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冨樫 喜博; 佐伯 浩治*; 江連 秀夫*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.29 - 39, 1995/00
放射性廃棄物の処理処分と原子力施設の廃止措置を適切に成し遂げるための方策から成りたつバックエンド対策は、整合性のある原子力発電体系という観点から残されたもっとも重要な仕事として位置づけられている。原子力施設の廃止措置の基本政策は既に確立しており、将来の商業用原子力発電所の実際の廃止措置に必要な技術を高度化する目的で研究開発が実施されている。この技術開発は廃止措置技術全体をカバーし、開発した技術を実証するために原子力施設の実際の解体に適用される。本発表では、廃止措置に関する国の政策、規制及び研究開発プログラムを概説する。
江連 秀夫
Nuclear Technology, 91, p.311 - 344, 1990/09
被引用回数：2 パーセンタイル：31.34(Nuclear Science & Technology)JPDRのU.Pu等の損耗、生成量を計算精度も高く、適度な計算時間で計算できる方法について検討した。その結果、三次元核熱水力計算をし、燃料集合体毎にその軸方向の中性子束分布に従って、U,Pu等の損耗、生成量を計算する方法が適切であることがわかった。
Cs/
Cs, 
Eu/Cs and Pu/U, burnup and most probable production amount of plutonium in fuel assemblies of JPDR-1江連 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.562 - 571, 1990/06
JPDR-1の全使用済燃料集合体のPu/U,Cs/Cs及びEu/Csの原子個数比が計算され、この結果が非破壊ガンマ線分析法によって測定された結果と比較検討された。その結果、Pu/U及び燃焼度については計算と測定との間に多少の差があり、Cs/CsとEu/Csの計算値は、測定値と比較すると大部分の燃料集合体で過小評価になっている。これらの計算値と測定値及びそれらの精度をもとに求めたPu生成量は再処理の回収量と良く一致した。
江連 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.461 - 472, 1990/05
BWRのU,Pu,超プルトニウム及びFPの損耗及び生成量の計算手法を提案し、それについてJPDR-1燃料の測定結果を用いて評価した。
江連 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(8), p.777 - 786, 1989/08
燃料のU.Pu.FP等の損耗及び生成量は、広く、ORIGENを用いて計算されている。JPDR燃料について、測定されたU,Pu,FP等の損耗及び生成量を用いてORIGENの評価をおこなった。この結果、一部の核種を除いて、ORIGENの計算値は策定値とより一致することがわかった。
江連 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.731 - 740, 1988/09
被引用回数：14 パーセンタイル：77.97(Nuclear Science & Technology)炉心のインコアチューブにおける放射化分布と出力分布の関係を表わす、モデルと三次元核熱水力計算モデルを組合せて観測方程式を作り、これに最小自乗法を適用して出力分布の最確値をえる方法を開発した。
石川 迪夫; 川崎 稔; 横田 光雄; 江連 秀夫; 星 蔦雄; 田中 貢
CONF-871018-Vol.1, p.3 - 18, 1987/00
JPDR解体計画における水中切断装置のモックアップ試験結果、解体工事の進捗状況、解体届の内容について報告する。
笹本 宣雄; 助川 武則; 小手川 洋; 芝本 真尚; 江連 秀夫
Theory and Practices in Radiation Protection and Shielding, p.570 - 577, 1987/00
原子炉解体技術開発の一環として、放射能インベントリ評価コードシステムDOICを開発し、その計算精度を、JPDR炉内構造物、圧力容器、生体遮蔽体での放射能実測値との比較により評価した。その結果、炉内構造物、圧力容器では精度良く実測値を再現でき、遮蔽体内では2~3倍過大評価することを明らかにした。これらのDOICによる計算値と実測値にもとづいてJPDRの全インベントリの評価を行い、1986年3月現在のデータとして4,600Ciを得た。
江連 秀夫; 星 蔦雄
原子力工業, 32(10), p.70 - 79, 1986/00
原子炉施設には、内蔵放射能があり、施設が頑丈な構造に作られている。このために原子炉施設の解体は、一般的産業構築物の場合より行程も長く、多額の費用を要する。経済的にかつ安全に解体を進めるため、各国において、解体システムエンジニアリングの開発が行なわれている。本報告は、原研で、これまで進められてきた原子炉解体技術開発の一部について発表するもので、解体システムエンジニアリングの必要性を述べ、海外における解体システムエンジニアリングの開発状況、原研で進めている解体システムエンジニアリングコード及び解体データ収集システムについて紹介する。
