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全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
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。
里見 慎一; 金山 文彦; 萩谷 和明; 明道 栄人; 小林 忠義; 富居 博行; 立花 光夫
JAEA-Technology 2008-067, 53 Pages, 2008/10
JAEA-Technology-2008-067.pdf:8.66MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成8年度より設備・機器等の解体を実施している。平成18年度から湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-2室に設置された廃液貯槽LV-2の一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めており、その準備として、LV-2室への資機材の搬出入口確保のため、コンクリート壁に開口を設け、LV-2室内の配管類及び廃液貯槽LV-2内のスラッジを除去した。これらの作業において、作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。コンクリート壁の開口作業では、コアボーリング装置による穿孔とハンドブレーカーによる破砕との作業効率を比較した。また、エアラインスーツに塩化ビニールの追加防護を行うことにより、作業員の局部被ばくを大幅に低減できることを確認した。
明道 栄人; 小林 忠義; 富居 博行
JAEA-Technology 2008-001, 46 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-001.pdf:19.05MB
再処理特別研究棟廃液長期貯蔵施設内の一部の壁貫通配管について、小型の乾式ワイヤーソー切断工法を用いてコンクリートを切断し安全に撤去した。撤去した配管を含むコンクリートは、静的破砕剤を充填し破砕させ、二次破砕を行うことにより配管とコンクリートを効率的に分離した。本作業において、乾式ワイヤーソー切断工法に関する作業データを分析し、貫通配管の撤去における乾式ワイヤーソー切断工法の妥当性を評価した。さらに、静的破砕剤が貫通配管とコンクリートに破砕分離する手段として有効であることを確認するとともに、効果的に破砕させる静的破砕剤の充填条件を抽出した。評価結果等から、乾式ワイヤーソー切断工法が再処理施設等に複雑に敷設されている貫通配管を安全かつ効率的に撤去する方法として、適用できる見通しが得られた。
小林 進悟*; 長谷部 信行*; 細島 岳大*; 石崎 健士*; 岩松 和弘*; 三村 光輝*; 宮地 孝*; 宮島 光弘*; Pushkin, K.*; 手塚 千幹*; et al.
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 45(10A), p.7894 - 7900, 2006/10
被引用回数：13 パーセンタイル：44.89(Physics, Applied)高圧のキセノンとキセノン水素混合ガス中での電子の特性エネルギーの測定を行い、その値を初めて取得した。測定結果から、特性エネルギーの非線形成分の密度効果は、1MPaまでは15%以下であることを断定できる。また、高圧キセノン中に水素を混合することで電子の特性エネルギーを減少させることができることがわかり、このことを利用すれば、キセノンガスを用いた放射線撮像装置の解像度劣化要因である電子の拡散を抑えることができる。
小林 忠義
第17回原子力施設デコミッショニング技術講座テキスト, p.103 - 124, 2006/02
再処理特別研究棟は、我が国最初の工学規模の再処理試験施設として建設され、JRR-3の使用済燃料を用いた再処理試験に成功した施設である。その後、当時の原子燃料公社(後の動力炉・核燃料開発事業団、元:核燃料サイクル開発機構,現:日本原子力研究開発機構)の東海再処理工場の運転要員訓練施設として使用された後、シャットダウンし、以降、再処理高度化研究,軽水炉燃料等の燃焼率測定及び再処理廃液の処理技術開発を行う核燃料物質使用施設として使用され、重要な役割を担ってきた。近い将来、我が国において必須となる再処理施設,核燃料物質使用施設等の廃止措置に備え、核燃料取扱施設の解体技術の確立に資することを目的に、当時の科学技術庁(現:文部科学省)からの電源開発促進対策特別会計法に基づく受託事業として、「再処理施設解体技術開発」を所期の目的を終了した再処理特別研究棟を活用して平成2年度から進めている。これらの再処理特別研究棟を活用して、これまで実施してきた解体技術調査,解体技術開発及び解体実地試験等の成果実績及び経験を紹介する。
柳原 敏; 小林 忠義; 宮島 和俊; 田中 貢
International Journal of Robotics and Automation, 18(4), p.160 - 165, 2003/12
1999年9月に東海村で発生した臨界事故の教訓から、放射線環境下でも対応可能なロボットの必要性が明らかになり、原研では、自走式の遠隔操作型情報収集ロボットを(RESQ)を開発した。本開発では、収集する情報の内容,ロボットに必要な機能,ロボットの運用形態,対象施設,等に関する検討を行い、3種類に機能を分化したロボットを製作することとした。これらは、早期に事故現場に適用して情報収集を行うRESQ-A,詳細な事故情報を収集するRESQ-B,試料採取等の軽作業が可能なRESQ-Cである。RESQにより原子力施設での事故等、人間が近づけない領域での情報を容易に収集することが可能になった。
小林 博英; 海野 基義; 石川 久; 吉田 忠義; 江花 稔*
JNC TN8410 2002-011, 24 Pages, 2002/10
JNC-TN8410-2002-011.pdf:4.36MB
管理区域内の放射線管理において、管理区域内からの物品搬出に係る表面密度測定は管理区域外に汚染した物品を出さないようにするため重要な項目である。この管理における物品の測定は、
