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報告書

プルトニウム研究1棟核燃料物質全量搬出作業

伊奈川 潤; 北辻 章浩; 音部 治幹; 中田 正美; 高野 公秀; 秋江 拓志; 清水 修; 小室 迪泰; 大浦 博文*; 永井 勲*; et al.

JAEA-Technology 2021-001, 144 Pages, 2021/08

JAEA-Technology-2021-001.pdf:12.98MB

プルトニウム研究1棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和2年12月のプルトニウム等核燃料物質のBECKYへの運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。

論文

Design loads and structural member modelling to shock-resistant design of buildings

井川 望*; 向井 洋一*; 西田 明美; 濱本 卓司*; 加納 俊哉*; 大田 敏郎*; 中村 尚弘*; 小室 雅人*; 竹内 正人*

Proceedings of 12th International Conference on Shock and Impact Loads on Structures (SI 2017) (USB Flash Drive), p.259 - 268, 2017/06

建物に対する偶発作用は、衝撃や爆発荷重を伴う。衝撃による設計荷重は、実験データ、衝撃シミュレーション、およびエネルギー解析手法によって決定される。本論文では、AIJガイドラインに示されている衝撃による設計荷重と応答の考え方について述べる。まず、設計荷重は衝突および爆発の双方について示され、いずれも荷重-時間(F-t)曲線の形で表すものとする。荷重の算定にあたっては、保守的な結果を与えるハードインパクトを仮定している。応答評価では、衝撃荷重が直接作用する個々の構造部材の応答が評価される。これらの応答は衝撃応答、動的応答、準静的応答という3つのタイプに分類される。最大応答は、基本的に一自由度(SDOF)モデルによる直接積分法によって推定される。AIJガイドラインでは、部材の種類と損傷モードの分類に基づくSDOFモデルの作成手順が提案されている。

論文

Criteria for performance evaluation and numerical verification to shock-resistant design of buildings

西田 明美; 向井 洋一*; 濱本 卓司*; 櫛部 敦道*; 小室 雅人*; 大橋 泰裕*; 小尾 博俊*; 坪田 張二

Proceedings of 12th International Conference on Shock and Impact Loads on Structures (SI 2017) (USB Flash Drive), p.379 - 388, 2017/06

本論文では、AIJガイドラインの設計基準の適用性を確認するために、対象建物の耐衝撃性能を評価するためのいくつかの設計事例を示す。動的解析は、衝撃荷重が作用している個々の部材のSDOFモデルを用いて行われる。さらに有限要素モデルを使用した分析も行い、SDOFモデルの妥当性が示されている。例として、交差点近くの敷地隅角部に位置するフレーム構造の建物の検討例を示す。建物が道路車両の衝突を受けた場合について、動的応答とそれに対応する損傷状態が示されている。非構造部材の例としては、ガス爆発による窓ガラス破壊の例が示されている。

論文

設計事例

西田 明美; 大橋 泰裕*; 小尾 博俊*; 竹内 義高*; 加納 俊哉*; 龍崎 響*; 大田 敏郎*; 岸 徳光*; 小室 雅人*; 中村 尚弘*

建築物の耐衝撃設計の考え方, p.161 - 202, 2015/01

一般建築物において、耐震,耐風設計については設計ガイドラインが整備されているが、耐衝突、耐爆発等に対する耐衝撃設計ガイドラインは未整備である。今後さまざまな外的事象を想定する必要があることから、耐衝撃設計ガイドラインの策定が急務とされている。本稿は、耐衝撃設計ガイドライン策定に向けた書籍「建築物の耐衝撃設計の考え方」の第8章設計事例である。耐震設計された想定建物(鉄骨構造および鉄筋コンクリート構造)に対して、建物柱への車両衝突、内部爆発(マンションの都市ガス爆発)、外部爆発(建物外部の水素ステーションの爆発)事象に対して本書記載の耐衝撃設計の考え方を適用した事例を示している。本書で示されている考え方は原子力施設にも応用できるものである。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

報告書

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

報告書

プルトニウムの岩石に対する収着データ; 還元環境,硝酸塩存在下におけるプルトニウムの凝灰岩に対する収着試験結果

須黒 寿康; 西川 義朗*; 小室 崇*; 加川 昭夫; 柏崎 博; 山田 一夫

JAEA-Technology 2007-058, 20 Pages, 2007/11

JAEA-Technology-2007-058.pdf:3.26MB

TRU廃棄物処分の安全評価上不可欠なプルトニウム(Pu)の凝灰岩に対する収着データを取得するための試験を実施した。試験は、処分環境が還元的であり、廃棄物に相当量の硝酸塩が含まれることを考慮し、極低酸素濃度(O$$_{2}$$$$leq$$1ppm),還元条件(還元剤:亜ジチオン酸ナトリウム)で硝酸ナトリウム濃度を変数(0$$sim$$0.5M)として凝灰岩(栃木県産大谷石)に対するバッチ式収着試験を行った。その結果、液固比0.1m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$の場合のKd値は約0.2$$sim$$0.7m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$、同様に液固比1m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$の場合のKd値は約1$$sim$$7m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$となった。しかし、ほとんどの試料が試験後の溶液中の$$alpha$$スペクトル分析において分析装置の検出下限値以下(10$$^{-13}$$mol/dm$$^{3}$$オーダー以下)であった。これは、本試験において液相に飽和水酸化カルシウム溶液を使用したため、炭酸カルシウム塩とPuが共沈したことにより、溶液中のPuの溶解度が制限されたものと推察した。

