平成22年度技術士第一次試験「原子力・放射線部門」専門科目の解説(中); 原子力分野

夏目 智弘*; 中野 誠*; 原田 晃男; 山中 淳至; 栗原 良一

原子力eye, 57(4), p.72 - 76, 2011/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/40018753361

2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本号では、出題された35問のうち原子力分野の14問について設問と解答の解説を行う。

複合オーバーパックの設計研究(概要)

前川 恒男*; 福井 裕*; 夏目 智弘*; 上 弘一*; 鳥羽 勇二*

PNC TJ1216 97-009, 29 Pages, 1997/02

PNC-TJ1216-97-009.pdf:0.78MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。人工バリアの構成要素の1つであるオーバーパックについては、現在、炭素鋼オーバーパック(炭素鋼単体構造のもの)と複合オーバーパック(構造強度層としての炭素鋼外面に、チタン、銅などによる耐食層を設けた2層構造のもの)という2つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、製作性の面から検討が進められている。前者に関しては、既に実規模大のオーバーパック試作を通じて、製造技術面での開発要素の抽出が実施されている。本委託研究では、第2次取まとめに向けた課題として、チタン製複合オーバーパックについて、仕様及び製作方法の検討・選定からハンドリング構造も含めた詳細構造検討を実施し、技術的成立性の確認を得た。又、あわせて製造技術上の開発要素及び仕様の合理化に向けた設計改良点の抽出も行った。

MOX燃料輸送体系の臨界安全解析へのSCALEコードシステムの適用性

山本 俊弘; 内藤 俶孝; 林 俊明*; 高杉 政博*; 夏目 智弘*; 津田 一明*

JAERI-Data/Code 96-035, 45 Pages, 1996/11

JAERI-Data-Code-96-035.pdf:1.25MB

MOX燃料輸送体系に対するSCALEコードシステムの適用性を確認するために、原研TCAで行われたMOX燃料(Pu富化度3.0wt.%)臨界実験の解析並びにPu富化度、燃料棒ピッチをパラメータとした燃料棒無限配列体系に対する解析を行った。連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3.2とを組み合わせた計算と比較しても、GAM-THERMOS123群ライブラリを用いたSCALEコードシステムは妥当な結果を与えている。また、HANSEN-ROACH16群ライブラリを用いた場合には、MOX燃料輸送体系の解析精度としては劣るものの、高富化度の場合を除けば、誤差の傾向は安全側である。