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木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要
JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07
JAEA-Research-2013-033.pdf:119.17MB
自治体等による除染計画の策定及び除染活動の実施の際に必要となる知見・データの蓄積をすることを目的に、森林に隣接した家屋、傾斜地等を含む南相馬市ハートランドはらまち、並びに家屋,畑,牧草地,果樹園等を含む伊達市下小国地区を対象として面的除染を実施した。除染エリアの地形、土地の利用状況等に応じて容易に実施可能な除染方法を用いた結果、除染後の空間線量率の平均値はおおむね除染前の1/2まで低減した。
梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.
JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12
JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB
本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。
斎藤 祐児; 木村 洋昭*; 鈴木 芳生*; 中谷 健*; 松下 智裕*; 室 隆桂之*; 宮原 恒あき*; 藤澤 正美*; 曽田 一雄*; 上田 茂典*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 467-468(Part.1), p.553 - 556, 2001/07
被引用回数：23 パーセンタイル：15.51(Instruments & Instrumentation)SPring-8のBL25SUは、軟X線円偏光放射光を利用し、光電子分光、光吸収磁気円2色性、光電子回折等の手法により、固体の電子状態及び表面原子構造等の高精度測定を行うビームラインである。今回は、200~500eVの光エネルギーでの本ビームラインの性能及び、円偏光アンジュレーターに関する評価結果を報告する。エネルギー分解能は、Ar及びN
気体の光吸収スペクトルを測定することにより評価し、これまでにほかの放射光施設で得られているスペクトルと同程度以上のものが測定でき、他エネルギー側においても、本ビームラインの高い性能を実証することができた。
斎藤 祐児; 木村 洋昭*; 鈴木 芳生*; 中谷 健*; 松下 智裕*; 室 隆桂之*; 宮原 恒あき*; 藤澤 正美*; 曽田 一雄*; 上田 茂典*; et al.
Review of Scientific Instruments, 71(9), p.3254 - 3259, 2000/09
被引用回数：178 パーセンタイル：0.88(Instruments & Instrumentation)SPring-8のBL25SUに建設した軟X線ビームラインで得られた、光エネルギーの0.5~1.8keVでの優れた性能について報告する。本ビームラインは、分光器として、非等測線回折格子を用いており、酸素及びネオンの1s吸収端(540及び870eV)において、他施設で得られているよりもはるかに良いエネルギー分解能約15000を得ることに成功した。実験ステーションでは、分解能5000時に、毎秒10
個の光子を得ることができる。さらに、通常実験の妨げになる高次光の割合は0.1%以下と非常に小さい割合に抑えることができた。
杉本 昌義; Jameson, R. A.*; V.Teplyakov*; D.Berwald*; B.Blind*; D.Bruhwiler*; H.Deitinghoff*; Ferdinand, R.*; 金正 倫計; Klein, H.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.367 - 371, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：100国際核融合照射施設(IFMIF)の概念設計活動における加速器系の検討結果を報告する。ユーザー要求に基づき、最大40MeVの連続的な250mAの重陽子ビームを2か所のリチウムターゲットへ供給する。加速器は125mA出力のもの2台から構成される。主な要素は140mAの入射器、8MeV出力のRFQ、32-,36-,40MeVから選択可能なDTLもしくは超電導リニアック、最大1MW出力のモジュールから成る高周波源、及びビーム輸送系である。必要な技術開発要素の摘出とそのスケジュール・コスト評価も実施した。
勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.
日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00
核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。
丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.
