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論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$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。

論文

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:16.27(Physics, Multidisciplinary)

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of $$^{99}$$Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the $$^{nat}$$C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate $$^{99m}$$Tc from an irradiated $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample. About 9.7 TBq/week of $$^{99}$$Mo is produced by repeating irradiation on an enriched $$^{100}$$Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the $$^{99}$$Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

報告書

結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-022, 35 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-022.pdf:3.58MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、被覆管材料の微細組織の違いが事故時の燃料挙動に及ぼす影響を簡便かつ定量的に把握、評価するために結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザを開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性及び放射性物質の閉じ込め機能を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

報告書

遠隔操作型イオンミリング装置の開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-021, 17 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-021.pdf:4.17MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、これらの被覆管材料の微細組織を調べるために遠隔操作型イオンミリング装置を開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した遠隔操作型イオンミリング装置の仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

論文

平成22年度技術士第一次試験「原子力・放射線部門」専門科目の解説(中); 原子力分野

夏目 智弘*; 中野 誠*; 原田 晃男; 山中 淳至; 栗原 良一

原子力eye, 57(4), p.72 - 76, 2011/04

2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本号では、出題された35問のうち原子力分野の14問について設問と解答の解説を行う。

論文

平成22年度技術士第二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る; 選択科目の設問と解説,1

佐々木 聡; 須藤 俊幸; 原田 晃男; 栗原 良一; 山本 和喜; 土田 昇; 清水 勇; 野村 俊文

原子力eye, 57(1), p.66 - 75, 2011/01

平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「核燃料サイクルの技術」,「放射線利用」,「放射線防護」の問題と解答のポイントを解説した。

論文

Improved technique for hydrogen concentration measurement in fuel claddings by backscattered electron image analysis, 2

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 佐川 民雄

JAEA-Conf 2008-010, p.325 - 332, 2008/12

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定手法(BEI法)は、スタズビック社により開発された照射後試験技術である。当該技術は被覆管中に析出した水素化物の反射電子像を撮影し、得られた像中の水素化物の面積率を画像解析にて計測することにより水素濃度を算出する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度を測定するのに非常に適した水素濃度測定法である。燃料試験施設では、このBEI法の試料調製法と画像解析法に改良を加え、より精度の高い「改良BEI法」を開発した。前回のJoint Seminarで既報の未照射被覆管を用いた確認試験において、改良BEI法と高温抽出法それぞれによって得られた水素濃度は良好な一致を示し、改良BEI法の信頼性の高さを確認することができた。今回はこの改良BEI法を用いて、照射済被覆管の軸方向及び半径方向の水素濃度分布測定を行った。その結果、改良BEIは他の水素濃度測定手法と比較し、局所水素濃度をより詳細に分析できることが確認できた。

論文

PIE technique of fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之

HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

論文

Improved technique of hydrogen concentration measurement in fuel cladding by backscattered electron image analysis

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Conf 2006-003, p.212 - 221, 2006/05

燃料被覆管中の水素化物を反射電子により撮影し、得られた像を画像解析することにより被覆管の局所的な水素濃度を測定する手法の適用性を検討した。この手法では、試料研磨面の平滑度及び画像解析時の水素化物部の抽出方法が測定精度に大きく影響を与えるため、試料研磨法と面積率計測法について改良を行い、精度の高い水素濃度測定方法を確立した。確認試験として、未照射ジルカロイ被覆管の水素濃度を改良を行った反射電子像法にて測定し、水素濃度測定法として信頼性の高い高温抽出法による測定値と比較を行った結果、それぞれの水素濃度測定値はよく一致し、本手法の妥当性が確認された。

報告書

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Technology 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-010.pdf:2.3MB

スウェーデン・スタズビック社によって開発された反射電子像法は、走査型電子顕微鏡によって撮影された反射電子像(BEI)によりジルカロイ被覆管中の水素化物を同定し、母材と水素化物の面積比から水素濃度を評価する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度測定に対して非常に有効な手法である。このBEI法を照射後試験に適用するにあたり、試料調製法とBEI撮影条件,画像解析手法について改良を行った。また、改良BEI法の有効性を確認するため、未照射試料を用いて高温抽出法と比較を行った結果、本手法が高温抽出法による水素濃度測定と同程度の信頼性を持つことが確認できたため、照射後試験への適用性についても期待ができる。

報告書

第37回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2005年

原田 晃男; 佐藤 忠*; 中島 邦久; 小室 雄一; 白石 浩二*; 服部 隆充; 生田 優子; 谷内 茂康; 櫛田 浩平

JAERI-Review 2005-026, 55 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-026.pdf:1.95MB

本報は、国家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37回、2005年)の解答例集である。その一部については、簡単な解説または参考文献を付記した。

報告書

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO$$_{2}$$]及び未照射UO$$_{2}$$ペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

