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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。
登倉 明雄*; 前田 文彦*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆; 高木 大輔*; 本間 芳和*; 渡辺 義夫*; 小林 慶裕*
Carbon, 46(14), p.1903 - 1908, 2008/11
被引用回数：18 パーセンタイル：50.48(Chemistry, Physical)その場放射光内殻光電子分光とラマン分光を用いて、垂直に揃ったカーボンナノチューブの原子状水素吸着が研究された。C1s内殻光電子スペクトルから単層カーボンナノチューブの炭素原子のCH結合に由来する成分を同定した。さらに、
プラズモン励起が抑制されることも見いだした。これは水素吸着が結合を改質することを示唆している。単層カーボンナノチューブのラマンスペクトルからは、ラジカル呼吸モードの強度が水素吸着誘起結合改質によって減少することがわかった。さらに、小さな直径の単層カーボンナノチューブの方がその減少がより大きい。これらの結果から、水素吸着はsp
からsp
への結合改変をもたらし、また、それは単層カーボンナノチューブの直径に依存することがわかった。
稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.
JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05
JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB
HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120mN/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。
佐藤 理*; 前田 章雄*
JNC TJ9400 2003-008, 139 Pages, 2003/03
JNC-TJ9400-2003-008.pdf:3.49MB
高速炉の燃料集合体の格子計算では燃料ピンやラッパ管の非均質構造の扱いが重要であるが、その正確なモデル化には二次元格子計算が必要である。 サイクル機構で開発中の新SLAROMコードでは二次元格子計算機能を整備しており、本研究ではその検証と二次元格子計算の効果を確認した。 検証は中性子束、集合体平均断面積(セル平均断面積)をGMVPコードによるモンテカルロ計算で得られた結果と比較することによって実施した。六角配列集合体(IGT=13)の機能の確認には「常陽」燃料集合体の水平断面を模擬した二次元モデルを用い、平板集合体(IGT=8)の機能の確認には、ZPPR-9のSCF及びDCFセルの水平断面を模擬した二次元モデルを評価対象とした。 この結果、六角配列集合体に関してはモンテカルロ計算と統計誤差の範囲で一致することが判り、新SLAROMでの二次元衝突確立計算の妥当性が確認された。平板集合体の二次元衝突確立計算に関しては、ナトリウムの共鳴(24keV)以下のエネルギーで、吸収断面積及び核分裂中性子生成断面積が新SLAROMの方が最大20%程度大きくなっており、更なる検討が必要である。 また、CITATIONコードにより、新SLAROMで一次元モデル及び二次元モデルで計算された集合体平均実効断面積を用いた炉心計算をそれぞれ行って、その相違を調べた。その結果、炉心燃料集合体よりも、径方向ブランケット集合体の平均断面積に一次元/二次元モデルによる相違が大きく現れることが判った。これは、集合体内のピン数(及びピンのサイズ)の相違によるものと考えられる。すなわち、ピン数の少ない径方向ブランケットの方が、一次元近似による影響を受けやすいためと考えられる。
宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 茅野 栄一*; 丸山 結*; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*
JAERI-Research 2001-047, 35 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-047.pdf:1.63MB
原子炉のシビアアクシデント時には、損傷炉心から流入する高温気体からの伝熱や核分裂生成物の崩壊熱によって原子炉冷却系配管が加熱されるが、内圧が高い場合には、高温での短時間クリープで配管が破損する可能性がある。このような配管の構造健全性評価のためには、従来ほとんど考慮されなかった第3期クリープ挙動をも考慮したクリープ構成式を用いて、精度の良い予測法を開発する必要がある。そのため、Kachanov-Ravotnovの等方性損傷理論を用いて第3期クリープ挙動を考慮したクリープ構成式を作成し、別途取得した実験データをもとに構成式の定数を決定するとともに、得られた構成式を用いて等温及び非等温の各クリープ条件で配管の局所有限要素法解析を行った。その結果、損傷変数によって内部損傷の定量評価が可能であり、特に、配管外壁から破損するという、円管を用いた配管高温負荷試験での結果を良く再現することができた。
鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09
NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。
寺崎 英紀*; 加藤 工*; 浦川 啓*; 舟越 賢一*; 鈴木 昭夫*; 岡田 卓; 前田 信*; 佐藤 仁*; 久保 友昭*; 葛西 志津*
Earth and Planetary Science Letters, 190(1-2), p.93 - 101, 2001/07
被引用回数：52 パーセンタイル：68.99(Geochemistry & Geophysics)Fe-FeS系融体は地球外核の主要な候補物質と考えられている。外核内部の対流ダイナミクスを考察するうえで、その粘性は最も重要な物性の1つである。われわれは、新しい試料アセンブリを用いて、X線影像落球法により、Fe-FeS系融体の高圧その場粘性測定を行った。粘性測定は、温度範囲1233-1923K,圧力範囲1.5-6.9GPa,組成範囲Fe-Fe
S
(wt %)において行われた。合計17回の測定で得られた粘性係数は、0.008-0.036Pa sの範囲で系統的に変化した。粘性係数の温度・圧力依存性から、粘性流動の活性化エネルギー及び活性化体積は、それぞれ30kJ/mol1,1.5cm/molとなり、FeS融体の粘性はFe融体より15%小さいことがわかった。これらの傾向は、Fe-FeS系融体の構造変化に関連付けることができる。
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。
