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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。
谷内 茂康; 中村 仁一; 天谷 政樹; 中島 邦久; 小室 雄一; 中島 勝昭*; 小林 泰彦; 佐藤 忠*; 須賀 新一*; 野口 宏; et al.
JAERI-Review 2004-020, 61 Pages, 2004/09
JAERI-Review-2004-020.pdf:1.85MB
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36回、2004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。
小室 雄一
核物質管理センターニュース, 33(4), p.12 - 15, 2004/04
国際原子力総合技術センターを会場として、平成15年12月1日から18日までの約3週間、標記のトレーニングコースを開催した。講義の内容は、平成14年度に開催した、日本と国際原子力機関と共同で開催した「第5回アジア・太平洋地域国内計量管理制度トレーニングコース」(以下、「共催コース」)で好評だった内容を一部追加した。テキストは、従来のハードコピー版に加えて、今回からCD-ROM版を用意した。International Atomic Energy Agency(以下、「IAEA」),核物質管理センター(以下、「NMCC」)をはじめ国内外の多く講師陣の協力で、第7回コースを無事終了できた。本報では第7回コースの経過を報告する。
2003年谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.
JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB
国家資格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31回35回,19992003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。
小室 雄一
核物質管理センターニュース, 32(4), p.7 - 11, 2003/04
日本原子力研究所(以下、原研)国際原子力総合技術センター東海研修センター(以下、当センター)を主会場として、平成14年11月18日から12月6日までの3週間(正味14.5日間)、標記のトレーニングコース(以下、本コース)を開催した。本コースは日本国政府(以下、国)と国際原子力機関(以下、IAEA)の共催で、今回は1985年,1987年,1991年,1995年に続く第5回目の開催である。過去4回のコース運営は国,日本原子力研究所,動力炉・核燃料開発事業団(当時),核物質管理センター(以下、NMCC)などが共同で行い、事務局はNMCCに設置された。当センターでは、原研が国(文部科学省)の委託を受けて実施している特別会計事業の一つとして、国際保障措置トレーニングコース(以下、従来コース)を毎年1回開催している。平成8年度から開始して、13年度までに6回開催した。14年度は、国の依頼により、従来コースに代わって、それと同規模の予算と人的資源で、本コースを初めて運営することになった。本報ではコース運営の経過,コース内容,評価などについて報告する。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 45(4), p.265 - 269, 2003/04
米国で生まれたDouble Contingency Principle(以下DCP)は、臨界安全設計を行うために用いられる一つの考え方である。以前筆者はDCPの和訳についての意見を述べた。DCPに対する正しい理解があって初めて正しい和訳を生むことができると訴えた。現状ではDCPは一般に「二重偶発性の原理」と訳されているが、principleは「原則」とするのが適当と提案した。この意見が掲載された後、「特定加工施設のための安全審査指針」が、東海村の臨界事故を受けて新たに作られたことに、だいぶ遅れて気づいた。新指針には、その雛形と推察される「ウラン加工施設安全審査指針」にはなかったDCPの解説が追加された。さらに2001年秋に日本原子力研究者で開催された国際シンポジウムNUCEF2001では、DCPについて米国人の発表があった。本稿ではこれらにも触れつつ、DCPを正しく理解するための議論の出発点として(1)その歴史と位置づけを紹介する。続いて(2)我が国におけるDCPの解釈及び(3)DCPについての私的解釈を述べる。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 43(6), p.580 - 581, 2001/06
設備・機器類の臨界安全性を確保するために、"double contingency principle"を適用している核燃料取扱施設がある。この英語は「二重偶発性の原理」と訳されることが多いが、"principle"はむしろ「原則」と訳すのが適切と考える。以下では「原則」の出典に遡った後に、和訳の例を紹介する。続いて「原則」が適切な和訳と考える理由を述べ、一つの提案を行う。最後に参考となるデータを紹介する。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 42(12), p.1301 - 1310, 2000/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1995年から1999年までに出版された文献やインターネットのホームページ等を参考に、米国における臨界安全性に関わる動きの一部をまとめた。臨界安全性に関わる文献からは、米国エネルギー省(DOE)発行の3つの文献及び核的臨界安全ガイドLA-12808を紹介する。続いて、ANSI/ANS-8.15作業部会の活動、新しい臨界計算コードの中から連続エネルギー版KENO V.aコード、臨界実験群からZeus、及びDOEの海外協力の一つについて紹介する。
小室 雄一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.548 - 554, 2000/06