横林 正雄; 江連 秀夫; 岸 昭正*
JAERI-M 8520, 71 Pages, 1979/10
本報告書は、BWRの中小破断事故時の解析モデルの組立てと、それをJPDR-IIに適用し、原子炉圧力、炉心シュラウド内水位等のブローダウン現象を評価するために開発されたコードJALEAKついて述べたものである。解析モデルの特徴は(1)原子炉内を初期状態で5領域に分割し過渡現象の進行に伴い冷却材の状態に応じて9つの解析モデルを考慮している。(2)気泡の離脱速度にはウイルソンの相関を用いており、これによりポイド率を評価し水位計算を行っていることである。JPDR-IIへの適用に当っては中小破断ではブローダウン現象が比較的長く継続し運転条件の影響が大きいため安全系統と制御系統の正確な模擬および格納容器内圧の正しい評価に重点がおかれている。また大破断事故時の解析への応用として再循環パイプ両端破断のモデルを取り入れることを試みている。なお、このコードは破断以外の極めて大幅な変動を伴う動特性解析にも適している。
江連 秀夫
JAERI-M 6234, 56 Pages, 1975/09
JPDR-1燃料のU、Puの原子個数密度、燃焼度の測定が、42年に計画され、ホットラボ、分析センター、燃開室等の協力のもとに測定結果がえられたのを機会に、これらの解析をおこなった。三次元核熱水カ計算コードFLORAによるボイド率、燃焼度分布を計算し、Exponential matrix法を用いて、核種の原子個数密度を求めるプログラムTRANSURAを作り、Uおよび超ウラン元素の空間分布を計算した。また、核種の個数密度、燃焼度分布の測定値から核種の実効断面積、セル定数コードの評価をおこなった。
江連 秀夫
JAERI-M 6233, 50 Pages, 1975/09
JPDR-1炉心の燃焼度の解析はすでにFLAREによっておこなわれてきた。その解析にあたり、種々の問題があり、その解決のため、三次元核熱水カコードFLORAの開発をおこなった。FLORAの理論的背景について、ベンチマークテストを通して比較検討した結果、よい一致をみた。計算時間も少なく、経済的にも十分使用できることがわかった。そこで更に、JPDR-1炉心の燃焼度の分布が測定された機会に、FLORAによって、JPDR-1炉心の燃焼度分布の解析をおこなった。解析にあたってはガンマープローブ試験結果を参考にして、FLORAのオプションのサーベイ、インプットデータの修正をして、出力分布が測定結果をシミュレーションできるようなオプションをとった。この結果、FLORAによる計算結果は測定結果とよい一致をみた。コネクターおよび反射体のプラグが出力分布に及ぼす効果が大きく、補正をする必要がある。また、制御棒による出力分布の歪はFLAREよりFLORAの結果が少なく、実測値に近いことがわかった。
江連 秀夫
JAERI-M 6232, 103 Pages, 1975/09
ここ数年、軽水炉の三次元核熱水力の解析および計算コードの作成をおこなった。度分法、coarse mesh法、関数近似法等の計算手法を比較検討し、三次元核熱水力計算コードFLORAを作った。その主な特徴は次の通りである。(1)計算時間は他の同じようなコードの1/3~1/2である。(2)中性子スペクトルのミスマッチングがあっても計算誤差が少ない。(3)Gd
O
入り燃料、燃料体の軸方向で濃縮度がことなる燃料があっても、三次元出力分布の計算ができる。(4)coarse mesh法および関数近似法によって、中性子の輸送が計算できる。本報は、FLORAの作成までの経過、理論的背景、計算例を示し、マニヤルとして使用できるようにまとめた。
江連 秀夫
日本原子力学会誌, 13(12), p.704 - 718, 1971/12
JPDR-Iは、低出力と高出力とでは炉物理特性が大きく異なるので、それぞれの炉物理特性ならびに熱水力特性の概要について述べる。さらに、破壊試験による燃焼度の測定と解析についても報告する。
江連 秀夫
Japan-United States Seminar on Nucl.Reactor Noise Analysis, p.275 - 283, 1968/00
抄録なし
experiment飯島 勉; 杉 暉夫; 江連 秀夫
Nuclear Science and Engineering, 33, p.344 - 348, 1968/00
被引用回数：3抄録なし
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
木谷 進; 江連 秀夫
日本原子力学会誌, 3(10), p.787 - 791, 1961/00
放射線防御の立場から原子炉およびその関連設備において事故あるいは再処理等により、空気中に放出される放射性ヨウ素の除去に相当な注意が払われるべきである。この論文はモレキュラーシーブ5Aによる吸着法によって、ヨウ素蒸気を除去するために行なわれた研究結果である。実験結果によれば、高温度ではヨウ素蒸気の吸着過程において水蒸気の影響をうけない利点かおるが、吸着量が少ない。それゆえモレキュラーシーブ5Aを放射性ヨウ素蒸気の強力な吸着剤として用いるためには適当な水蒸気吸着剤と併用して低温度で用いるべきである。最適条件では10~6mmHg程度の低濃度まで除去することが可能である。
A連続モニター