論文

Positronium formation in fused quartz; Experimental evidence of delayed formation

小室 葉; 平出 哲也; 鈴木 良一*; 大平 俊行*; 村松 誠*

Radiation Physics and Chemistry, 76(2), p.330 - 332, 2007/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.87(Chemistry, Physical)

最近、スパー過程によるポジトロニウム形成の詳細が明らかになりつつある。スパー反応モデルをもとにステパノフが提唱したブロッブモデルによるとポジトロニウム形成の時間情報を扱えるようになりつつある。ダウエらは陽電子消滅寿命-運動量相関測定(AMOC)によって測定されたPMMAのS(t)カーブをブロッブモデルでシミュレートして見せた。S(t)カーブに現れるYoung-Age広がりをシュツッツガルトのグループはポジトロニウムの熱化課程をとらえていると解釈した。鈴木らは特に低温域で、陽電子が長距離を拡散し、捕捉電子と反応することによる遅延ポジトロニウム形成を示した。ブロッブモデルによれば室温であっても陽電子は長距離拡散後ポジトロニウム形成が可能であると考えられる。われわれはスパー過程における遅延ポジトロニウム形成の証拠を実験によって捉えることを試みたので、その結果について報告する。

論文

Statistics of individual doses of JAERI for the past 48 Years

関口 真人; 高橋 聖; 宮内 英明; 橘 晴夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*; 吉澤 道夫

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.114 - 117, 2006/10

日本原子力研究所では、設立の翌年(1957年)から放射線業務従事者の個人被ばく線量管理が開始された。本報告では、2005年に核燃料サイクル開発機構と統合し日本原子力研究開発機構が設立したのを機に、48年間の個人被ばくの統計(総線量,平均線量,最大線量及び線量分布等)をまとめた。1960年代は、施設のトラブルや改造に伴う被ばくが多く、総線量が1200人$$cdot$$mSvを超え平均線量も0.4mSvを超える年が多い。その後、線量低減が図られ、総線量は400人$$cdot$$mSv以下(ピーク時の約1/3)に、平均線量は0.04mSv程度(ピーク時の約1/10)まで減少した。ホットラボ施設における除染,施設の解体,実験設備の改造等による作業が多い近年においても、総線量はあまり増加していない。また、累積頻度の解析から、近年では、比較的被ばく線量の高い特定の作業者集団が存在することがわかった。

報告書

日本原子力研究所48年間の被ばく統計

白石 明美; 関口 真人; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*

JAEA-Data/Code 2006-014, 36 Pages, 2006/06

JAEA-Data-Code-2006-014.pdf:2.46MB

日本原子力研究所(原研)では、設立の翌年(1957年)から放射線作業者(放射線業務従事者)の個人被ばく線量管理が開始された。本報告では、これまでに集積された個人被ばく線量データをもとに、2005年10月の日本原子力研究開発機構発足までの48年間にわたる被ばく統計をまとめた。これらの統計結果から、原研における放射線作業の変遷とともに、ALARAの精神に基づく被ばく線量低減が読み取れる。また、累積頻度の解析から、近年では、比較的被ばく線量の高い特定の作業集団が存在することがわかった。

報告書

Measurement of reactivity worths of Sm,Cs,Gd,Nd,Rh,Eu,B and Er aqueous solution samples

小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB

使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

論文

Measurement of reactivity worths of natural Sm, Cs, Gd, Nd, Rh, Eu, B and Er

小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00

燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO$$_{2}$$燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm$$times$$4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、CsNO$$_{3}$$、Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Nd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Rh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Eu(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。

報告書

臨界安全ハンドブック改訂準備資料

奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝; 仁科 浩二郎*; 西堀 俊雄*; 松本 忠邦*; 三好 慶典; 高井 克昭*; et al.

JAERI-Tech 95-048, 168 Pages, 1995/10

JAERI-Tech-95-048.pdf:4.87MB

昭和63年に科学技術庁編として刊行された「臨界安全ハンドブック」の見直しの準備作業を同年度から進めてきた。その結果を臨界安全ハンドブックの改訂準備資料としてここにまとめて公開する。内容としては、「評価対象のモデル化」及び「安全解析評価の方法」を重点的に補充し、ハンドブックには記載されなかった「化学プロセスの臨界安全」、「臨界事故とその評価方法」及び「臨界警報装置の設計・設置の考え方」について新しく記載した。

報告書

浸水の恐れのない系の臨界安全評価法の検討

内藤 俶孝; 板原 国幸*; 山本 俊弘; 小室 雄一

JAERI-Research 95-029, 69 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-029.pdf:1.65MB