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：3 パーセンタイル：27.19(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。
前田 彰雄; 大場 敏弘; 菊池 博之; 柴田 勝之
JAERI-Tech 2001-003, 48 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-003.pdf:5.95MB
アルミニウム合金は、研究炉や試験炉の構造材料として使用実績が高い。しかし、材料強度に関するデータが少なく、研究炉等における構造強度評価のために材料データ特に、溶接の強度データが必要である。そのため、母材と溶接部の諸性質を知る目的として、構造材であるA5052及びA6061について、各種の材料試験が実施された。工作課は、試験に使用する溶接継手板の製作に協力し、JIS-Z3105アルミニウム平板突合わせ溶接部の放射線透過試験の判定基準1類を満足する溶接継手板の製作を目標に、溶接施工法の検討と改良を主眼として技術検討を行った。本報告は、これらの溶接施工の問題点及び欠陥対策について、検討改良を行い、欠陥の極めて少ない溶接施工を行った技術資料としてまとめたものである。
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
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。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
日本原子力研究所では、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。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、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きた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
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。
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：3 パーセンタイル：28.79(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
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800~1,150C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。
藤根 幸雄; 村田 幹生; 阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 宮田 定次郎*; 井田 正明*; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 朝倉 俊英; et al.
JAERI-Research 99-056, p.278 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-056.pdf:22.73MB
東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故について、原研の調査検討会が行った原因究明にかかわる試験及び環境影響評価の結果を報告する。原因究明にかかわる試験においては、実廃液サンプルの化学分析、アスファルト塩混合物の熱分析、暴走的発熱反応試験、発煙時の可燃性ガス分析などを行った。環境影響評価では、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションコードSPEEDIによる解析結果より、環境へ放出されたCs量を推定した。また、一般住民の被ばく線量評価を行った
竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09
NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。
津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。
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。
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
JAERI-Conf 99-005, p.171 - 175, 1999/07
配管信頼性実証試験では、シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管の耐性を明らかにするための配管高温付加試験を実施している。配管試験体から切り出した試験片を用いた引張り試験及びクリープ破断試験を行っている。引っ張り試験及びクリープ破断試験の結果に基づいて、316ステンレス鋼の降伏応力、引っ張り強さ及びクリープ破断時間の応力及び温度依存性に関する相関式を導出した。クリープ破断時間については、800C以下の温度領域ではNorton則、800Cを越える場合はNorton則を改良することにより試験結果を再現できることが明らかになった。内圧により発生する配管試験体外面における周方向応力と流動応力を比較した。流動応力と破損した配管試験体の外面周方向応力が同程度になった。このことは、原子炉冷却系配管破損の有無を評価する上では、流動応力が有効な指標になり得ることを示すものと考えられる。破断した試験片及び配管試験体の観察では、応力の増大により炭化物の析出及び成長が促進されること、960C程度の温度になると析出した炭化物が再固溶により消失すること、亀裂が金属組織の結晶粒界から発生していることが判明した。
前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.165 - 170, 1999/07
シビアアクシデント時には炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入等により配管が高温に加熱され、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、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。現在までに口径や材質を変えた7回の破損試験を実施している。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970Cにて温度を保持した。温度保持中は急激な配管外径の増加が観測され、温度保持後1時間で破損した。試験後には、3次クリープを含む改良
法を用いた解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、3次元モデルによる解析結果も含め、破損時刻を良好に再現した。
