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山本 昌彦; 家老 克徳*; 小高 典康; 久野 剛彦
JAEA-Technology 2019-014, 68 Pages, 2019/10
JAEA-Technology-2019-014.pdf:2.93MB
グローブボックス, 遮蔽セル内で実施している放射性試料分析の前処理法であるカラム分離操作を自動化するため、Microsoft製Excel Visual Basic for Applications(VBAマクロ)でプログラムを作成し、シリンジポンプ, 電動ビュレット, フラクションコレクター, 電動バルブを制御した。各機器に合わせてケーブルを製作し、通信設定を調整した結果、プログラム通りに操作できることがわかった。そこで、VBAマクロで各機器を逐次的に制御した自動コンディショニング装置と自動分離装置を製作した。自動コンディショニング装置では最大8本のカラムへ、硝酸の添加と静置の操作を繰り返し自動で行うことができた。また、自動分離装置では、Srを吸着・溶離可能なEichrom Technologies製Srレジンを用いて、模擬高放射性廃液中のSrを良好に分離・回収することができた。汎用ソフトであるVBAマクロを利用した本法は、作業の省力化、作業者の被ばく低減、分析の誤操作を防止することができ分析操作の自動化に有効であると共に、自動化に係るコストの大幅な削減も期待できる。
鈴木 亮太*; 小林 貴訓*; 久野 義徳*; 山田 大地; 山崎 敬一*; 山崎 晶子*
International Journal on Artificial Intelligence Tools, 25(5), p.1640005_1 - 1640005_19, 2016/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.51(Computer Science, Artificial Intelligence)高齢化の進む現代社会において、知能化/ロボット化した車椅子に関する研究が注目されている。高齢者介護施設において、高齢者の心身の健康のために介護士からの積極的なコミュニケーションが重要視されている。一方で、車椅子による移動において、従来通り同伴者が背後から押して移動すると、搭乗者と同伴者の円滑で自然なコミュニケーションの妨げになる。そこで、我々は同伴者と車椅子が自然に隊列を組んでためのロボット車椅子のシステムを開発している。本稿では、車椅子搭乗者と同伴者のふるまいとコミュニケーションについての調査について報告する。また、エスノメソドロジーによってコミュニケーションをとるための自然な隊列について分析した。これらの調査の結果を基に、車椅子搭乗者とコミュニケーションしやすい隊列を組むための複数台ロボット車椅子システムを提案する。
久野 祐輔; 田崎 真樹子; 秋葉 光徳*; 安達 武雄*; 高嶋 隆太*; 和泉 圭紀*; 田中 知*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.965 - 974, 2013/09
多国間管理は、平和利用の権利を侵害することなく核不拡散を堅持しつつ、燃料サイクルのフロントエンド、バックエンドサービスを実施できるものである。近年の検討はウラン濃縮にかかわるフロントエンドに焦点が置かれているが、使用済み燃料にかかわるサービスはより重要な課題と考えられる。本研究では、このようなニーズに合致したMNA枠組について取り扱った。
外池 幸太郎; 須山 賢也; 奥野 浩; 三好 慶典; 内山 軍蔵
Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/02
日本で最初の臨界安全ハンドブックが1988年に公刊された。臨界安全解析コードシステムJACSが検証され、さまざまな核燃料物質の最小臨界質量や安全制限質量が計算されている。その後の20年間に、定常臨界実験装置STACYで新たな実験データが取得され、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPにおいては広範な核分裂性物質のベンチマークデータが蓄積されている。また、計算機の能力が飛躍的に向上し、新たなコードや核データが開発されている。ハンドブックの第2版では、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと核データライブラリJENDl-3.2の組合せた解析システムをICSBEPのデータを用いて検証した。検証計算の結果を統計的に処理して実行増倍率の安全制限値として0.98を導出し、この値に基づき、最小臨界質量や安全制限質量を計算した。原子力機構の臨界安全分野の今後の研究活動についても概観する。
河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 奥野 健二*
プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.250 - 256, 2010/04
核融合炉では投入する燃料のほとんどは反応することなく排出される。したがって、排気される燃料を再利用するシステムが不可欠である。また、炉心を取り巻くブランケットで核融合中性子とリチウムを反応させトリチウムを製造し燃料とする。これら燃料システムの研究開発では、大量トリチウム取扱施設を有する米国との協力が大きな位置を占めることとなった。本章では、燃料システム技術開発を中心に日米協力の成果を紹介する。
奥野 浩; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 山根 祐一; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵
JAEA-Data/Code 2009-010, 175 Pages, 2009/08
JAEA-Data-Code-2009-010.pdf:13.1MBJAEA-Data-Code-2009-010(errata).pdf:0.11MB
本書は、1988年に発刊された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂版として編まれたものである。本改訂版では、従来の版にはなかった均質U-H
O及びUF
-HFの臨界データを追加し、中濃縮度ウランの臨界データを充実させた。計算には旧日本原子力研究所で開発した連続エネルギーモンテカルロ法臨界計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3第2改訂版(JENDL-3.2)をおもに用いた。アクチニド金属及び酸化物の原子個数密度に関するデータを追加し、燃焼燃料の核種組成に関する情報を改訂した。臨界実験ベンチマーク計算及び単一ユニットの臨界データ(臨界となる質量,体積,寸法など)の計算では、ヒストリ数を100万に採ることにより、第1版よりも計算精度がおおむね1桁向上した。