PNC-TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03
FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。
田辺 哲朗*; 藤野 道彦*; 野口 宏*; 八木 康文*; 平野 洋一*; 清水 肇*; 秋場 真人; 荒木 政則; 久保田 雄輔*; 宮原 昭*
Journal of Nuclear Materials, 200(1), p.120 - 127, 1993/03
被引用回数：9 パーセンタイル：31.49(Materials Science, Multidisciplinary)次期核融合実験炉用プラズマ対向機器表面材料として、幾つかの材料が検討されている。本報では、溶融型モリブデンについて、電子及びイオンビームによる熱衝撃試験を行い、溶融層の構造変化を調べた。溶融型Moは従来の粉末焼結型Moに比べ、結晶粒が大きく、延性が良いこと、不純物が少ないこと等の性質を有している。以下に主要結果を示す。(1)電子ビーム照射試験において、溶融型Moと粉末焼結型Moでは表面損傷状態に大きな違いがある。溶融型Moでは、多少の損傷は確認されたが、単結晶性は表面溶融後においても残っているのに対し、粉末焼結型Moでは、多数のクレータ痕が表面に生じた。これは、粉末焼結型Mo内に残っている不純物ガスによるものと考えられる。(2)電総研核融合実験装置において、Moリミターを採用したことにより、従来得られていた黒鉛リミターでのプラズマ閉じ込め特性と比べ、その特性が改善された。
橋本 宏*; 島田 太平; 椛澤 光昭*; 原見 太幹; 米原 博人; 永井 高久*; 荻野 晃久*; 宮原 義一
JAERI-M 91-045, 110 Pages, 1991/03
大型放射光施設シンクロトロン用各種電磁石の試作開発を実施した。本報告書ではこれらの電磁石の設計、製作、完成テストについて述べる。
羽賀 一男; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 宮原 信哉; 姫野 嘉昭
PNC-TN9410 91-091, 13 Pages, 1991/01
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宮原 信哉; 羽賀 一男; 姫野 嘉昭
PNC-TN9410 91-027, 16 Pages, 1991/01
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姫野 嘉昭*; 宮原 信哉*; 森井 正*; 佐々木 和一*
PNC-TN9410 88-145, 11 Pages, 1988/10
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宮原 信哉*; 松木 卓夫*; 広井 博*; 姫野 嘉昭*
PNC-TN9410 88-092, 82 Pages, 1988/08
(目的)二次系ナトリウム漏洩事故の事象推移に関する総合模擬試験(Run-D2)に於けるナトリウム燃焼抑制槽の試験結果を用い、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽に対するナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの適用性を検討した。(方法)解析では、槽内雰囲気の放射熱伝達に関してコード上の定義による熱放射係数をパラメータとし、以下の3ケースを実施した。(1)雰囲気は完全透明と仮定し、プール表面と構造材及び構造材間の熱放射係数は1.0 (2)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.7 (3)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.5 (結果)いずれのケースとも解析結果は試験結果と比較的良く再現しており、特に安全評価上重要となる槽内貯留ナトリウムの冷却特性に関しては良く一致した。各部温度の試験結果に対する解析結果の誤差は、過大評価側で約30%、過小評価側で約20%であった。(結論)ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSは、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽の性能評価に対しても、十分適用できるとの結論を得た。
姫野 嘉昭*; 宮原 信哉*; 森井 正*
PNC-TN9410 88-094, 18 Pages, 1988/05
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川田 耕嗣*; 宮原 信哉*; 広井 博*; 姫野 嘉昭*
PNC-TN9410 88-004, 44 Pages, 1988/01
従来の国内外のナトリウム燃焼研究は、原子炉定格運転時等のナトリウム温度を主な対象としてきたため、炉外燃料貯蔵槽や原子炉予熱運転時に於けるナトリウム漏洩燃焼を想定した研究例が少ない。そこで、主に300
以下のナトリウムを用いて、スプレー・コラム・プールについて、着火温度、エアロゾル発生開始温度を明らかにするために実施したものである。ナトリウムスプレー及びナトリウムコラム試験は、ナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)、ナトリウムプール試験は、大規模ナトリウム漏洩火災試験施設のSOLFA-1試験装置を使用して行った。試験結果は、次の通りである。(1)ナトリウムスプレー燃焼試験着火温度は、液滴径に依存する傾向を認めたが、安全を見込むと160以上である。(2)ナトリウムコラム燃焼試験流入するコラムの本流は着火せず、途中で生じる飛散液滴のみ着火し、本流が床で跳ね返えりによって生成された跳ね返り飛沫は180で、床上の落下堆積物は160で着火した。(3) ナトリウムプール燃焼試験静止液面での着火は、280
315で、目視によるエアロゾル発生開始温度は、140165、一旦酸欠状態にして鎮火させた液面の自然再着火は、80以上で生じた。今後、これらの基礎データを基に広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験を実施する。
F.Beonio-Brocchieri*; H.Bunz*; W.Scholck*; I.H.Dunbar*; J.Gauvain*; 宮原 信哉*; 姫野 嘉昭*; 早田 邦久; 山野 憲洋
Nuclear Technology, 81, p.193 - 204, 1988/00
被引用回数：10 パーセンタイル：28.1(Nuclear Science & Technology)軽水炉のシビアアクシデント時には炉心から放出されるFPがエアロゾルとなって格納容器中に放出されると考えられている。格納容器に放出されたこのFPエアロゾルは、自然除去機構、工学的安全施設の作動により格納容器内で除去され、FPの放出割合が減少するとされいる。シビアアクシデント時のソースターム評価を精度良く行なうためには、格納容器中でのエアロゾル挙動を評価する必要がある。そのため解析コードの開発を各国で行っているが、原研ではREMOVALコードを開発し、事故解析および実験解析に用いている。本報告は、REMOVALコードのモデルと概要を示したもので、西ドイツのKfKが中心となって企画中の原子炉のエアロゾル挙動に関する特別報告の一部とし各国で開発されたエアロゾル解析コードを比較するために用いられるものである。
松本 憲一*; 宮原 顕治; 川口 昭夫; 浅妻 新一郎; 福島 操; 庄司 賢二; 野島 康夫; 木村 憲二; 池田 整; 渋谷 淳*; et al.
