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2003年谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.
JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB
国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回35回,19992003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。
宮本 啓二*; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌*; 和達 嘉樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.268 - 270, 1996/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)BWRで発生するLLWをプラスチック固化した固化体の性能評価を行った。
Co、
Cs、
Srを添加した50lのプラスチック固化体を海水中浸漬(2体)、陸水中浸漬(2体)、土壌中埋設(4体)の3種類の処分環境で約3年間の長期浸出試験に供試した。プラスチックの固化体は材質・形状が安定しており、そのため浸出現象は溶解律速であることが判った。また、海水中ではSrはCo、Csの約2倍の浸出性を示した。陸水中では3核種ともに同等の浸出性を示すことが確認できた。土壌中ではSrのみが土壌から系外へ多く漏出した。つまりSrは、モニタリング核種として有望であることが確認できた。
宮本 啓二; 小林 義明; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌
放射性廃棄物研究連絡会論文集,VI, p.64 - 75, 1991/00
低レベル放射性廃棄物均質固化体を陸地処分する場合、固化体に含まれる放射性核種が長期にわたり固化体から陸水へ浸出する現象を把握しておく必要がある。原研(電源特会)で、約3年におよぶ陸水中におけるセメント固化体などの実物大の模擬固化体の長期浸出試験を行った。この結果、これら固化体からの放射性核種の浸出比と固化体を浸漬している陸水のpHとの間に、相互依存性があることが判った。つまり、長期浸漬中に固化体が変質し、この結果、陸水のpHが変化する。そして放射性核種は固化体の変質の影響をうけて浸出する。しかし、分配計数のpH依存性により、浸出した放射性核種は固相・液相に分配吸着されると推考できる。
武田 常夫; 丹羽 一邦*; 中村 治人
JAERI-M 87-033, 86 Pages, 1987/03
高レベル廃棄物取扱施設の安全性について評価を行なう場合、ガラス個化体の機械的性質に関する項目は、重要な項目の一つである。ガラス個化体の機械的性質、とりわけ破壊挙動を解析するためには、新しい計算手法が必要である。そこで、既に開発している剛体バネモデル法による破壊解析コ-ドADEKAT-Gを用いて、以下の項目について評価を行なったので報告する。(1)除冷中の熱衝撃 (2)9m垂直落下 (3)落下高さの影響 (4)ピット内に既に収納されているキャニスタへの落下 (5)コ-ナ-落下
武田 常夫; 吉川 静雄; 田代 晋吾; 中村 治人
JAERI-M 84-152, 13 Pages, 1984/08
高レベル廃棄物取扱時の空気汚染源の一つと考えられるガラス粉体の飛散挙動に関する研究を行った。セル内で放射性合成廃棄物ガラス固化体を粉砕し、セル内に浮遊するガラス粉の粒度分布を測定した。飛散粒子の粒径分布は、対数正規分布を示し、中央値は約1mmであり、0.2mm以下の粒子は0.1%以下であった。ガラスを粉砕するさい、舞上り量が最も多いのは、粉砕体になる前のある程度大きな粒径が存在する状態であった。1.5lの鉄製乳鉢でガラスを粉砕した場合、浮遊係数は、約2
10
m
であった。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
石渡 名澄; 永井 斉; 武田 常夫
JAERI-M 8184, 39 Pages, 1979/03
JMTR・OWL-1において、人工欠陥燃料試料を照射する方法に依り、FP放出実験を行なった。この報告書は、1975年から1978年までの間のOWL-1一次冷却水中のセシウム137の測定データを示したものである。
-HO系武田 常夫; 平野 見明
JAERI-M 8035, 94 Pages, 1979/01
PCM関連実験の中で、FCI(溶融燃料-冷却材反応)試験は炉内PCM実験の際に生ずる諸現象の一部を予測するために必要とされ、また興味をもたれている。FCI実験に用いられる加熱法は直接通電加熱法であるが、この方法はペレット温度約1000
