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報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

報告書

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

論文

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

論文

研究炉解体に係る残存放射性物質の評価

有金 賢次

第14回立教大学原子力研究所講演会論文集(IAERU-9904), p.19 - 29, 2000/00

原子炉施設の解体にあたって、残存放射性物質の量を評価しておくことは作業の立案及び被曝評価の上から重要であり、原研で解体が行われたJPDR、むつ等においても評価されている。JRR-2では、計算及び推定によって放射化及び汚染放射能を評価し、その妥当性を再評価するため、試料採取、線量測定を行って評価結果と比較検討している。講演では、これまで解体が実施されたJPDR、むつ等の放射化放射性物質の評価を概観し、JRR-2廃止措置の概要を述べ、その後、JRR-2の残存放射性物質の評価と再評価について述べる。

論文

Decommissioning program of JRR-2

岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次

JAERI-Conf 99-006, p.96 - 101, 1999/08

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。JRR-2は重水炉であるので、トリチウムによって汚染された重水、一次冷却系の取り扱いは重要な問題となる。重水については、第2段階中に外国へ輸送する計画である。一次冷却系については、実証試験によってトリチウム除染技術を確立し、その技術を適用して除染を実施した後、撤去、廃棄することが第3段階で計画されている。現在、それらに向けてさまざまな調査、検討が進められている。

論文

Decommissioning program of JRR-2

岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次

Proc. of 1999 Workshop on the Utilization of Research Reactors, p.96 - 101, 1999/00

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。まず各工事ごとに詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。トリチウムにより汚染された重水、一次冷却系及び原子炉建家の取り扱いについては、重水のカナダへの輸送をはじめとする具体的な調査・検討が現在進められている。

論文

JRR-2の解体は2007年完了

海江田 圭右; 原 邦男; 有金 賢次

原子力年鑑'98/'99年版, P. 216, 1998/12

JRR-2は平成9年5月9日に解体届けを提出し、第1段階の解体工事を平成9年8月に着手し、平成10年3月に終了した。第1段階の解体工事では、原子炉の機能停止のため制御棒駆動装置を撤去し、燃料の再挿入ができないよう燃料孔に封印蓋を取付けた。また、重水及び熱遮蔽軽水を抜き取り、重水を保管した。発表では、以上の第1段階の解体工事の状況及び今后の計画について紹介する。

論文

新規スーパーエンプラBEKの耐放射線性; 原子炉照射キャプセルの開発

瀬口 忠男; 大友 昭敏; 有金 賢次

S+N (seeds and needs), 0, p.6 - 13, 1994/09

出光興産(株)中央研究所が開発した新規スーパーエンジニアリングプラスチックBEKは、ポリイミドに匹敵する優れた耐熱性と、プラスチックの中で最高の耐放射線性を有する熱可塑性樹脂である。この優れた耐放射線性から、原子炉内で放射線照射する試験試料を入れるための照射用容器(キャプセル)として応用を試みた結果、長時間の使用に耐え、かつ放射化の極めて低いキャプセルの開発に成功した。このキャプセルの性能は、従来品を大幅に上回るものである。

報告書

芳香族系ポリエーテル樹脂製照射キャプセルの開発

有金 賢次; 大友 昭敏; 笹島 文雄; 高橋 秀武; 瀬口 忠男; 村上 滋*

JAERI-Tech 94-004, 33 Pages, 1994/07

JAERI-Tech-94-004.pdf:1.37MB

芳香族系ポリエーテル樹脂(BEK)の原子炉照射による機械的性質の変化等を明らかにし、JRR-3M気送管で最大150時間の照射が可能な試料照射用キャプセルを開発した。JRR-3M気送管における試料の照射は、これまでポリエチレンキャプセルの使用で最大20分に制限されてきたが、BEK製キャプセルの開発により長時間の照射が可能になった。また、BEKは、ポリエチレンと同様に誘導放射能が低いことから、照射後の試料の取扱いも簡便である。本報告が、BEKの原子炉照射による特性の変化と、キャプセル開発の研究をまとめたものである。

論文

原研JRR-2炉の医療照射場の設計経験

有金 賢次; 高橋 秀武

KURRI-TR-392, 0, p.25 - 33, 1994/06

1989年12月、それまで100例以上の医療照射を実施してきた武蔵工大炉が故障のため停止したため、原研JRR-2の熱中性子柱を改造して医療照射場を設置し、これまで21回の医療照射を実施した。発表では、JRR-2医療照射設備(医療照射場、照射室、施療室)の設計、設置について述べる。また、医療照射の実施についても述べる。

論文

Radiation resistant aromatic poly ether (BEK) and the application for irradiation capsules in a research reactor

村上 滋*; 有金 賢次; 大友 昭敏; 高橋 秀武; 瀬口 忠男

39th Int. SAMPE Symp. and Exhibition,Vol. 39 (Book 2), 0, p.2231 - 2243, 1994/00

出光興産(株)が開発中の新規耐熱性・熱可塑性樹脂BEKは、その構造から耐放射線性に優れた特長を有している。フィルム形状での耐電子線性は、減圧下において他の高性能エンジニアリングプラスチックと比較すると、BEK$$>$$カプトン$$>$$ユーピレックス-R$$>$$PEEKの順であることが判明した。さらに電子線照射時に発生するガス発生量は、極めて低レベルであることが明らかになった。これらの検討を基に、原子炉内照射に使用する気送管カプセルとして、100時間程度の寿命を有する実用化研究を行っている。なお、これまで使用している樹脂性容器のうち、耐放射線性に優れているとされているポリイミド製のカプセルは30時間程度の照射が限度であることが照射後の衝撃試験の結果明らかとなり、BEK製カプセルはポリイミド製カプセルの3倍以上の性能を有している。

