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小林 哲朗*; 高田 孝; 成宮 祥介*; 飯田 晋*
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(1), p.50 - 54, 2021/01
2019年12月以降、中国湖北省武漢市を中心に発生した新型コロナウィルス感染症COVID-19は、翌年急激にパンデミック(感染症の世界的な大流行)に発展し、世界の人的・経済的・社会的な影響は極めて大きなものとなっている。そこで本稿では、パンデミックに対する原子力施設の安全について、国内外の医療以外の措置の現状と課題を解説する。
津田 修一; 吉田 忠義; 中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 関 暁之; 松田 規宏; 安藤 真樹; 武宮 博; 谷垣 実*; 高宮 幸一*; et al.
JAEA-Technology 2013-037, 54 Pages, 2013/10
JAEA-Technology-2013-037.pdf:4.94MB
東京電力福島第一原子力発電所事故後における広域の詳細な空間線量率マップを作成するために、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定を文部科学省の委託を受けて実施した。KURAMAは、一般乗用車に多数搭載して広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。KURAMAは、エネルギー補償型
線検出器で測定した線量率をGPSの測位データでタグ付けしながら記録する測定器、データを受け取り可視化のための処理や解析を行うサーバ、エンドユーザがデータを閲覧するためのクライアントから構成される。第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化されたことによって、100台の同時測定が可能となり、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告では、KURAMA-IIによる測定データの信頼性を確保するために実施した基盤整備と、KURAMA-IIを空間線量率マッピング事業に適用した結果について述べるとともに、多数のKURAMA-IIを使用した走行サーベイの精度を保証するための効率的なKURAMA-IIの管理方法を提案した。
武藤 俊介*; 田辺 哲朗*; 竹内 稔*; 小林 由美子*; 古野 茂実*; 北條 喜一
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.285 - 289, 1999/00
被引用回数：5 パーセンタイル：40.64(Materials Science, Multidisciplinary)ヘリウムイオンを照射したグラファイトの構造変化を透過型電子顕微鏡を用いて、その場観察等を行った。その結果、照射の初期(数秒後)にridge networkが出現することを見いだした。また、0.01dpa以下のイオン照射量でnetwork構造が完成することを発見した。そして、この構造変化がはじき出し損傷や注入ガスによる膨張によるよりは表面近くに注入された高密度なエネルギーによる集団的な電子励起に影響されたものであることがわかった。
植松 真一; 三次 岳志; 菊池 圭一; 小林 哲朗*; 横谷 淳*
日本原子力学会誌, 39(10), p.870 - 880, 1997/10
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)新型転換炉36本型MOX燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うとともに、燃料設計手法の妥当性を確認するために、英国のNGHWK及び新型転換炉原型炉「ふげん」において、36本型MOX燃料仕様を有する照射用燃料集合体を用いた照射試験を実施した。本照射試験により得られた照射データ及び照射後試験結果を基に燃料集合体平均燃焼度約33GWd/bまでのMOX燃料の照射挙動を解析・評価した結果、MOX燃料集合体の健全性及び設計手法の妥当性が確認された。よって本成果について報告する。なお、本照射試験は電源開発より受託して実施したものである。
前田 誠一郎; 猪原 敏照; 飯島 隆; 清野 英昭; 小林 哲朗*; 竹内 道雄; 菅原 悟; 松本 光雄
動燃技報, (94), p.36 - 52, 1995/06
ATRの炉心設計手法に関し、「ふげん」運転開始以降も、燃料の高燃焼度化、チャンネル出力の増加、設計裕度の適切化等に対応するため、高度化に係わる研究開発を進めてきた。これらの研究開発成果により、ATR実証炉の炉心設計手法は、「ふげん」設計手法から、格子計算コードを「METHUSELAH-II」から「WIMS-ATR」に変更、燃料の熱的裕度指標をMCHFRからMCPRへ変更等の高度化を図っている。これらの高度化した手法による出力分布予測及び熱的裕度予測の評価を、「ふげん」運転実績データ並びに大洗工学センターDCA、HTL等による実規模模擬試験結果を用いて実施しており、その精度評価から、実証炉の設計計算誤差等を設定するとともに、ATR炉心設計手法を確立した。