河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1384 - 1387, 2008/12
被引用回数：14 パーセンタイル：66.54(Nuclear Science & Technology)低温分離カラムを擁するガスクロマトグラフは水素同位体分析手段の一つである。しかし、液体窒素でカラムを冷却するため分析時間が長く取り回しにも難がある。比較的高い温度で十分な水素同位体分離性能を示すカラムの開発は、この弱点を解決する方法の一つである。モルデナイトは合成ゼオライトの一種で、比較的高い温度で水素同位体を分離できることが報告されているが、水素同位体吸脱着特性は明らかではない。そこで、水素同位体吸脱着特性把握の一環として、本研究ではモルデナイトの分離カラムを作成して水素同位体の分離性能を調べ、クロマトグラフから物質移動係数を求めた。本研究で作成したカラムは144KではHとDをほぼ完全に分離できたが195Kでは分離できなかった。本実験結果は水素同位体を比較的高い温度で分離できる合成ゼオライトの存在の可能性を示すものである。また、カラム材の開発においては水素同位体分離に影響をする要因の特定が重要である。
河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(4), p.655 - 660, 2008/05
被引用回数：13 パーセンタイル：64.39(Nuclear Science & Technology)核融合炉では、システムの運転制御の安全性の観点からトリチウムを含む水素同位体のモニタリングが必要であり、水素同位体分析測定技術の開発は重要課題である。低温ガスクロマトグラフは水素同位体分析方法の一つであるが、液体窒素を用いるため分析時間が長く、取り回しも困難である。比較的高い温度で十分な分離性能を示すカラム材の開発は解決方法の一つである。モレキュラーシーブ5Aのような合成ゼオライトは分離カラムの候補材料で、結晶構造はシリカとアルミナの比率や陽イオンの種類などに左右される。もし水素同位体吸着特性に影響する因子がわかれば、分離カラムに適したゼオライトの開発も可能になる。そこで本研究ではモルデナイト型、及びY型ゼオライトの軽水素及び重水素の吸着等温線を調べた。吸着等温線は2種類のラングミュア式の和で表すことができ、モルデナイト単位重量あたりの水素吸着量はモレキュラーシーブ5Aより大きくなった。
奥野 浩; 須山 賢也; 奥田 泰久*; 吉山 弘*; 三好 慶典
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.140 - 143, 2007/05
原子力委員会新計画策定会議技術検討小委員会において直接処分に使用するキャニスタ(処分容器)の構造材又は燃料収納部が流出するシナリオでの予備的臨界評価が実施され、キャニスタ等の形状が変化しない場合の臨界安全評価は課題とされた。このため、(1)PWR用UO燃料(初期濃縮度4.1wt%)使用済燃料4体収納キャニスタ及び(2)PWR用MOX燃料(初期富化度10wt%)使用済燃料4体収納キャニスタを燃料集合体の崩落がないとして1000年間地中に貯蔵する場合の予備的な臨界安全評価を行った。「燃焼度クレジット導入ガイド原案」に基本的に基づいて選択したアクチニド10核種の組成をSWATコードシステムで算出し、その組成に基づきMVPコードで臨界計算したところ、中性子増倍率が0.9を下回る結果を得た。今後考慮すべき事項を最後にまとめた。
奥野 浩; 吉山 弘; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(11), p.1406 - 1413, 2006/11
被引用回数：1 パーセンタイル：9.91(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック」の参考データとして添付された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂のため、単一ユニットの臨界条件データを均質ウラン物質の6種類の化学形態について計算した。計算された臨界条件データは、質量,球体積,無限長円柱直径,無限平板厚さの推定臨界値及び推定臨界下限値で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価で遭遇するウラン物質の典型的な6種類の化学形態についてのものである。化学形態はU-HO, UO-HO, UOF水溶液,UO(NO
)水溶液,ADU-HO及びUF-HFであり、このうち、U-HO及びUF-HFは「データ集」には含まれていなかった。計算は連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2を用いて行われた。従来の計算結果及びドイツの臨界ハンドブックとの比較も行った。文献値及び以前の計算結果との比較により、値及び計算精度についても議論した。
奥野 浩; 須山 賢也; 高橋 聡*; 渡辺 庄一*; 外池 幸太郎; 三好 慶典
Transactions of the American Nuclear Society, 95(1), p.283 - 284, 2006/11
「濃縮度5wt%を超える軽水炉ウラン酸化物燃料の実用化に関する技術開発」事業を6機関(テプコシステムズ,京都大学,武蔵工業大学,日本原子力研究所,グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,東芝)の連携の下で経済産業省からの受託として平成16年度に実施した。今回の発表は、旧日本原子力研究所,現在の日本原子力研究開発機構の担当分におもに基づいており、以下の内容からなる。(1)関連データ及び審査指針,(2)核的制限値,中性子吸収材効果,燃焼度クレジットの計算例,(3)ウラン溶液実験の計画,(4)結論。
山根 祐一; 酒井 幹夫*; 阿部 仁; 山本 俊弘*; 奥野 浩; 三好 慶典
JAEA-Data/Code 2006-021, 75 Pages, 2006/10
JAEA-Data-Code-2006-021.pdf:24.75MB
MOX燃料加工施設の臨界事故評価手法開発の一環として、MOXやステアリン酸亜鉛粉末等の物性値について調査・試験を行い、MOX,UO,ステアリン酸亜鉛,タングステンの粉末及びこれらの混合粉末について、密度,比熱,熱伝導率などのデータを取得整理するとともに、粉体流動や混合度に関するデータを取得した。
藤岡 慎介*; 西村 博明*; 西原 功修*; 佐々木 明; 砂原 淳*; 奥野 智晴*; 上田 修義*; 安藤 強史*; Tao, Y.*; 島田 義則*; et al.
