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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。
桑原 潤; 木下 尚喜; 濱田 昭夫; 飛内 万史; 関 武雄
第27回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.27 - 30, 2015/03
日本原子力研究開発機構バックエンド研究開発部門青森研究開発センターむつ事務所タンデトロン加速器質量分析装置(JAEA-AMS-MUTSU: High Voltage Engineering Europe製Model 4130-AMS)は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成されている。炭素とヨウ素の定常測定はそれぞれ平成11年12月、平成15年5月から開始され、平成18年度からは供用施設となり、原子力機構内外の種々のテーマでの利用に供している。本発表では、平成25年度までの運転状況及び位置制御モーター制御不良をはじめとするイオン源部での最近のトラブル事例について報告する。
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：43 パーセンタイル：85.02(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 
Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the 
C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate 
Tc from an irradiated 
MoO
sample. About 9.7 TBq/week of Mo is produced by repeating irradiation on an enriched Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the 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.
佐藤 浩一; 関 富三子*; 長谷川 志緒里*; 千石 明郎; 北澤 真一; 閨谷 譲; 小泉 興一
JAEA-Data/Code 2008-019, 43 Pages, 2008/09
JAEA-Data-Code-2008-019.pdf:1.17MB
2007年10月24日「ITER事業の共同による実施のためのイーター国際核融合エネルギー機構の設立に関する協定」(ITER協定)が発効し、日本原子力研究開発機構が日本におけるITER協定に基づく活動を行う国内機関として指定された。国内機関はフランス・カダラッシュのITER機構と協力してITERの建設に貢献することになるが、ITER機構では独特の単語・略語や専門用語が多数使用されている。本対訳集では、手始めにこれらの単語・略語を集約し和訳を行った。これにより、ITER機構との業務が円滑に執行されることを願うものである。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10
被引用回数：34 パーセンタイル：73.71(Physics, Fluids & Plasmas)大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、5
10
m
という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、
mという超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
石田 真一; 市村 真*; 大藪 修義*; 岡村 昇一*; 小森 彰夫*; 関 泰; 中島 徳嘉*; 二宮 博正; 八木 康之*; 山中 龍彦*
プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1463 - 1466, 1998/12
平成10年10月19日-24日に横浜で開催された第17回IAEA核融合エネルギー会議の報告である。会議全体及び開会式の概要、自己点火プラズマへの道を拓くとともに、長時間維持で顕著な成果が得られたトカマク実験結果、ITER実現の技術的見通しが示された炉工学・ITERの成果、及び非トカマク実験、慣性核融合、理論の成果について述べてある。
関 昌弘; 岸本 浩; 松田 慎三郎; 西川 雅弘*; 礒辺 倫郎*; 斉藤 正樹*; 西 正孝; 吉田 善章*; 徳田 伸二; 吉川 潔*; et al.
電気学会技術報告, 0(613), 102 Pages, 1996/00
核融合炉を発電システムとして捉える立場から、(1)既存の装置、計画中の装置、そして構想段階の将来の可能性を調査し、特に電気技術の面から核融合炉が備えるべき特性を探り、(2)今後50年以上を要する超長期的かつ巨額の予算を必要とする核融合炉の研究開発に各界の支持を維持し、若い有能な研究者の育成を継続することを目指し、研究開発の途中段階での「魅力」を再発見、再認識すること、の2点を目的とした電気学会核融合発電システム調査専門委員会(1993年6月-1996年5月)の技術報告書である。本技術報告書は、委員会での調査活動の結果得られた様々な技術情報をオムニバス形式でまとめる構成をとり、それぞれの技術分野の専門家が最新の情報に基づき論説している。
藤田 元一*; 小林 博英; 都所 昭雄; 関 昭雄; 松本 盛雄; 郷田 正
PNC TN8410 91-203, 81 Pages, 1991/07
