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坂井 章浩; 菊池 三郎*; 圓山 全勝*
デコミッショニング技報, (38), p.35 - 42, 2008/11
韓国では、4つの候補地の住民投票を経て、2005年12月に慶州市の海沿いでWolsong(月城)の原子力発電所に近接するサイトが低中レベル放射性廃棄物処分施設の建設地に決定され、それ以降、許可手続き等、処分施設建設のための準備が進められている。放射性廃棄物の処分予定総本数は80万本(200Lドラム缶換算)で、そのうち第1フェーズとして10万本を地表からの深さで約80mから130mに設置した6基のサイロ型処分施設に処分する計画となっている。本報告は、おもに、本年7月に低中レベル放射性廃棄物処分施設建設サイトを訪問した際に得られた情報をもとに、韓国の低中レベル放射性廃棄物処分場の立地に至るまでの経緯,処分施設の設計の概要及び現在の建設状況について報告する。
高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.
カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03
核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)
菊池 満; 松田 慎三郎; 吉田 直亮*; 高瀬 雄一*; 三浦 幸俊; 藤田 隆明; 松川 誠; 玉井 広史; 櫻井 真治; 池田 佳隆; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 82(8), p.455 - 469, 2006/08
JT-60SA計画は、核融合エネルギーの実現に向けて実験炉ITERを支えつつ、我が国独自の魅力あるトカマク型原型炉の実現を目指すトカマク国内重点化装置計画と、ITER計画の主要参加国である欧州と日本の共同計画としてのサテライト・トカマク計画との合同計画である。JT-60SA計画の経緯,目的と意義,装置設計,運営形態について述べる。
加納 時男*; 竹内 哲夫*; 趙 志祥*; 竹内 榮次; L.Cウォルター*; 菊池 三郎; P.Eジューン*
JNC TN4200 2002-003, 141 Pages, 2002/04
JNC-TN4200-2002-003.pdf:13.48MB
要旨無し
加納 時男*; 竹内 哲夫*; 趙 志祥*; 竹内 榮次; L.Cウォルター*; 菊池 三郎; P.Eジューン*
JNC TN4200 2002-001, 18 Pages, 2002/04
JNC-TN4200-2002-001.pdf:2.69MB
要旨無し
菊池 三郎
Plutonium, (4), 19 Pages, 1994/02
平成4年末から平成5年初めにかけての「あかつき丸」の(フランスから日本への)プルトニウム海上輸送においてグリーンピースの動きは、国際的にも、国内的にも大きく取りあげられた。又、最近ではロシアの放射性液体廃棄物の(日本への)海洋投棄に対するグリーンピースの行動等についてマスコミの課題をさらったことは記憶に新しい。これらの動きを踏まえて、グリーンピースの動向及びその背景について分析し、表面的な事象に惑わされることなく、「事実の裏」をよく透視し、洞察する必要があることを主張する。
菊池 三郎
電気評論, 79(2), p.64 - 70, 1994/00
動燃事業団の実施する「新型動力炉及び核燃料サイクルの開発」業務について平成5年度から平成6年度にわたる業務の進展について概説した。平成6年度に発表された新しい「原子力長計」で新たに取り上げられたアクチニド・リサイクル技術開発に対する動燃の取り組み等についても新たに記述した。
菊池 三郎
電気評論, 79(2), p.64 - 70, 1993/00
動燃事業団における開発の状況について新型動力炉開発とプルトニウム利用、放射性廃棄物処理・処分、核燃料の確保、基礎・基盤技術開発の分野に分け紹介。『もんじゅ』の試運転(性能試験)の計画、核燃料サイクルの各施設の実績と今後の計画、廃棄物処理技術開発地層処分研究の現状と今後等について記述。
植松 邦彦; 小泉 益通; 長井 修一朗; 福田 章二*; 菊池 三郎*; 横内 洋二*; 古屋 広高
PNC TN841 76-16, , 1976/04
PIPERは高速炉タイプの燃料ピンの熱応力および変形挙動を照射履歴の関数として計算するために開発した計算コードである。PIPERは、この種の他のコード(LIEE,FMODEL,SATURN,その他)と比較すると、(1)燃料のRestructuringは、燃料の蒸発ー擬縮過程によるボイド移動に基礎を置いている。(2)コードを構成している各モデルには、幾つかのOptionが組み込まれており計算目的に応じて、それらを任意に選択しうる様になっている等の特色を持っている。本報告書では、第1章で主として、燃料の照射挙動を計算するために必要な種々のモデル、物性値および計算方法に関して述べるとともに、第II章では、実際に計算を行う際のinputデーターの作成およびoutputデーターの見方に関して説明を行っている。
炉心内の7
7PuO-UO格子に関する臨界実験と解析鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.
JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06
軽水減速UO燃料炉心に77の配列をしたPuO-UO燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO-UOでありまた77格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して
0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。
宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 菊池 三郎*
PNC TN841 71-27, 92 Pages, 1971/10
FIPプログラムは熱中性子炉における235Uおよび239Puの核分裂によって発生する核分裂生成物が炉運転,炉一時停止のサイクル,および炉最終停止後の冷却時間の関数として,キューリ数,
線放出エネルギ,全
線および7群の線放出エネルギについて計算できる。核分裂生成物はF.P.崩壊系列中の準安定核種を含む全放射性核種を対象として190核種を選定した。ただし,半減期が10秒以内のものおよび核分裂収率が0.001%以下のものは除いた。熱中性子および高速中性子の235Uおよび239Puの核分裂収率が考慮できるように4種類のデータライブラリィを編集した。FIPは炉運転および一時停止の多重サイクルについて計算の取扱いが可能で,さらに,各核分裂生成物が及ぼす生涯(70年間)の12身体組織に対する内部線量率が個々の核種について冷却時間を関数として計算できる。計算結果はいかなる冷却時間にわたっても得られるが,簡使式を使用している点で100秒以内の結果は多少のあいまいさが生じることになる。FIPはFPICに改良および拡張を加えたもので,CDC-6600用に作成された。
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。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
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110
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。
塚本 裕一; 菊池 三郎
原子力eye, ,
世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たした「ふげん」のプルトニウム燃料利用実績について、「ふげん」の特徴も交えて報告する。
