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斉藤 淳一; 小林 洋平*; 澁谷 秀雄*
Materials Transactions, 62(10), p.1524 - 1532, 2021/10
被引用回数：5 パーセンタイル：41.35(Materials Science, Multidisciplinary)高速炉の冷却材である液体ナトリウムの新規技術の創出の一環として、液体ナトリウムの濡れ性制御の研究開発を実施しており、本発表はその基礎的研究として、純金属の液体ナトリウムと液体錫の濡れ性を接触角により評価した。また、界面の原子間相互作用を界面クラスターモデルを用いて分子軌道法により理論計算した。その結果、界面の原子間結合力と濡れ性には相関があることが明らかになった。この知見は今後、ナトリウム濡れ性を制御するうえで、重要な情報となる。
斉藤 淳一; 小林 洋平*; 澁谷 秀雄*
日本金属学会誌, 85(3), p.110 - 119, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：8.06(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Wettability of pure transition metals with liquid sodium or liquid tin has been evaluated using a contact angle droplet method. Titanium, iron, nickel, copper and molybdenum pure metals were selected as specimens in this experiment. All experiments were carried out in high purity argon gas and extremely low moisture to avoid influence of oxygen to liquid metal. Measurement temperature was set just above the melting temperature of each liquid metal. As a result, for both liquid sodium and liquid tin, the measured contact angle changed depending on the atomic number of substrate metals. An electronic structure of the interface between liquid metal and substrate metal was calculated by the molecular orbital method. Simple cluster models of the interface between liquid metal and substrate transition metals were used in this calculation. It was found that the calculation results well express an electronic state of interface. The atomic bonding between liquid metal atom and substrate metal atom changed depending on the kind of substrate metal. Also, the atomic bonding between substrate metal atoms changed similarly. It became clear that there was a reasonable relationship between an atomic bonding ratio and the contact angle. It clearly suggested the atomic bonding affected wettability between liquid metal and substrate metal. The atomic bonding was obtained as one of indications to reveal the wettability by transition metals with liquid metals.
小林 孝典; 佐近 三四治; 高田 修; 羽鳥 雅一; 坂本 勉; 佐藤 俊行; 風間 明仁*; 石沢 義宏*; 井川 克久*; 中江 秀雄*
JAEA-Review 2011-047, 48 Pages, 2012/02
JAEA-Review-2011-047.pdf:9.58MB