1992年、米国エネルギー省は臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトを開始した。その後、本プロジェクトは経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の下での国際的な活動に形態を改め、活動を続けている。活動の成果は「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」と題する文献にまとめられ、その内容は年々更新されている。ハンドブックには世界中のたくさんの施設で行われた臨界実験のデータが収められており、おもに、臨界安全評価手法の検証のための活用が期待されている。しかし、濃縮度20wt%のウラン燃料を用いて臨界実験のデータはまだない。本稿では、この濃縮度ギャップを埋めるため、濃縮度20wt%のウラン燃料炉心を有するアジアの研究炉の研究者に、実験データの提供を訴える。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 41(12), p.1238 - 1243, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)平成11年9月30日に臨界事故を起こしたJCOの沈殿槽の臨界安全性は、投入する溶液に含まれるウランの質量を制限することで保証することになっていた。このような管理方法は、一般的に質量管理と呼ばれている。沈殿槽のウラン質量の制限値は2.4kgである。沈殿槽の上流側にある溶解槽からは、その値を超えない量の溶液が移送される設計になっていた。ところが、裏マニュアルにさえ従わず、制限値を上回る量の硝酸ウラニル水溶液を、作業者がバケツで直接何杯も沈殿槽に入れたために、我が国初の臨界事故に至った。第2回事故委員会において、この制限値の導出法について少し議論があったが、米国の核的安全ガイドTID-7016 Rev.1を参照して求めたという答弁だけで終わっていた。第3回事故調査委員会においても文献を教えて欲しいとの意見があった。ここではTID-7016 Rev.1の概要、制限値2.4kgの導出法、制限値2.4kgの安全裕度について述べる。TID-7016 Rev.1を利用した簡便な制限質量導出の一例を示すという意味でも有意義である。
須山 賢也; 小室 雄一; 高田 友幸*; 川崎 弘光*; 大内 圭介*
JAERI-Data/Code 98-004, 172 Pages, 1998/02
JAERI-Data-Code-98-004.pdf:4.47MB
本書はSIMCRI, ANISN-JR, KENO IV, KENO V, MULTI-KENO, MULTI-KENO-2そしてMULTI-KENO-3.0のような、輸送計算プログラム用の断面積セットを作成するプログラムMAIL3.1の使用手引書である。MAIL3.1は、1990年に公開されたMAIL3.0の改良版である。MAIL3.1は、MAIL3.0の機能をすべて継承し、以下に示す2つの新しい機能を持つ。1.AMPX形式の断面積セットの作成、2.Hansen-Roach断面積セットの核種識別子の印字
小室 雄一
日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。
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。
酒井 友宏*; 小室 雄一; 荒川 拓也*
JAERI-Data/Code 97-004, 46 Pages, 1997/03
JAERI-Data-Code-97-004.pdf:1.11MB
本書は臨界条件データベースの使用マニュアルである。臨界条件データベースの中には、我が国及び諸外国の臨界安全ハンドブック等に記載されている多数の臨界・未臨界データが保存されている。必要な臨界データを簡単に検索できると共に、異なる臨界安全ハンドブックの臨界データの比較図を描くこともできる。このデータベースは、パーソナルコンピュータマッキントッシュ上で稼働するリレーショナル型データベースソフトウェア4th Dimensionを利用している。さらに、臨界データの図を描くためには、適当なグラフィックソフトウェア(例えばKaleida Graph)が必要である。
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。
小室 雄一; 酒井 友宏*
JAERI-Data/Code 96-002, 73 Pages, 1996/02
JAERI-Data-Code-96-002.pdf:2.65MB
臨界安全評価コードシステムJACSに含まれるモンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENO-3.0と多群定数ライブラリー137群MGCL-J3との組み合わせで、水反射、水減速の均質MOX燃料の臨界条件(推定臨界質量、推定臨界下限質量、推定臨界球体積、推定臨界下限球体積)を算出した。得られた値は、米国の基準ANSI/ANS-8.12(1987)と矛盾のないことを確認した。本臨界条件は、プルサーマル用MOX燃料加工施設の臨界安全性評価等に活用できる。
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
燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm
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
)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)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)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。
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
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。
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。
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
U-HO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。