Physical Review Letters, 95(23), p.235004_1 - 235004_4, 2005/12
被引用回数：147 パーセンタイル：95.55(Physics, Multidisciplinary)レーザー生成スズプラズマからの極端紫外(EUV)発光へのオパシティの効果を実験的に解析した。X線放射によって電子温度30-40eVの均一なスズプラズマを生成することにより、EUV波長域(10-20nm)におけるオパシティを初めて測定した。測定されたオパシティは理論計算とほぼ一致した。理論計算で求めたオパシティを用いた輻射流体シミュレーションと実験の比較の結果は、EUV光源としての効率を高めるためには、13.5nm領域でプラズマの光学的厚みが1程度以上になることが必要だが、反面オパシティが大きすぎると吸収の効果によって効率が低下することを示し、オパシティの制御が重要なことを示す。
奥野 浩; 高田 友幸; 吉山 弘; 三好 慶典
JAEA-Data/Code 2005-001, 117 Pages, 2005/11
JAEA-Data-Code-2005-001.pdf:9.37MB
燃料棒配列が燃料溶液中に存在するいわゆる溶解槽模擬体系に対し、現在、日本で臨界安全評価に使用されている典型的な臨界計算コードMCNP, MVP, SCALE, JACSを対象にベンチマーク解析を行った。ベンチマーク解析には、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに記載されている日本原子力研究所の低濃縮ウラン非均質炉心の1評価5臨界点の臨界実験体系及び米国バッテル・パシフィック・ノースウェスト研究所のウラン・プルトニウム混合系非均質炉心の2評価16臨界点の臨界実験体系を用いた。解析の結果、中性子増倍率の最低値は、MCNP, MVP, SCALE, JACSそれぞれに対して0.993, 0.990, 0.993, 0.972となり、最大許容増倍率0.95を2%から4%上回った。
高橋 聡*; 奥野 浩; 三好 慶典
JAERI-Tech 2005-056, 51 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-056.pdf:2.92MB
ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)加工施設において取り扱われる燃料の粒子粒径20
m以下では、非均質体系が均質系としてモデル化が可能であるか否かを検討した。まず、MOX燃料の均質体系で無限増倍率を計算して、各Pu富化度の最適減速条件を求めた。MOX燃料の非均質体系において水素対重金属原子個数比H/M固定条件で、立方体単位セル内の燃料球直径を変化させる臨界計算を実施して、100m以上の燃料球直径では共鳴を逃れる確率が高くなることを検証した。臨界条件等の解析は連続エネルギーモンテカルロコードMVPIIと評価済核データJENDL-3.3の組合せを用いて実施した。ここに、これらの計算の詳細を公開する。これらの計算結果は、「臨界安全ハンドブック」の改訂等に利用される予定である。
島田 義則*; 西村 博明*; 中井 光男*; 橋本 和久*; 山浦 道照*; Tao, Y.*; 重森 啓介*; 奥野 智晴*; 西原 功修*; 河村 徹*; et al.
Applied Physics Letters, 86(5), p.051501_1 - 051501_3, 2005/01
被引用回数：113 パーセンタイル：94.29(Physics, Applied)EUV光源として用いられるSnプラズマの基本的な輻射流体力学的な特性を明らかにするために、阪大レーザー研の激光XII号レーザーで球状のSnターゲットを照射し、生成したプラズマからのEUV光のスペクトル,発光強度分布,波長13.5nm領域の2%帯域中の発光強度とその時間変化,変換効率の測定を行った。照射強度5
10
W/cm
において最大効率3%が得られた。変換効率のレーザー強度依存性を等温膨張プラズマを仮定した理論モデルと比較した。
野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典
Nuclear Technology, 148(3), p.235 - 243, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.45(Nuclear Science & Technology)臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。
須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04
本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。
野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典
JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB
はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。
奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典
JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10
この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k
, M, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。
