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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。
眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 古田 定昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.74 - 77, 2008/06
被引用回数：1 パーセンタイル：10.05(Nuclear Science & Technology)国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。臨界事故時の線量評価は、MCNP及びANISNで計算したパラメータを使用した簡易式にて行った。検出端における線量評価の結果から、施設内の3か所に臨界警報装置の検出器を設置するように設計した。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新した。
清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.335 - 340, 2007/05
高速増殖炉のためのMOX燃料製造施設に対する臨界安全評価を実施した。次の3つのケースに対してSCALEを用いたパラメトリックな検討を行った。(1)Pu
(
U, 
Pu, 
Pu)質量管理におけるプルトニウム同位体組成の影響を評価し、運転時の管理条件下における核的制限値の設定条件を設定した。(2)MOX燃料製造施設で用いられる有機物に対する減速効果として、有機物含有率と等価な水分含有率を評価した。(3)MOXと水の不均一効果として、2層モデル及びSMORESを用いて、均一モデルとの差を評価した。
清水 義雄; 岡 努
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.105 - 108, 2004/03
Nuclear Criticality Slide Ruleに示される金属ウラン系及び硝酸ウラニル系評価をSCALE4、MCNP4-ANISNの接続計算、MCNP4-MCNP4の接続計算により実施し、比較・検討することにより、それぞれの手法の妥当性及び施設設計への適用性を検討する。
清水 義雄; 岡 努
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003), p.858 - 862, 2003/00
MCNP4C-ANISNの接続計算による臨界事故時評価手法を用いて、臨界事故発生時における臨界警報装置検出器及び中性子またはガンマ線エリアモニタにおける検知の可能性を検討した。
清水 義雄; 野尻 一郎
ANS Nuclear Criticality Safety Division Topical, 0 Pages, 2002/00
MOX燃料製造施設への臨界安全解析コードの適用性を確認するため、計算コード(SCALE4、MCNP4)及び核データライブラリ(ENDF/B-IV,V,VI及びJENDL-3.2)を用いたMOX非均質系臨界ベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果から、各計算コード及び核データライブラリの組み会わせにおける誤差評価を行い、推定臨界増倍率及び推定臨界下限増倍率を算出した。推定臨界下限増倍率については、どの組み合わせについても、0.98を上回っている。
大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 小坂 一郎; 駿河谷 直樹; 清水 義雄; 角 洋貴
JNC TN8410 99-005, 274 Pages, 1999/02
アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設についての最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認作業のうち、東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討並びに仮想的事故の評価についてまとめたものである。事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討では、有機溶媒火災、ヒドラジンの急激な分解反応、放射性物質の漏洩、短時間の全動力電源の喪失を想定した検討を行い、火災、爆発に対するフィルタの有効性や漏洩に対する回収系の有効性等を確認し、一部漏洩に伴う事故拡大防止に係る改善項目を摘出し、設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。また、仮想的事故の評価では、溶解槽の臨界事故、抽出器の有機溶媒火災事故を想定した評価を行い、東海再処理施設と一般公衆との離隔が適切に確保されていることを確認した。
清水 義雄; 永井 尚征*; 蛭町 秀; 佐々木 利久*
JNC TN8400 99-007, 216 Pages, 1999/02
核燃料施設等に使用されるグローブボックス(GB)内で、万一火災が発生した場合やその消化時の負圧変動や換気系の応答を明かにすることは重要である。核燃料サイクル開発機構では、実際のGB及び換気系を用いた火災及び消化試験を実施するとともに、計算コードの適用性検討を実施している。本報告書では、米国ロスアラモス国立研究所で開発された火災時換気系応答解析コードFIRACのGB内火災・消化時の換気系挙動解析のための改良及び適用性検討を実施した。GB内の火災及び消化試験を対象とした換気系挙動計算に際して、オリジナルのFIRACでは、適切に模擬することができない。また、消化試験を模擬するための消化ガス放出機能がない。そこで、負圧調整ダンパ、熱蓄積補正係数、構成材の熱伝導モデル、高温層及び低温層の取り扱い方法、消化ガス放出モデルの追加等のFIRACの改良を行い、GB内燃焼試験及び火災消化試験のシミュレーションを実施したところ、良い再現性を示した。
須藤 俊幸; 清水 義雄; 中村 博文; 野尻 一郎; 槇 彰; 山内 孝道
JNC TN8410 99-003, 69 Pages, 1998/11
東海再処理施設の安全性確認の一環として、昭和40年代に設計された東海再処理施設の初期の施設の臨界安全及び遮蔽設計で用いられた基本データについて、最新の知見を基に妥当性を確認した。臨界安全設計では、設計に用いた機器の寸法、U,Puの質量、濃度等に関する臨界値並びに制限値が妥当であることを確認した。遮蔽設計では、設計に用いた「遮蔽厚-許容線源強度グラフ」では一部必要な遮蔽厚を過小評価するおそれのある箇所が見られたが、評価の条件を安全側に設定していることにより、必要な遮蔽厚が確保されていることを確認した。ただし、小型試験設備では、取扱う放射能量を制限する必要が生じた。また、臨界安全に関してはU,Puの移動に係る運転管理状況の妥当性についても確認を行った。その結果、溶液処理系のバッチ処理の移動では、誤って移動を行ったときに臨界のおそれのある移動経路でのU,Pu濃度確認の信頼性を強化する措置を行うこととした。これ以外の移動経路では、単一の故障あるいは誤操作によって臨界安全上問題となる移動は実施されないことを確認した。