フィルタ性能評価技術の開発は、高性能エアフィルタの性能試験を実施し、排気設備の健全性を解析・評価するための基礎データを得ると共に、排気設備の現場試験技術を開発し、事業団における現場試験法の確立に資することを目的としている。本報告書では、昭和62年度から平成元年度までに実施した、開発試験計画、試験装置の設備、フィルタ性能試験及び現場試験実施状況に関する調査について報告する。試験装置の整備においては、高性能エアフィルタの試験で必要となる、フィルタ性能試験装置、粒子測定装置及び粒子発生装置の整備を行った。また、現場試験技術を開発するため、排気設備基礎試験装置の整備を行った。フィルタ性能試験においては、NaCl粒子を用い、高性能エアフィルタの粒径0.10.5
mを対象とした、粒径別捕集特性試験を実施した。本試験により、高性能エアフィルタのDF(除染係数)が最も低くなる粒径は、0.15m付近に存在し、DFは、風量に強く依存するという結果が得られた。
関 昭雄; 宮部 賢次郎*; 野田 喜美雄; 石田 武則*; 刀禰 龍夫*
PNC TN8440 89-013, 47 Pages, 1989/08
再処理工場及び転換技術開発施設に設置してある臨界警報装置の性能検査(月例検査)において,検査実施中に誤操作等によりシステムの誤警報が発生しないことが重要である。また,現在性能検査時には,保安規定により核燃料物質の取り扱いを各施設において禁止されているが,施設稼働の面からは性能検査中も臨界監視機能が喪失せず,工程の運転を可能とする検討も必要である。 そこで,臨界警報装置においてその機能ブロックに従い,性能検査の各項目毎に作業中における装置の健全性(臨界監視機能の喪失及び誤警報の発生がないこと)FTA(FaultTreeAnalysis)を用いて解析し,次にFTAにより得られた結果に対し,計測機器校正施設に整備した臨界警報装置検査システムを用いて,実証試験により確認した。 この結果,性能検査において誤操作等によりシステムの誤警報が生じないことが明らかとなり,装置の保全における信頼性が確認された。また同時に,臨界監視機能を停止することなく性能検査を行うことの技術的な可能性を検証することができた。
関 昭雄; 大西 俊彦*; 叶野 豊*; 岩月 恒信*
PNC TN8420 88-008, 31 Pages, 1988/07
放射性物質等によって汚染された場所で作業を実施する場合,汚染物の再浮遊による空気汚染が放射線管理上問題となる。このため,再浮遊係数を予測あるいは測定,評価することは,放射線管理上極めて重要である。 本報告書は,今後の放射線管理における空気汚染の事前評価を目的として,動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理工場,日本原子力研究所東海,大洗研究所等の各種放射線作業で測定されたデータを基に求めた再浮遊係数についての調査結果をまとめたものである。 その結果,再浮遊係数の平均的な範囲として,機器の除染,補修作業時は10-510-7cm 1であり,また,プルトニウム等を取扱う作業は,10-610-7cm 1であった。 今回の調査は,必ずしも同一条件下ではないが,その値はおよそ10-510-7cm 1の範囲であることがわかった。 また,付録の"種々の表面からのプルトニウムの再浮遊係数を決定するためのいくつかの実験"のレポートは,放射線管理上有用かつ詳細なデータが報告されており,参考となる点が多々あり,併せて課員の資質向上を図ることを目的に全訳し添付している。
関 昭雄; 大西 俊彦*; 叶野 豊*
PNC TN8410 87-023, 28 Pages, 1987/05
プルトニウム燃料開発施設では従来より天然に存在するラドン娘核種によって擬似計数が発生し,放射線管理並びに工程作業に影響を与えていた。このため,施設内のラドン娘核種の発生原因等の調査,研究を実施した結果,高濃度のラドン娘核種に起因するもの及び静電捕集効果によるものの2つの要因が判明した。これらの要因に対し前者の対策は早急に講じられたが,後者は解析したところ,RI作業靴ラドン娘核種付着による擬似計数が,全体の約7割前後を占めていることが判明したため,擬似計数防止対策の重点目標として,静電気帯電防止用RI作業靴の開発を実施した。 開発に当たっては,1)静電気帯電防止効果の持続,2)安全性,3)経済性,4)使い易さ,5)測定器との密着性,の5項目を重点項目とし,開発後,プルトニウム燃料第一及び第二開発室において試用した。 その結果,重点項目を満足する成果が得られ,従来,靴底で生じていた擬似計数の発生(年間,約40件)がなくなり,業務の省力化ができ,更に施設内の工程の安定運転への寄与及び安全管理の信頼性の向上等が図られた。
関 昭雄; 大西 俊彦*; 岩月 恒信*; 秋山 聖光*
PNC TN8450 87-008, 32 Pages, 1987/03
この報告書は,
放射線粒子を画像として識別する「線イメージング装置」の実用化を更に進めるために行った試験結果をまとめたものである。プルトニウム取扱施設において,空気汚染や表面汚染の疑いが生じた場合,それがプルトニウムの線によるものか,空気中に存在するラドン娘核種の線によるものか判別することが必要となる。この報告書では,線イメージング装置を使用して種々のプルトニウム試料を撮影して整理し,汚染の疑いのある試料を撮影した写真を判定する時の比較サンプルとして使用できるように考慮した。また,従来のオートラジオグラフィで同一試料を撮影し,オートラジオグラフィと線イメージング装置の比較評価を行った。さらに,試料を密封するために使用しているラミクリーンパックが残光性を持つことが判明したのでその影響がなくなる目安時間の把握を行った結果を合わせて報告する。
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.
JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03
本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/Li
O/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。
関 昌弘; 小川 益郎; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三; 三木 信晴
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.205 - 213, 1987/00
本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。ロー付け以外にも直接鋳込み方式によるW-Cu接合材を製作し、同様の試験を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付け、および直接鋳込みによる接合方式が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
小川 益郎; 関 昌弘; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三
日本原子力学会誌, 28(11), p.1038 - 1044, 1986/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付けによる接合方法が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三
Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03
プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m
、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。
堀江 知義; 関 昌弘; 湊 章男; 東稔 達三
Fusion Technology, 10, p.753 - 758, 1986/00
プラズマ周辺構造物の健全性を評価するには、寿命を制限する因子、破損モードおよびそれらのメカニズムを把握する必要がある。そのために、寿命解析、詳細な応力解析、ダイバータ板の候補であるタングステン・銅接合材の熱疲労試験、機械的疲労試験、さらに、ディスラプション時の第一壁表面の溶融蒸発の模擬試験を行なった。寿命解析では運転モード、設計条件と寿命の関係を求めた。詳細応力解析の結果、ディスラプション後に第一壁に引張りの照射クリープひずみが蓄積されること、それを評価するには弾塑性解析が必要なことが示された。接合材の機械疲労試験では、高ひずみ側ではタングステン、低ひずみ側では銅によって寿命が決まること、熱疲労試験では3700回の試験でもマイクロクラックが生じないこと、蒸発実験では解析結果とよく合わなかったが、熱負荷の不均一性が原因であることなどがわかった。
金盛 正至; 江花 稔*; 関 昭雄
PNC TN841 84-20, 48 Pages, 1984/06
臨界警報装置用中性子検出器は,半導体検出器に235U(約90%)を密着し,中性子が235Uと反応した際発生する核分裂片を検出する検出器である。235Uからは,通常,線が放出されており,半導体が劣化していく。このため,検出器の寿命試験及び,実際に現場に配置した場合の,ノイズ等に対する安定度を試験する必要がある。▲試験は,再処理工場A348室に,中性子検出器3個を設置して行なった。設置試験期間は,昭和56年6月18日から,昭和57年6月19日までである。▲試験の結果,線スペクトルについては,特に劣化を認めなかった。現場設置作動試験においてはランプ不良2回,コネクタ不良2回が,発生したものの,検出器の長期安定性には,問題のないことが判明した。▲
関 昭雄; 小泉 勝三
PNC TN841 84-12, 38 Pages, 1984/02
昭和53年から昭和56年にかけて,名古屋大学工学部原子核工学教室,放射線安全工学研究室に▲「施設内空気中放射性エアロゾルの挙動についての研究」を委託した。この委託研究の成果の1つとして,放射性粒子を画像として識別する線イメージング装置が開発された。▲本報告は,この線イメージング装置を実用化に向けて改良し,そのカメラの基本特性について調べ,装置の取扱い者が装置の原理,特性を理解し,得られた画像を正しく評価し,日常の放射線管理に有効に活用できるようにまとめたものである。