C以上で有効である。したがって、1000Cまで予熱が必要である。また、ペレットを含む燃料体は典型的な軽水炉燃料体であり、周囲を冷却水で囲まれている。予熱に際して、冷却水を加熱することは望ましくない。本実験では、ペレットとしてUO2と物性の良く似たZrOペレットを用いることにし、独自の方法で予熱し、直接通電加熱を達成した。溶融した燃料は、冷却材と反応し、一部は微細化した。そのときに発生した圧力波は最大35気圧程度であった。本報には、計測された冷却水の温度ぷよび圧力の変化、解体後の試験体内部の様子・微細化した溶融燃料粒子などの様子を示した。
武田 常夫; 永井 斉
JAERI-M 7855, 51 Pages, 1978/09
欠損(ピンホール付)燃料体が存在する場合、原子炉の起動および停止などの外乱時に冷却水中FP濃度が定常時と異なり、一時的に高くなる。このFP追加放出現象については既に知られている。本報では、その現象の概要・OWL-1を用いて行われている実験の概要ならびに解析用計算コードの概要について記した。また、計算コードから得られた知見をもとに、実験結果について種々の検討を加えた。さらに、今後の解析および計算モデルの改良上の問題点などについても検討を加え整理した。その結果、FP追加放出は、欠損孔を通して燃料ピン内フリースペース(プレナムおよびギャップ)に流れ込みまた流れ出る水あるいはその蒸気の挙動に大きく依存していることが明らかになった。また、当面の目標として、フリースペース内FP蓄積量と追加放出率の評価方法の検討が必要であることが明らかになった。
武田 常夫
JAERI-M 7758, 235 Pages, 1978/07
本報では、照射時間および冷却時間に依存する全核分裂生成物累計の放射能を、18種の中性子束について求め等高線図(生成マップ)および表としてまとめた。本計算に使用した照射条件およびその他の概要は、下記の通りである。中性子束(nth)の変化範囲 110
~6.810
n/cm/sec(18種) ウラン原子数 1mole(610
個、約271gUO) U-235濃縮度 2.7% 照射時間の変化範囲 60~610
sec(1分から1.9年) 冷却時間の変化範囲 0および60~610sec(1分から1.9年) 計算対象核分裂生成物 約600核種 使用計算コード CADAC-No.6 約68,000組の照射時間・冷却時間および中性子束の組合せに対して、全FP総生成量が求められている。
大木 直久*; 原山 泰雄; 武田 常夫; 泉 文男
JAERI-M 7417, 30 Pages, 1977/12
燃料棒の安全性評価作業の一環として、燃料棒内の温度分布が計算される。燃料ペレット内の温度分布を決定する重要な要素の1つは、ギャップにおける熱伝達率である。ギャップ熱伝達率を決定する要因の1つとして燃料棒内の混合ガスの熱伝導率がある。燃料棒内のガスの組成は初期封入のHeとF.PであるXe,Krと考えられる。Xe、Krは燃焼度に従って変化する。プログラムGAPCONシリーズは、FREG-3は混合ガスの熱伝導率を求めるため、これらガスの生成量を時間、出力、中性子束の関数として求めている。この報告書は、これらプログラムに使用されているF.P、ガス量の評価の方法、その損失について検討した結果をまとめている。
武田 常夫
JAERI-M 7392, 184 Pages, 1977/11
CODAC-No.5プログラムは、核分裂生成物などを含む複雑な生成壊変Chain中の各核種存在量(生成量)を算出するためのプログラムである。既報のCODAC-No.4プログラムでは得られなかった様々の図表出力18種が準備されている。特に、各種の実験目的に応じた最適照射条件(照射時間と冷却時間の組合せ)の選定を行うときに便利な図表を出力することができる。例えば、ある核種の生成量がある指定された核種合計の生成量に対して占める割合が、どのような照射時間と冷却時間の組合せのときに最大となるかといった事柄である。これらの出力項目中には、いわゆる生成量マップ・各種の式(例えば、ある核種の生成量を照射時間と冷却時間の関数としてあらわした式)なども含まれている。このプログラムには、任意の複雑なChainを入力することができる。そして、入力法は簡便かつ容易なものである。プログラムの全文・入力手続・入出力例も合せて示した。
武田 常夫
JAERI-M 7230, 96 Pages, 1977/08