清水 義雄; 野尻 一郎; 黒澤 直弘*; 小田島 章*; 佐々木 利久*
PNC TN8410 98-022, 145 Pages, 1998/01
核燃料サイクル施設の施設設計、安全評価等において、施設からの直接線及びスカイシャイン線による線量評価を合理的に行うため、SUNワークステーション上で中性子・ガンマ線の遮蔽計算を行うコードシステムNPSS-Wを開発した。NPSS-Wは、ORIGEN-Sコードによる線源計算、SN輸送計算コードANISN、DOT3.5による遮蔽計算を容易に行うことができるように、計算対象に応じてCAL1からCAL5の5種類のモジュールから構成されている。添付資料として、NPSS-Wの使用マニュアル、廃棄物施設を対象とした計算例及び出力データを掲載している。
辻村 憲雄; 堀内 信治; 中野 政尚; 清水 義雄; 吉田 忠義; 米澤 理加; 小圷 直樹
PNC TN8410 98-023, 133 Pages, 1997/02
本資料集は、平成8年度東海事業所研究開発等成果報告会開催計画に基づき、平成9年2月12日に開催した「安全管理」分野の報告会に係わる資料をとりまとめたものである。今回は、「安全管理」分野の報告(8件)の他に、東京大学工学部システム量子工学科、中澤正治教授に「放射線屋の夢と希望-放射線計測に関する最先端技術-]と題して特別講演をお願いした。なお、本資料集は関係者に配布、周知するとともに、今後の安全研究の推進・実施に反映させることを期待するものである。また、このうちの一部は、日本保健物理学会研究発表会での発表内容を含むものである。
清水 義雄; 由利 明哉; 深作 泰宏*; 野尻 一郎; 松本 忠邦
PNC TN1410 96-074, 242 Pages, 1996/11
プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究の一環として、MOX取扱施設の設計、建設、運転等の臨界管理に役立てることを目的として、臨界管理に関する事業団の経験と最新の知見を反映させ、「MOX取扱施設臨界安全ガイドブック」を作成した。本ガイドブックは、本文編、データ編で構成されている。本文編では、臨界安全の基本事項として用語、法令、指針などを説明した後、MOX取扱施設の具体的な例を引用しつつ、臨界安全設計、臨界管理の方法等について示し、最後にMOX均質系及びPuO2均質系の臨界安全データの概要を記載している。データ編では、本ガイドブックの臨界安全データの計算に使用したSCALE-4コードシステムによる計算の方法、データの計算条件及び計算結果を掲載している。データ編に掲載した計算結果は、MOX均質系及びPuO2均質系で構成されている。また、付録として、SCALE-4コードシステムの概要、SCALE-4コードシステムの検証のためのベンチマーク計算について記載している。
野尻 一郎; 深作 泰宏*; 清水 義雄; 成田 脩
PNC TN8410 94-211, 68 Pages, 1994/06
核燃料サイクル施設の安全解析のために米国オークリッジ国立研究所で開発された計算コードシステムSCALEの最新版であるSCALE-4.2についてSun SP ARC-2 UNIXワークステーション(以下SunEWSという)への導入・整備を実施した。SCALE-4.2は、IBMRS/6000 UNIXワークステーション(以下IBMEWSという)をベースに開発されているため、SunEWSとはオペレーティング・システム(OS)、Fortran及びCコンパイラのバージョン等のシステム環境が異なるため、SunEWSに対応したオリジナルのソースプログラムの修正やスクリプトファイル(PCでのバッチファイル、メインフレームでのJCLに相当するファイルをいう)の修正を行った。またSunEWSによりサンプル計算を行い、システムに添付されているIBMEWSによる計算結果と比較し、SunEWS上でSCALE-4.2が正常に動作することを確認した。
清水 義雄; 野尻 一郎; 深作 泰宏*
ANS Annual Meeting, ,
MOX施設の臨界安全解析への計算コードの適用性を把握するため、CSAS25とMCNP4を用いたMOX均質系の臨界ベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果から、各計算コードの推定臨界増倍率及び推定安全データをCSAS4を用いて計算し、反射条件等がMOX質量に与える影響を把握した。
清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
no journal, ,
原子力機構のMOX燃料施設の質量管理を行う単一ユニットに核的制限値を設定するにあたり、核的制限値の設定条件となる臨界因子の変動を考慮している。臨界上は核分裂性核種であるPu-239及びPu-241の量が重要であるが、工程が乾式であるためPu-240の高速核分裂の影響も確認すべく、プルトニウム同位体組成の変動評価を行い、核的制限値の設定条件とするプルトニウム同位体組成(Pu-239/Pu-240/Pu-241=80/10/10)の妥当性を確認した。
水津 祐一; 清水 義雄; 村上 龍敏; 由利 明哉
no journal, ,
原子力機構のMOX燃料施設の加工事業許可申請に伴い、最新の知見・情報を踏まえ臨界安全設計の再整理を行った。単一ユニットの区分,臨界管理因子の選定及び核的制限値の設定の考え方を紹介する。
由利 明哉; 清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 蜷川 純一
no journal, ,
MOX燃料施設の臨界安全にかかわる異常を技術的に検討し「起こる可能性の十分小さい異常が、二つ以上同時に発生しない限り臨界に達しない」ことを確認した。いわゆる二重偶発性の原理の対応方法の一例として紹介する。
眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 神 和美; 三上 智; 小林 博英; 川井 啓一*
no journal, ,
国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新する予定である。
清水 義雄
no journal, ,
SCALE5のSMORES(SCALE Material Optimization and Replacement Sequence)により、現実的な取扱い条件に対するMOX粉末のPu富化度に対する不均一効果を評価し、質量等に対する傾向把握を行うとともに、原子力機構MOX燃料施設の核的制限値の設定条件に対する実効増倍率と比較し、安全裕度を有することを確認した。