単一ユニットの核燃料の臨界安全評価は、これまで多くの場合、その周囲に十分な厚さの水反射体を仮定して行われていた。しかし近年、浸水の恐れのない系においては十分な厚さの水反射体を仮定しないで臨界安全評価を行う場合が増えてきた。この場合に、周囲の構造物や枝管による反応度効果を2.5cm厚さの水反射体で模擬する方法が提案されている。ここでは、構造物や枝管の反応度価値を推定し、それが2.5cmの水反射体による反応度価値より、多くの場合、小さいことを示す。また、周囲の構造物や枝管を無視した複数ユニットの臨界計算の結果からその複数ユニットの臨界安全性を評価する方法を提案する。さらに、実際の再処理施設と近い体系について、構造物や枝管の代わりに2.5cmの水反射体を巻きつける方法が安全側の答えを与えることを、多くの計算例により示す。

論文

Supplements to the Nuclear Criticality safety Handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.61 - 2.65, 1995/00

1988年に公開された日本の臨界安全ハンドブックに対する改訂準備資料の公開準備を現在進めており、その概要を特に改訂準備の活動成果を中心に紹介する。安全裕度確保の方法、均質と見なしてよい燃料粒径を決める方法、燃焼燃料の未臨界質量データ及び溶解槽モデルの臨界安全解析を含んでいる。臨界データ(例:裸の均質$$^{235}$$U-H$$_{2}$$O球の臨界質量)やモデル化する際の基準データ(例:中性子孤立化のためのコンクリート壁の厚さ)を様々なハンドブックあるいは手引書の間で比較している。それらの間にある差異を解消するために国際的な活動が提案されている。

報告書

燃焼燃料の臨界量の推定

小室 雄一; 内藤 俶孝; 黒澤 正義; 酒井 友宏*; 田仲*

JAERI-M 94-018, 32 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-018.pdf:0.95MB

臨界安全管理において燃料が燃焼していることを考慮することの有効性を示すため、軽水炉で燃焼した燃料の臨界量を算出した。この計算に先立ち、軽水炉使用済み燃料中のアクチノイド核種の分析データを集め、臨界安全性の観点で安全側の結果を与える核種組成を決定した。核分裂生成物については、その物理的及び化学的性質を検討し、臨界安全評価計算の際に使用してもよい核種を約10核種選定した。以上の方法で求めた核種組成を用いて算出した臨界質量は、燃焼度が高くなるに従って大きくなることが分かった。

報告書

臨界計算用多群定数ライブラリーMGCL-J3の作成と検証

小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*

JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-190.pdf:1.86MB

臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP$$_{3}$$成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20$$^{circ}$$Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。

報告書

種々の核燃料物質における無限体系の核特性パラメタ及び臨界データ; MGCL-J3とSIMCRIの組合せによる計算

奥野 浩; 梅田 健太郎*; 小室 雄一; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-135, 98 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-135.pdf:4.1MB

種々の核燃料物質における無限体系の核特性パラメタ及び臨界データをMGCL-J3ライブラリとSIMCRIコードの組合せにより計算した。対象とした核燃料物質は、U-H$$_{2}$$O、UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O、UO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液、Pu-H$$_{2}$$O、PuO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O、Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$水溶液、PuO$$_{2}$$・UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oの8種類である。核特性パラメタは、無限増倍率k$$infty$$、移動面積M$$^{2}$$及び拡散係数Dで、臨界寸法の推定に役立つ。無限体系の臨界データとしては未臨界領域判定図、推定臨界下限濃縮度及び推定臨界下限濃度があり、臨界安全管理に有用である。MGCL-J3は、評価済み核データJENDL-3に基づき作成された多群定数ライブラリで、臨界計算コードシステムJACSに組込まれている。得られた核特性パラメタ及び臨界データは旧版の多群定数ライブラリMGCL-B-IVにより計算したものと大きな差異はなかった。

論文

モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEと臨界計算コードKENO-IVの並列化

高野 誠; 増川 史洋; 小室 雄一; 内藤 俶孝; 川添 明美*; 奥田 基*; 藤崎 正英*; 鈴木 孝一郎*

日本原子力学会誌, 34(6), p.533 - 543, 1992/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.73(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEおよび臨界計算コードKENOIVの並列計算機への適用性について検討するため、両コードを並列化した後、高並列計算実験機AP-1000上で実行し並列化による処理速度向上に関する測定を行った。最大64台のセルを使用し、基本的なプログラムフローを変えずに,比較的単純な方法で並列化を行ったが、MCACEコードでは最大52倍の処理速度の高速化が達成された。一方、KENOIVコードはMCACEコード程には並列化に適していないが,セル台数が8台の時に約5倍の高速化が達成された。高速化を妨げる主要因は、セル台数が多い時に問題となる並列化の不可能な部分に要する計算時間、およびランダムウォークを行なう粒子数の少ない時に顕著となるセルでの待ち時間であることが判明した。

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