PNC-TN8440 87-194, 82 Pages, 1987/08
IAEA廃棄物処理処分会議(1983年5月シアトル会議)における技術発表を行うにあたって、1982年12月までの東海再処理工場の廃棄物管理実績をまとめ、今後の教育用課内資料または、廃棄物処理全般に関する説明資料として使用する。
宮原 信哉*; 姫野 嘉昭*
PNC-TN9410 87-086, 105 Pages, 1987/05
「もんじゅ」の原子炉補助建屋を模擬したコンクリート製二階建セルSOLFA-1を用い、二次系Na漏洩事故の事象推移に関する総合模擬試験を行った。試験では、「もんじゅ」二次主冷却系配管の保温構造を模擬した模擬Na配管,床ライナ,連連管及び燃焼抑制板と床ライナで構成された貯留槽を試験セル内に実機と類似に配置し、温度505
C、総重量約3 ton のナトリウムを模擬Na配管から実機と同じ圧力(約3.8 Kg/cm
G)で漏洩させることによって、配管からのナトリウム漏洩に始まり貯留槽でのナトリウム燃焼の自然鎮火によって事故が終息するまでの事象推移を調べた。その結果、次の結論を得た。(1)模擬Na配管から漏洩したNaは、現在「もんじゅ」設計で想定されている事象推移と同様に床ライナから連連管を経て貯留槽に円滑にドレンされ、燃焼抑制板によってその燃焼が抑制されることにより事故が終息した。(2)配管からのNa漏洩形態は下向きの滝状(コラム状)漏洩であり、保温構造体の崩壊による上向きのスプレー状漏洩は生じなかった。(3)模擬Na配管から漏洩したNaは、床ライナ上及び連連管内を円滑に流れて貯留槽にドレンされ、燃焼生成物やNaの凍結による流路の閑塞は起こらなかった。(4)貯留槽内にドレンされたNaの燃焼は、燃焼抑制板による燃焼抑制効果によって自然鎮火した。(5)Na燃焼の熱的影響によるコンクリート建物とNa漏洩対策設備の破損や著しい変形等は生じなかった。また、雰囲気に露出したコンクリート表面の浸食や破損も認められなかった。
宮原 信哉*; 姫野 嘉昭*
PNC-TN9520 86-010, 89 Pages, 1986/09
高速増殖炉のナトリウム漏洩事故等で発生する放射性エアロゾルの挙動解折を行うため,エアロゾル挙動解折コードABC-INTG(AerosolBenaviorinContainment-INTeGratedVersion)をすでに開発しているが,本報告書に,その使用マニュアルをまとめた。マニュアルでは,使用者がコードの保守や実行に必要な事項についてわかりやすいように説明し,またプログラム使用者の負担軽減のために,入力データの簡素化をはかり,出力もプリントはなるべく減らし,かつプロットがデータのまとめになるようにしてある。 コードのプログラムの構成と各サブルーチンの機能説明については付録に示した。
姫野 嘉昭*; 宮原 信哉*; 川田 耕嗣*; 川部 隆平*; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*; 宮口 公秀*
PNC-TN941 85-130, 65 Pages, 1985/09
ナトリウム配管,床ライナ,連通管および燃焼抑制槽のそれぞれの縮尺モデル試験体を用いて,二次系ナトリウム火災に関する試験を行った。試験では,各試験体を実機と類似に配置し,模擬事故室内の配管からのナトリウム漏洩によって始まり,燃焼抑制槽で事故が終息するまでを調べた。使用したナトリウムは,温度505,総重量約150kgで,これを模擬ナトリウム配管から流量約1/sccで約3分間にわたって漏洩させた。今回の試験結果から,次の結論を得た。模擬配管からの漏洩ナトリウムは,現在「もんじゅ」設計で想定されている事故推移と同様に,床ライナから連通管を経て燃焼抑制槽に円滑にドレンされ,燃焼抑制槽内のナトリウム燃焼の自然鎮火によって事故が終息した。模擬ナトリウム漏洩配管では,内装板及び外装板の腐食破損及び高温破損は生じておらず,試験期間中は漏洩ナトリウム飛散防止機能が維持された。模擬事故室の床ライナ上及び連通管内については,燃焼生成物によるナトリウム流路の閉塞は認められなかった。また模擬事故室における漏洩ナトリウムの滝状(コラム状)及びプール状の混合燃焼による発熱量は,床ライナの単位面積当たりに換算するとプール燃焼発熱量の約1.6倍であった。燃焼抑制槽にドレンされたナトリウムの燃焼は一定時間後に自然に鎮火した。燃焼抑制槽下部のコンクリートについては,断熱コンクリートであるパーライトコンクリートと構造コンクリートのそれぞれの温度データを得た。また試験期間中のコンクリート放出水量は,従来のR&D結果と比べ非常に少なかった。
