 Pages, 2015/01
JAEA-Research-2014-024.pdf:5.49MB
福島第一原子力発電所事故後の汚染地域において代表的個人の外部被ばく線量を決定論的に評価するために、居住地の放射線量率及び生活行動に関する調査を実施するとともに、統計分析を行ってこれらの被ばく要因の統計分布を特定した。居住地の放射線量率は対数正規形で分布していた。また、自宅滞在者、屋内作業者及び屋外作業者の生活行動を調査したところ、屋外での滞在時間の分布形は職業によって異なっており、自宅滞在者及び屋内作業者の屋外滞在時間は対数正規分布、屋外作業者の屋外滞在時間は正規分布形となっていた。これらの被ばく要因と個人線量との関係を分析するために、個人線量の実測値を目的変数とする重回帰分析を実施したところ、汚染の地域差や生活行動の個人差によって生ずるこれら被ばく要因の変動によって個人線量にも統計的に有意な違いが生じていることが明らかになった。被ばく要因の統計情報をもとに、決定論的な線量評価モデルを作成して代表的個人の線量を評価した。評価結果を個人線量の実測値と比較したところ、評価値は実測値の95パーセンタイルよりも高い値となっており評価の保守性を確認することができた。
高原 省五; 飯島 正史; 串田 輝雄; 白鳥 芳武
JAEA-Research 2013-029, 36 Pages, 2013/12
JAEA-Research-2013-029.pdf:2.7MB
生活習慣の違いが住民の被ばくに及ぼす影響を明らかにするために、福島第一原子力発電所事故の影響を受けた地域において生活行動時間を調査するとともに、外部被ばくによる個人線量の測定を行った。また、個人線量の評価モデルを作成し、放射線量率の測定結果と生活行動時間の調査結果をもとに個人線量を評価して、実測値との比較より評価の妥当性を検証した。住民の生活行動時間には、職業によって屋外での滞在時間に明らかな差がみられ、屋外作業者の個人線量と屋内作業者の個人線量には有意な違いが観察された。事故の影響を受けた地域で生活を続ける住民の線量をより正確に評価するためには、職業などによる生活行動時間の違いを反映して評価を実施すべきである。
坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 原 輝夫; 加藤 竜馬; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.242 - 256, 2008/09
来るべき水素社会では大量の水素が経済性を失うことなく必要とされる。原子力機構では、日本初の高温ガス炉HTTRの核熱を用いた水素製造装置の設計を開始した。水素製造装置としては水を熱化学的に分解するISプロセスを有力な候補とし、HTTRのIHX出口温度約900
Cの2次ヘリウムから供される10MWの熱がISプロセスとの接続に使われる。本報では、HTTR-IS水素製造システムにおける硫酸分解器,ブンゼン反応器等の化学反応器について新しい構造概念を提案した。硫酸分解器では、従来3つの機器を要していた硫酸分解,三酸化硫黄分解及び予熱器の機能を一つの硫酸分解器に持たせる一体型の構造概念を提案した。また、ブンゼン反応,二層分離器及びポンプの3つの機能を一つの機器に持たせたミキサセトラ型ブンゼン反応器を提案した。提案する新しい構造概念は、建設コストの低減のみならず、機器間の接続部の低減による漏えいリスクの軽減につながることにより運転維持コストの経済性向上が期待できる。
原 輝夫; 坂場 成昭; 佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦
JAEA-Technology 2008-020, 28 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-020.pdf:5.69MB
原子炉の核熱を利用した水素製造の実用化には、他の水素製造法に対して経済的に競合できる必要があり、そのためには水素製造プラントの建設コストを削減することが重要である。高温ガス炉HTTRに接続する熱化学法ISプロセス水素製造システムにおいては、機器数の低減や小型化及び汎用材料の使用により機器製作コスト削減を可能とするミキサセトラ型ブンゼン反応器及び一体型硫酸分解器の概念を提案してきた。本報では、これら機器の詳細な構造検討を行い、新しい概念を提案することにより、さらなる性能向上及び小型化を可能とした。ブンゼン反応器においては、マイクロバブル生成装置を内蔵したスタティックミキサによる水と二酸化硫黄及び亜硫酸とヨウ素の混合促進を提案し、加えてセトラ部の隔壁による硫酸とヨウ化水素酸の分離促進を提案した。また、硫酸分解器においては、流路構成の最適化による機器小型化を可能とさせ、機器物量の低減が図れることを示した。
坂場 成昭; 佐藤 博之; 原 輝夫; 加藤 竜馬; 大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦
JAEA-Research 2007-058, 31 Pages, 2007/08
JAEA-Research-2007-058.pdf:16.44MB