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」という)では、設備点検中の平成22年12月28日に非常用ディーゼル発電機(以下「ディーゼル発電機」という)C号機の点検後の負荷試験中に、No.8シリンダライナー部にひび割れを確認したため、当該ディーゼル発電機を停止した。その後、現地並びに工場での調査を実施するとともに、点検を行った作業員からの聞き取り調査などを実施した。その結果、原因は、「作業要領書の記載不足」、「作業体制の不備」、「油圧ジャッキの取扱いの周知不足」による作業不備があり、シリンダライナーを取り外す際に油圧計を取付けず、油圧管理を適切に行わなかったことから、シリンダライナーに過大な応力をかけたことにより、ひび割れが発生し、破損に至ったものと推定した。今回の調査の過程で、一部のシリンダライナーの材料強度の低下が確認されたが、これはシリンダライナーの製造時の鋳造過程で材料に鉛成分が混入したことにより、ウィドマンステッテンと呼ばれる黒鉛形状の異常が発生し、材料強度が低下したものであることが判明した。また、このウィドマンステッテン黒鉛発生による強度低下を容易に判別する手法として、超音波速度測定が有効であることを検証した。
菊地 正光; 滝 光成; 久米 悦雄; 小林 秀雄*; 山田 稔穂*; 山口 武憲
JAERI-Data/Code 2004-006, 146 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-006.pdf:6.87MB
東海研究所においては、放射性物質の排気排水管理を必要とする約40の施設が存在している。これら施設における放射性物質の排気排水にかかわる管理は、法令等に基づき施設ごとに実施しているが、国等への報告では、施設ごとに行われている測定結果を取りまとめ、東海研究所として報告を行う必要がある。そのため、排気排水にかかわるデータベースを作成してデータの一元管理を行うとともに、国等への報告に必要となる基礎的資料を作成する本システムを開発した。
細谷 梨沙; 佐藤 尚光*; 清水 武彦; 小林 秀雄
サイクル機構技報, (25), p.25 - 32, 2004/00
空間
線量率の監視を行うために、大洗工学センターの周辺監視区域境界にモニタリングポストを設置している。このモニタリングポストの電離箱検出器で不定期で原因不明の指示値の上昇が観測された。電離箱検出器の設置場所の状況から電磁波によるノイズの可能性が示唆されため、現地での電界強度測定ならびに電波暗室でイミュニティ試験等を行った。その結果、特定の周波数帯の非電離電磁波により指示値が上昇することが確認された。また、対策としてフェライトコア、シールドチューブの装着が有効であることがわかり、現地の電離箱検出器にフェライトコアを装着した結果、指示値の上昇を抑えることができた。
滝 光成; 菊地 正光; 小林 秀雄*; 山口 武憲
JAERI-Data/Code 2003-006, 99 Pages, 2003/05
JAERI-Data-Code-2003-006.pdf:6.97MB
本コードは、国の安全審査時における原子炉施設の設置許可及び設置変更許可申請に伴う平常運転時の線量評価と想定事故時の一般公衆の線量評価に用いられている。評価方法は、ICRP 1990年勧告を取り入れて平成13年3月に改訂された原子力安全委員会から出されている「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」,「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」及び「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」に基づいていた評価式及びパラメータを用いて行っている。本報告は、計算処理の簡便性と他事業所等での汎用性を考慮し、従来別々に使用してきた計算コード群をパーソナルコンピュータで一括して使用できる環境被ばく線量評価コードとして開発したものである。なお、本コードは英語版も作成しており、その取扱マニュアルも別途用意している。英語版は国際協力に役立つことが期待できる。
小林 秀雄
原子力年鑑2001/2002年版, p.103 - 105, 2001/11
本稿では、環境安全に関連した平成12年度
13年度前半の出来事として、ICRP1990年勧告の放射線関連の国内法令等への取り入れに関する事項,原子力安全委員会の環境放射能安全年次計画に基づく研究の実施,国や地方公共団体による環境放射線等のモニタリング等について解説した。
片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 93-036, 51 Pages, 1993/03