線用サーベイメータによる直接法及びスミヤ法で実施している。しかし、この方法はパイプ状物品(配管類)の内側を測定することが困難であったり、形状が複雑で大きな物品等の測定を行う場合、測定に要する時間が多大になったりするという問題がある。このような物品等の測定を可能にするため、小型物品搬出用アルファ線測定装置について性能試験を行った。試験の結果、線強度と測定値との直線性を確認することができた。また、線・n線の線量当量率と測定値の直線性も確認された。今後は、低い放射能レベルの試料に対する性能試験と、比較的大きく複雑な形状の対象物を測定することを想定した位置依存性試験を行うことが必要である。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
Advanced Robotics, 16(6), p.497 - 500, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：25.44(Robotics)1999年9月に東海村で発生した臨界事故は、日本の原子力事業に大きな衝撃であった。さらに、事故の状況を確認することがかなり困難であったことから事故の措置が遅れ、住民の間に不安を引き起こした。事故停止の後、日本原子力研究所が遠隔で事故現場へ進入して事故の状況、例えば放射能,施設の画像や環境データのような情報を収集することができるロボットシステムを開発することとなった。そして、日本原子力研究所では原子力施設の廃止措置に関するロボット技術の研究で蓄積した専門知識を役立てて、原子力施設事故時の情報を集める際に活用する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発の経緯と概要等について紹介する。
小林 博英; 吉田 忠義; 長谷川 市郎; 圓尾 好宏; 宮部 賢次郎; 鈴木 秀樹*
JNC TN8410 2002-006, 82 Pages, 2002/08
JNC-TN8410-2002-006.pdf:2.58MB
排気モニタは、原子力施設から放出される空気中の放射性物質を測定、監視、記録する設備である。排気モニタの構成は一般的に、排気を吸引するためのサンプリングポンプを有するポンプユニット、試料捕集部及び検出器を有するサンプリングユニット及び検出器からの信号を測定・記録する測定部から構成される。サンプリングポンプはサンプリングユニットの中でも重要な機器であり、連続的なモニタリングを行う上で適切な運転管理が要求される。ところが、1998年に排気モニタ用のポンプについて、吐出側圧力や吸気側圧力が規定の圧力を超えたことによるポンプ停止事象等が相次いで発生した。そこでサンプリングポンプの故障を未然に防止するために、過負荷時の動特性や平均故障時間について調査を実施した。結果として、急激な圧力上昇ならば数分の間、常用定格圧力の23倍程度の運転に耐えられるが、その後OCRが働き停止することが分かった。また、平均故障時間を過去10年間の保守記録より調査した結果、7,60035,500時間であることが分かった。これらの結果を基に、予防保全及び適正条件でのサンプリングポンプの運転を行う体制の整備を行った。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
計測自動制御学会第3回システムインテグレーション部門講演会(SI2002)講演論文集,2, p.105 - 106, 2002/00
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故直後に現場の状況を把握することが困難であったため、事故の収束に向けて取るべき対策の決定に多くの時間を要した。この反省から、原子力施設で事故が発生した際に事故現場へ進入し、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して外部の安全な場所に待機する人間に情報を送信するロボットの整備が急がれた。そこで原研では、これまで原子力用ロボットの開発を通して培ってきた経験や知見等をもとに、原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発にあたって定めた開発目的,主要な機能,操作性等について紹介する。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
日本ロボット学会誌, 19(6), p.706 - 709, 2001/09
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨海事故では事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。原子力施設で事故が発生した場合、事故現場に人が近づくことは放射線による被ばくの危険性があり困難な場合が多く、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して、安全な場所に待機する人間に情報を伝達するロボットの整備が求められることになった。このため、原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応のための情報遠隔収集ロボットの開発を行った。本報告では、開発の経緯と開発した情報遠隔収集ロボットの概要等について紹介する。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
月刊消防, 23(6), p.22 - 26, 2001/06
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。既にフランスやドイツでは原子力施設の事故を対象として、遠隔操作ロボットの運用を中心とする緊急時支援組織が作られ、各種ロボットが整備されている。我が国においても、JCO臨界事故の教訓からロボットの早急な整備が求められた。原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応ロボットの開発を行った。本報告では、原研が開発した事故時対応ロボットのうち、情報遠隔収集ロボットについて、経緯,使用条件等を含めてその概要を報告する。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02
照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、
U、Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
立花 光夫; 明道 栄人; 白石 邦生; 金山 文彦; 小林 忠義; 石神 努; 富居 博行
no journal, ,
原子力施設等の廃止措置に伴うクリアランス検認測定や管理区域解除にかかわる建屋コンクリート表面の放射線測定に適用するため、軽量で操作性がよく、線の補償が可能なPL測定器を製作し、その特性を明らかにした。