原子炉に接続する水素製造施設は、ほかの水素製造法と比較し、商用段階において経済的に競合できなければならない。そのためには、水素製造施設は一般化学プラントとして原子炉に接続させることが必要不可欠である。そこで、高温ガス炉HTTRに接続する水素製造施設に関する安全論理の構築を目指し、水素製造施設に要求される安全機能及び非「原子炉施設」化について検討した。また、水素製造装置の建設コスト低減による経済性向上のため、HTTRに接続させる熱化学水素製造法ISプロセスを構成するブンゼン反応器及び硫酸分解器について、複数の機能を一体化した構造概念を提案し、機器の合理化及び高性能化について検討した。さらにプロセス条件を緩和させることを可能とするヨウ化水素分解器を提案し、汎用材料及び汎用技術採用の可能性を追求した。また、HTTRの中間熱交換器から供される10MWの熱を用いて1,000Nm
/h規模の水素製造が可能となるHTTR-ISシステムの基本的成立性を確認した。本報は、高温ガス炉HTTRの核熱を用いて熱化学法ISプロセスにより水素製造を実証するHTTR-ISシステムの概念設計について報告する。
本間 洋之; 佐藤 博之; 笠原 清司; 大橋 弘史; 原 輝夫; 加藤 竜馬; 坂場 成昭
JAEA-Technology 2007-006, 60 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2007-006.pdf:15.91MB
化石資源に依存したわれわれの生活は、その化石資源の枯渇や化石資源の大量消費による気候変動や酸性雨などの脅威に晒されている。このため、二酸化炭素のような温暖化ガスの発生がなく、また、環境汚染の心配がない水素が、将来の重要なエネルギー媒体として広く認知されており、近い将来には水素の需要が大きく増大するものと考えられている。大量の水素需要に応えるため、水を原料とした原子力エネルギーによる水素製造、特に高温ガス炉を用いた熱化学法ISプロセスは、ゼロエミッションエネルギー戦略や実用規模への展開において、最も期待できる水素製造法である。しかし、高温ガス炉によるISプロセス水素製造の技術基盤を確立するためには、我が国唯一の高温ガス炉であるHTTRを用いた研究開発が不可欠である。HTTRは、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の大洗研究開発センターに建設され、運転試験が行われている。原子力機構では、高温ガス炉によるISプロセス水素製造技術を実証するため、HTTR接続ISプロセス(HTTR-ISシステム)の設計を開始した。HTTR-ISシステムの設計にあたっては、ISプロセスプラントで発生する各種事故に対する予防保全,事後保全などを考慮する必要がある。そこで、ISプロセスプラントに関係する化学プラントでの事故事例を整理し、その結果をもとにISプロセスプラントの系統設計に必要な事故防止対策案を提示した。本報告はそれらについてまとめたものである。
高橋 照雄; 島崎 潤也; 中澤 利雄; 藪内 典明; 福原 彬文*; 楠 剛; 落合 政昭
JAERI-Tech 2000-039, p.94 - 0, 2000/03
原子力船研究開発室は、将来の原子力船動力源として軽量・コンパクトで安全性の高い出力100MWtの一体型炉MRXの設計研究を実施し、工学設計を完了した。本一体型炉の設計性能及び運転性能を確認するとともに、一体型炉の運転操作の自動化研究に使用するため、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータを開発した。本シミュレータは、原子力船「むつ」の実験航海データにより精度検証された「むつ」シミュレータと同様のモデル化手法を用い開発した。事故事象等のプラント全体の挙動については、安全解析コードによる解析結果と照合し、整合していることを確認した。今後実機の運転結果あるいは実験結果との照合による検証が必要であるが、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータとして利用可能である見通しが得られた。
小田野 直光; 楠 剛; 頼経 勉; 福原 彬文*; 斉藤 和男*; 高橋 照雄*; 石田 紀久
Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.164 - 169, 2000/02
原研では、海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中観測船用超小型炉SCRの設計研究を進めている。海中観測船は動力源として電気出力500kWを必要とし、この電力を熱出力1250kWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいている。核設計に必要な炉物理パラメータの評価はSRACコードシステムにより行い、設計条件を満足する炉心核設計を行った。また、安全設備の基本的な機能確認のために、RELAP5mod3を用い、EDRS配管の破断時の過渡応答挙動解析を行い、安全設備成立性の検討を行った。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03