東海研究所では、周辺公衆の安全を確保することを目的として、JRR-1の初臨界の1年前から稼働前放射線バックグラウンドサーベイと環境放射線モニタリングを開始して以来、種々の環境モニタリングを継続してきた。1960年に原子力機関としては世界的にも新しい試みとして、モニタリングステーション及び計算機による自動集中監視モニタリングシステムを実用化した。その後、放射線測定器、計算機等に関する最新の技術を導入して、2回の更新を行ってきた。本報告は、更新の経緯及び1988年に更新を行った現環境放射線監視システムのハードウェア、ソフトウェア、観測結果の解析等をまとめたものである。なお、本報告書は、(株)フジ・テクノシステムが出版した「監視制御システム実用便覧」の中のII,応用編第1章第3節環境放射線監視システム(同執筆者)を和文英訳たものである。
片桐 浩; 小林 秀雄
Proc. of Asia Congress on Radiation Protection, p.199 - 202, 1993/00
原研東海研究所では、周辺公衆の安全を確保することを目的として、1957年8月のJRR-1初臨界の1年前から、稼働前バックグラウンドサーベイおよび環境放射線モニタリングを開始して以来、今日まで種々の環境モニタリングを継続してきた。この内線量率、大気中放射能濃度については、1960年に計算機を用いた連続自動監視システムを世界的にも新しい試みとして実用化した。その後、1973年、1988年に、気象データ、施設の運転情報等も取り込み総合的な監視が可能になる様更新を行った。現在のシステムは1988年に更新を行ったもので、計算機の故障、データ伝送装置の故障、停電(特に雷による瞬断)等による監視の中断を防ぐだめに、テレメータを二重化するとともに、それぞれのテレメータに無停電電源(バッテリーにより10分間給電)を備えたものである。現在に至るまで上記原因で停止したことはなく、信頼性のある監視が継続されている。
S.J.Hu*; 片桐 浩; 小林 秀雄
Health Physics, 61(6), p.831 - 835, 1991/12
被引用回数：2 パーセンタイル：31.89(Environmental Sciences)東海研究所気象観測塔に設置してある超音波型風向風速計の特性をプロペラ型風向風速計のものと比較するために、1987年の気象データについて統計解析を行うとともに両データを用いて濃度及び線量率の評価を行った。その結果、1m/s以下の低風速領域ではプロペラ型の観測値が超音波型の観測値よりも約0.5m/s低くなり、0.5m/s未満の静穏出現頻度は、プロペラ型の方が多かった。この違いが大気安定度出現頻度、風速逆数の総和及び風向頻度に影響しているため、平常時における放射性物質の連続放出による年平均空気中濃度と年平均線量の評価結果では、プロペラ型による気象データを用いた方がやや高い値になった。また、超音波型の観測値について静穏の定義を0.5m/sから0.1m/sに変更して線量評価した結果、ほとんど差がなかったので、日本の気象指針で行われている統計処理の方法は妥当であるとの結論を示した。
滝 光成; 小林 秀雄; 鈴木 隆; 清水 勇
JAERI-M 90-206, 345 Pages, 1990/11
1989年3月に改訂された法令、指針に適合するように筆者らが以前刊行した「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等線照射線量率分布図」(JAERI-M82-021、1982年)の改訂版として作成したものである。改訂に当たっての変更箇所は、(1)大気中放射能濃度及び線量率の単位を国際単位系に変更、(2)照射線量率を空気吸収線量率に変更、(3)単位放出率を1GBq/hに変更、(4)放出高として30mと50mの2点の追加である。等濃度、等線量率分布図は、0~200mの間の13点の放出高について、A~Fの6クラスの大気安定度別に計算し、市販の国土地理院発行の地図上にそのまま表現できるように、縮尺を1/25,000及び1/50,000とした。
S.J.Hu*; 片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 89-041, 49 Pages, 1989/04
東海研究所気象観測塔に設置してある超音波風向風速計の特性をプロペラ型風向風速計のものと比較するために1987年のデータについて統計解析を行うとともに、両データを用いて被ばく線量の評価を行った。被ばく線量の評価には、NUCEFの放出量を参考に用いた。その結果、平常時における放射性物質の連続放出による年平均空気中放射能濃度と年平均線線量は、プロペラ型風向風速計による気象データを用いた方が、低風速域で風速が少なめに観測されるので、やや高い結果になった。また、事故時における空気中放射能濃度、線線量について、スタックと被ばく評価地点間における放射性よう素及び希ガスの核種毎の物理的減衰を考慮した場合の線量への影響についても評価した。
稲辺 輝雄; 寺門 義文; 丹沢 貞光; 片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 88-218, 124 Pages, 1988/11