CODAC-No.4コードは、複雑な生成壊変chain中の各核種の生成量(存在量)を与えられた照射履歴にそって算出するためのコードである。任意の複雑なchainを、そして任意の照射履歴を、極めて簡便な入力formatで入力することができる。入力データ例・その出力例・コードのリスト全文および入力手続きのほか、入力データ作成例については、一般的な核データ作成はもちろんであるが、FP-transportやFP-releaseなど取扱および入力データ作成についても具体的な例を用いて述べた。このコードは、既報のCODAC-No.1コードにいくつかの改良を加え作成したコードであり、一段と使い易くなったと考えている。これらの改良点についても述べた。
武田 常夫
JAERI-M 6939, 208 Pages, 1977/02
複雑なdecay chainを考慮しながらFPの生成量を計算する事は極めて煩雑な作業である。今回、照射後一定時間冷却した時の各FP核種の生成量を上記の両時間軸に対して等高線図(マップ)と表に纏めた。計算に使用した照射条件等は次の様である。(1)中性子束(n+h)310n/sec/cm (2)V原子数1mole(610個) (3)V-235濃縮度2.7% (4)照射および冷却時間範囲60~610sec(約1.9年)。この中性子束および濃縮度は軽水炉の値を代表すると考えられる。なお、約560核種のマップおよび表は、次の3巻に分けて収録した。Vol.I 全FP、元素別および各種別(Ni~Zr)生成量マップ Vol.II 核種別(Nb~Sb)生成量マップ Vol.III 核種別(Te~Tm)生成量マップ
武田 常夫
JAERI-M 6938, 209 Pages, 1977/02
複雑なdecay chainを考慮しながらFPの生成量を計算する事は極めて煩雑な作業である。今回、照射後一定時間冷却した時の各FP核種の生成量を上記の両時間軸に対して等高線図(マップ)と表に纏めた。計算に使用した照射条件等は次の様である。(1)中性子束(n+h)310n/sec/cm (2)V原子数1mole(610個) (3)V-235濃縮度2.7% (4)照射および冷却時間範囲60~610sec(約1.9年)。この中性子束および濃縮度は軽水炉の値を代表すると考えられる。なお、約560核種のマップおよび表は、次の3巻に分けて収録した。Vol.I 全FP、元素別および各種別(Ni~Zr)生成量マップ Vol.II 核種別(Nb~Sb)生成量マップ Vol.III 核種別(Te~Tm)生成量マップ
武田 常夫
JAERI-M 6937, 209 Pages, 1977/02
複雑なdecay chainを考慮しながらFPの生成量を計算する事は極めて煩雑な作業である。今回、照射後一定時間冷却した時の各FP核種の生成量を上記の両時間軸に対して等高線図(マップ)と表に纏めた。計算に使用した照射条件等は次の様である。(1)中性子束(n+h)310n/sec/cm (2)V原子数1mole(610個) (3)V-235濃縮度2.7% (4)照射および冷却時間範囲60~610sec(約1.9年)。この中性子束および濃縮度は軽水炉の値を代表すると考えられる。なお、約560核種のマップおよび表は、次の3巻に分けて収録した。Vol.I 全FP、元素別および各種別(Ni~Zr)生成量マップ Vol.II 核種別(Nb~Sb)生成量マップ Vol.III 核種別(Te~Tm)生成量マップ
星 蔦雄; 飛岡 利明; 岩村 公道; 黒柳 利之; 武田 常夫; 平野 見明
JAERI-M 6927, 79 Pages, 1977/02
本報告書は、軽水炉安全性研究の一環として、PCM事故研究の現状についての調査及び検討結果を纏めたものである。ここでは、動力炉安全評価におけるPCM事故の位置づけ、燃料破損クライテリア、現在までに得られた主要な研究成果、諸外国のPCM炉内実験計画等に関する現状調査を行ない、PCM研究の範囲や問題点を明白にした。そして、今後必要な炉内および炉外実験の研究課題の検討を行なった。
武田 常夫
JAERI-M 6399, 22 Pages, 1976/02
欠損孔(ピンホール)の存在する燃料体から冷却水中へ追加放出される核分裂生成物の挙動を解明するためこ、基本モデルとそのコードの作成を行なった。本コードでは、複雑なdecay chainを省略することなく核分裂生成物の放出挙動をあらわす式を組込むことができ、簡単な入力で算出することができた。追加放出は、主として欠損孔を通しての水(または水蒸気)の出入によって起こることが明らかとなった。また、直観的に予測できない放追放出についても、解明の手がかりが得られた。
武田 常夫
JAERI-M 6148, 48 Pages, 1975/05
複雑な壊変を考慮した放射性核種の生成量算出コードを作成した。本コードでは、activationおよびfissionを含むdecay chainを簡便な入力で算出することができた。また先行核種の存在を省略することなく、FPの放出をあらわす式を容易に組込むことができた。