本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7
7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は110
5cal/g・fuel(ピークエンタルピ894cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09
本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は944cal/g・fuel(ピークエンタルピ884cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
天野 英俊; 長谷川 圭佑; 山原 武; 鈴木 康文; 古田 照夫
JAERI-M 93-103, 75 Pages, 1993/05
軽水炉将来技術開発計画特別チームでは、1990年7月以来、軽水炉将来技術と総合試験施設構想(試験炉、燃料関連試験施設、炉工学関連試験施設等)の検討を行ってきた。燃料関連試験施設のうち燃料製作・試験施設では、超高燃焼度を目指した高プルトニウム富化MOX燃料、TRU含有燃料等新型燃料の照射試験用燃料の製作並びにその確性及び特性試験が行えることを想定している。また照射後試験施設では、これらの燃料の照射後試験が行えること、特に物性試験が行えることを想定している。加えて試験後の継続照射を行えるよう考慮している。本報告書は、燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念、具備機能、施設構造について述べたものであり、さらにこれら施設・設備の安全予備解析を行い、その結果、基本的にはこれまでの施設設計概念で充分施設の安全性が確保しうることが確認された。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02
本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は725cal/g・fuel(ピークエンタルピ665cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 山原 武; 市橋 芳徳; 菊池 輝男
JAERI-M 91-217, 76 Pages, 1992/01
本報告書は、1989年10月に実施した照射済BWR燃料を用いた最初の反応度事故模擬実験であるTS-1について、実験データをまとめたものである。TS-1実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tであった。NSRRにおける照射実験は、新たに開発した専用の2重カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量61cal/g・fuel(ピークエンタルピ55cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
柳原 敏; 鈴木 敏夫; 稲辺 輝雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(8), p.787 - 794, 1989/08
NSRR実験におけるPuO
-UO燃料棒の破損実験に先立ち、単位炉心積分出力当りの燃料中の核分裂密度を
線スペクトロメトリにより算出した。線の測定には、燃料取扱施設の制約上、粉末のサンプルを用いた。このため、試料中の線の自己吸収効果を補正する必要があり、これは、燃料中の超ウラン元素から放出される線の減衰率を求めることにより評価した。また、燃料中に含まれる核分裂性核種のうち、
Pu、
Puは熱外中性子領域に大きな共鳴断面積を持つので、熱外中性子による核分裂の効果を考慮する必要がある。そこで、熱外中性子核分裂の寄与率を変数にして、種々の核分裂生成物の定量結果から核分裂密度を算出した。そして、各核分裂生成核種から求めた核分裂密度の偏差が最小になる寄与率を用いて、最適な値を導出した。
大久保 牧夫; 峰原 英介; 竹内 末広; 河原崎 雄紀; 片野 進; 高村 三郎; 加藤 輝雄; 渡辺 光男; 楢本 洋; 数又 幸生
Proceedings of 12th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.42 - 43, 1987/00
最近話題の高温超電導材の高周波加速空洞への応用可能性を検討するために、高周波特性を測定した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
三浦 昭彦; 中島 正義; 山下 照雄; 堺 公明; 塩月 正雄; 佐藤 暁拓*; 川原 仁志*
no journal, ,
ガラス固化溶融炉の運転支援や次世代溶融炉設計の支援を目的として、溶融炉内で生じる代表的な現象である伝熱,流動,電位,不溶解性粒子の挙動及びこれに伴う溶融ガラスの粘性・比抵抗の変化を連成させるとともに、ガラス原料の供給・流下に伴う液面の上下動などの物理挙動をモデル化したシミュレーションシステムを開発し、TVFの運転データとの比較により、有効性を確認した。