論文

Development of irradiation capsules using polymers

有金 賢次; 村上 滋*; 大友 昭敏; 瀬口 忠男; 高橋 秀武

Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00

研究炉において、ポリエチレンキャプセルは誘導放射能が少ないため放射化分析に広く用いられているが、耐熱、耐放射線性が低いため、最大照射時間は20分に限定され、それ以上の照射には主にアルミニウムキャプセルが用いられている。しかし、アルミニウムは照射後の放射能が高く、試料の取扱いのためには1~2日の冷却時間が必要となる。このため、誘導放射能が少なく、長時間の照射が可能なキャプセルの開発が望まれてきた。この要望に応えるため、ポリエチレンナフタレート(PEN)を用い、JRR-4水力照射装置で最大6時間照射可能なキャプセルを開発し実用に供した。また、JRR-3M気送管で最大100時間の照射が可能なキャプセルの開発を、ポリエーテル樹脂(BEK)を用いて行っている。発表では、原子炉照射下におけるPENとBEKの特性、およびキャプセルの開発について述べる。

報告書

原子炉照射用プラスチックキャプセルの開発

有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武

JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-078.pdf:0.75MB

耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。

報告書

JRR-2中性子医療照射設備の設置

有金 賢次; 山田 忠則; 根本 傳次郎; 番場 正男; 河原井 邦雄

JAERI-M 91-139, 60 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-139.pdf:1.69MB

ホウ素中性子捕捉療法によって主に脳腫瘍の医療照射を行うため、JRR-2の熱中性子柱を改造して中性子ビーム孔、照射室、施療室からなる中性子医療照射設備を設置した。中性子ビーム孔は、断面が200mm角、照射位置の熱中性子束は1$$times$$109m/cm$$^{2}$$/s、$$gamma$$線線量当量率は0.8sv/hで、中性子ビームの$$gamma$$線混入率は2.8%である。中性子ビーム孔には、$$gamma$$線混入率を減らしカドミウム比を向上させるため、単結晶ビスマス、鉛、$$^{6}$$Liタイル、ポリエチレンが用いられている他、2次$$gamma$$線の発生を防ぐため、B$$_{4}$$C混入スチレン・ブタジエンゴムが用いられている。本設備による第1例目の治療照射は、1990年8月10日に実施された。今後この設備により、脳腫瘍をはじめとする悪性腫瘍等の医療照射研究の進展が期待されている。

論文

原子炉照射用キャプセルとしての高分子材料

有金 賢次

応用放射線化学シンポジウム; 放射線環境と高分子材料講演要旨集, p.25 - 28, 1991/01

放射化分析やRI製造などのため、原子炉内で試料を照射する場合のキャプセルとして、主にアルミニウムキャプセルとポリエチレンキャプセルが使われているが、このほど、高分子材料PEN(Poly Ethylene 2,6 Naphthalale)を用い、新たな原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、(1)JRR-4で6時間程度の原子炉照射に耐え、(2)誘導放射能が少なく、(3)射出成型により大量生産できることである。本キャプセルは今後、数時間程度の照射を必要とし、照射後直ちに試料の開封・測定が必要な放射化分析などの研究に貢献するものと考えられる。講演では、現在使われている原子炉照射用キャプセルの概要と、新たに開発したPENキャプセルの性能等について報告する。

報告書

Neutronic and thermo-hydraulic design of LEU core for Japan Research Reactor 4

有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通

JAERI-M 88-078, 21 Pages, 1988/04

JAERI-M-88-078.pdf:0.67MB

JRR-4燃料の低濃縮化が原研の研究炉・試験炉燃料濃縮度低低減化(RERTR)計画に基づいて進められている。

論文

Neutronic and thermo-hydralic design of JRR-4 LEU core

有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 17 Pages, 1988/00

JRR-4燃料の低濃縮化が原研のRERTR計画に基づいて進められている。低濃縮ウラン実証試験炉心の核熱水力設計計算が行われ、現炉心と比較された。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

報告書

低濃縮ウラン実験用燃料要素の核的特性測定とSRACコードシステムによる解析

有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実

JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04

JAERI-M-85-047.pdf:1.98MB

20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。

論文

An Approximate simple formula for the shielding effect of the cadmium jacket designed for the use of fast neutrons among reactor neutrons

岡田 実; 有金 賢次

J.Radioanal.Chem., 36, p.239 - 245, 1977/00

炉の実験孔に設けられた気送管にカドミウムジャケットをかぶせると、その気送管に送り込んだ試料は速中性子と熱外中性子とで照射されるだけでなくジャケットが阻止し切れなかった熱中性子にも照射される。その熱中性子の流速密度を手早く予想するための簡単な方法を手に入れるため、一つの式を作った。この式は、カドミウムジャケットの設置による熱中性子束変化の比率を表す式であって、式の中の独立変数は5個の無次元数だけである。この式を使えば釣り合いの取れたジャケットを設計することができる。上記の比率をこの式で予想した場合の誤差は現在のところ40%以内である。

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