論文

$$^{151}$$Eu M$"o$ssbauer spectroscopic study on the Eu$$_{y}$$M$$_{1-y}$$O$$_{2-y}$$(0$$leq$$y$$leq$$1.0)(M=Th, U)

正木 信行; 音部 治幹; 中村 彰夫; 原田 大実*; 伊藤 健太郎*; 佐々木 吉慶*; 日夏 幸雄*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.217 - 220, 2002/11

Eu$$_{y}$$M$$_{1-y}$$O$$_{2-y}$$(0$$leq$$y$$leq$$1.0)(M=Th, U)系について、$$^{151}$$Euメスバウア分光法を用いて局所構造を調べた。粉末X線回折によると、M=Th系では、y$$<$$0.5で酸素空格子点(V$$_{o}$$)が無秩序配置をとる欠陥蛍石型相を、0.5$$<$$y$$<$$0.8でV$$_{o}$$が秩序化したC型相と欠陥蛍石型相を、y$$>$$0.85の領域でC型相と単斜晶のFu$$_{2}$$O$$_{3}$$相となることが示された。この系で、Eu$$^{3+}$$の異性体シフトは、Eu固溶率yに従って増加した。Eu$$^{3+}$$に対するO$$^{2-}$$の配位数(CN)はCN=8-2yに従って減少するので、O$$^{2-}$$イオン間の反発力の減少によって、平均Eu-O間距離も減少する。この相関は、酸化物系におけるEu$$^{3+}$$の異性体シフトとEu-O結合距離の経験的相関に従っている。U系において相図はTh系と同様であったが、異性体シフトは変化せずTh系に比べて小さな値をとった。

論文

X-ray diffraction and $$^{151}$$Eu-M$"o$ssbauer spectroscopic study of the Hf$$_{1-x}$$Eu$$_{x}$$O($$_{2-x/2}$$)(0$$leq$$x$$leq$$1.0) system

原田 大実*; 日夏 幸雄*; 正木 信行; 中村 彰夫

Journal of the American Ceramic Society, 85(3), p.647 - 652, 2002/03

1500~1550$$^{circ}C$$空気中で作成されたハフニア-ユウロピア固溶体酸化物Eu$$_{x}$$Hf$$_{1-x}$$O$$_{(2-x/2)}$$系を粉末X線及び$$^{151}$$Eu-メスバウア分光を用いて研究した。X線の結果は0.20$$leq$$x$$leq$$0.725の広い組成域でフルオライト(螢石)型の固溶体が生成することを示した。この固溶体相はx=0.50近傍(0.45$$leq$$x$$leq$$0.575)ではパイロクロア型の長距離秩序構造を、またこの両側の0.20$$leq$$x$$leq$$0.40,0.60$$leq$$x$$leq$$0.725では無秩序欠陥螢石構造を取ることがわかった。3価ユウロピウム(Eu$$^{3+}$$)のメスバウアスペクトルのアイソマーシフト(IS)の値は、パイロクロア相の生成するx~0.5付近で顕著な極小値を取ることが明らかになった。この結果は、従来から言われているEu-Oボンド結合長とISとの相関関係に照らして、パイロクロア相が最長のEu-Oボンド長を持っていることを示唆する。X線構造解析から得られるこれら固溶体相のEu-Oボンド長に関するデータは、このEu-メスバウア結果を支持する。

論文

Creep failure of reactor cooling system piping of nuclear power plant under severe accident conditions

茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06

高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。

論文

Revaporization of CsI aerosol in a horizontal straight pipe in a severe accident condition

柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Technology, 134(1), p.62 - 70, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.64(Nuclear Science & Technology)

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入そせたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。

論文

Modeling of hot tensile and short-term creep strength for LWR piping materials under severe accident conditions

原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11

シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800$$^{circ}C$$以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

論文

Evaluation of high temperature tensile and greep properties of light water reactor coolant piping materials for severe accident analyses

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06

シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800$$^{circ}C$$以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

論文

Effect of microstructure on failure behavior of light water reactor coolant piping under severe accident conditions

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.923 - 933, 1999/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.28(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800$$^{circ}$$C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150$$^{circ}$$Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。

論文

Current status of WIND project

橋本 和一郎; 原田 雄平; 前田 章雄; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.161 - 164, 1999/07

軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されたFPが原子炉冷却系配管の内表面に沈着する。また、炉心から高温ガスが配管に流れ込んでくる。このような状態では、沈着したFPの崩壊熱などによる熱負荷と内圧による応力負荷が配管に作用し、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、シビアアクシデント時のFPエアロゾル挙動と、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。エアロゾル挙動試験では、小・中口径配管を対象とした試験を行うと共に、蒸気発生器伝熱管試験の準備を進めた。配管高温負荷試験では、配管の口径や材質、圧力条件等を変えた7回の試験を実施し、破損条件を取得した。解析に関しては、種々のコードを導入又は開発し、最終的にシビアアクシデント時の原子炉冷却系配管の健全性を評価することとしている。

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