NSRRにおける今後の改良型パルス運転の実施及び照射済燃料実験の実施に備えて、計算制御系統施設及び実験設備の改造を中心とする原子炉施設変更のための基本設計が進められていたが、基本設計の妥当性を確認するためには、原子炉施設に異常な状態をもたらす事象を想定し、安全性を評価する必要がある。この安全評価に当っては、原子炉運転方法の基本的な変更を行うことに鑑み、最新の安全評価に関連した指針等を参考とし、全ての運転形態及び実験条件を考慮し、総合的に原子炉施設全般の安全性を評価した。
1982年小畑 一一; 片桐 浩; 小林 秀雄; 藪田 肇; 国分 守信
JAERI-M 83-201, 40 Pages, 1983/11
東海研究所構内で行っている気象観測結果のうち、風向、風速、気温、降水量、湿度の毎時観測値及び気温、風速、降水量の極値について統計処理を行ったので報告する。統計期間は、1964年から1982年までを原則としたが、データの継続性、観測開始年などの点から、要素により異なる。
小畑 一一; 小林 秀雄; 片桐 浩; 藪田 肇; 国分 守信
JAERI-M 83-071, 130 Pages, 1983/05
東海研究所構内で行っている気象観測の結果を統計処理したもののうち、1979年1月から1981年12月までの結果をまとめた。風向、風速、気温、日射量、放射収支量、降水量の各月における時間、日、月の各平均、標準偏差、総量などを示す。
線照射線量率分布図小林 秀雄; 藪田 肇; 片桐 浩; 小畑 一一; 国分 守信
JAERI-M 82-021, 292 Pages, 1982/03
点源から大気中に放出された放射線雲の濃度分布および放射性雲からの線照射線量率分布については、これまでに種々の計算が行われている。ここでは、異常放出時における濃度分布および線照射線量率分布を地図上に描くことにより、放出放射性物質による影響範囲を迅速に推定し、緊急時モニタリング計画の立案と実施を円滑に行うための資料として使用することを目的として等濃度分布図、等照射線量率分布図を作成した。最近は、電算機による計算結果をブラウン管上に表示することも行われているが、これら装置を有さない施設でも容易に事故の影響範囲の推定が行えるように、分布図の縮尺を1/25000および1/50000とし、市販の国土地理院発行の地形図上にそのまま表現できるようにした。ここに揚げた図は、0~200mの間に11点の放出高について、A~Fの6クラスの安定度別に計算した結果である。
片桐 浩; 小林 秀雄; 柴田 光; 国分 守信; 伊藤 直次
JAERI-M 9578, 19 Pages, 1981/07
原研の新環境監視システムは、平常運転時の低レベル線の管理、事故の検知と環境データの集中化、データの保守と管理の効率化を計って設計製作されたものである。本報は、システムの構成と機能及びモニタリングポストによる線量の観測結果と計算値との比較について述べたものである。モニタリングポストで日常的に観測された線照射線量を気象データで分類し統計的に解析した結果、1mR/年程度の放射性雲からの線量が自然放射線から分離評価できた。またこれらの実測評価値と安全審査等で環境線被曝線量評価に用いられている計算方法および環境監視システムに組み込まれている計算方法による計算評価値とを比較した結果、両方法とも実測値と良い相関を示し、これら計算による線量推定方法が日常の環境管理に効果的に活用できることが判った。
小畑 一一; 小林 秀雄; 片桐 浩; 国分 守信
JAERI-M 9128, 129 Pages, 1980/10
東海研究所で行っている気象観測の結果について統計処理したものである。1976年1月から1978年12月までの各月における風向、風速、気温、日射、放射収支の時間、日月の各平均と標準偏差および降水量の総量を示す。
小畑 一一; 小林 秀雄; 片桐 浩; 国分 守信
JAERI-M 8856, 130 Pages, 1980/05
東海研究所で行っている気象観測の結果を統計処理したものである。本報告は1973年1月から1977年12月までの結果についてまとめたものである。各月における風向、風速、気温、日射量、放射収支量の時間、日、月の各平均と標準偏差および降水量の総量を示す。
大野 博教*; 仲佐 博裕*; 草難 秀雄*; 木村 英夫*; 永田 敬*; 小林 和裕*; 今津 彰
PNC TN941 77-172, 44 Pages, 1977/10
期間1975年12月1977年8月▲目的動燃事業団と電力中央研究所との共同研究において,ステンレス鋼ベンド管のクリープ疲れ試験こ対して,発音検出法によるクリープ疲れ損傷の追跡を行なった結果を報告する。▲要旨▲高速原型炉「もんじゅ」を対象とした一次冷却系配管諸要素の各種損傷モードの加速損傷試験に対してAE法を適用し評価するための一環として,動燃事業団と電力中央研究所は共同研究体制下において昭和51年3月に実施されたSUS304ステンレス鋼ベンド管の高温クリープ疲れ試験にAE計測を行なった。本報告はそのクリープ疲れ試験およびAE適用評価試験の結果を取りまとめたものであり,定常クリープ疲れ試験過程におけるAE諸特性の解析およびその試験過程の数段階で行なったAE評価試験から得られたAE法の欠陥検知能の評価の結果を述べている。▲
