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神藤 勝啓; 大越 清紀; 柴田 崇統*; 南茂 今朝雄*; 川井 勲*; 池上 清*; 上野 彰
Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.928 - 931, 2023/11
2014年秋よりJ-PARCで運用を開始した高周波駆動型大強度負水素イオン源の2022年秋から2023年夏までの運転状況について報告する。J-PARCでは、リニアックで50mAの負水素イオンビームを引き出すために、イオン源よりビームエネルギー50keVでビーム電流60mAのビームを生成・引き出している。これまで、J-PARCでは2022年夏までの運転で4001時間のイオン源連続運転を達成した。また、2022年秋より運転を再開した後、イオン源は年末年始や年度末の運転休止期間などを挟んで、2023年6月まで途中で交換することなく、1台のイオン源で運転を継続した。本発表では、J-PARC負水素イオン源の運転状況を報告する。また、イオン源グループで試験を進めている高周波プラズマ生成用のJ-PARC製内部アンテナの状況についても併せて報告する。
-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident斎藤 公明; 谷畑 勇夫*; 藤原 守; 齊藤 敬*; 下浦 享*; 大塚 孝治*; 恩田 裕一*; 星 正治*; 池内 嘉宏*; 高橋 史明; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.308 - 319, 2015/01
被引用回数：224 パーセンタイル：98.8(Environmental Sciences)The soil deposition density maps of -ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident were constructed on the basis of the results from large-scale soil sampling. The 10,915 soil samples were collected at 2,168 locations. -rays emitted from the samples were measured by Ge detectors and analyzed using a reliable unified method. The determined radioactivity was corrected to that as of June 14, 2011 by taking into account the intrinsic decay constant of each nuclide. Finally the maps were created for 
Cs, 
Cs, 
I, 
Te and 
Ag. The radioactivity ratio of Cs to Cs was almost constant as 0.91 irrelevant to the soil sampling location. Effective doses for 50 years after the accident were evaluated for external and inhalation exposures due to the observed radioactive nuclides. The radiation doses from radioactive cesium were found to be much higher than those from other radioactive nuclides.
西田 恭輔; 檜山 久夫; 柴田 里見; 岩崎 省悟; 伊波 慎一
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.294 - 297, 2009/08
再処理施設の負荷の中には、使用済核燃料物質を処理する施設の特質として、放射線管理上重要な臨界モニタや放射線管理機器等、給電の中断が許されないものがあり、これらの機器は無停電電源装置を介して給電を行っている。本報告では、重要設備である無停電電源装置の機能を維持するために実施している定期的な点検,部品交換,装置更新等の状況について述べる。
村松 靖之; 大河原 正美; 鈴木 寿之; 柴田 功; 更田 豊志
JAEA-Technology 2007-028, 47 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-028.pdf:4.76MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、燃料等安全高度化対策の一環として、高燃焼度酸化ウラン燃料及びプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料(MOX燃料)を用いた照射実験を行う。この照射実験を行う際に照射カプセルの移動及び炉心への装荷にカプセル装荷装置を使用するが、既存の装荷装置では高燃焼MOXには対応できないため、中性子遮へい能力を強化し、さらに新型の高圧水カプセルにも対応したカプセル装荷装置B型を設計・製作した。
村尾 裕之; 村松 靖之; 大河原 正美; 柴田 功
JAEA-Technology 2006-062, 32 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2006-062.pdf:1.81MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の炉内実験は実験燃料を専用の照射カプセルに封入し、炉心へ挿入して行われる。NSRRではこれまでに17種類の大気圧水カプセルを製作しており、そのうちX-IV型大気圧水カプセルは設計及び工事の方法の認可を6回取得し、平成18年6月に第7回目の設工認申請を行った。第7回目の申請に際しては設計の強度評価に用いる規格を通商産業省告示501号の廃止に伴い、日本機械学会発電用原子力設備規格、設計・建設規格(JSME S NC1-2005)に変更した。JSME S NC1-2005では、新たに「負荷荷重」の状態を示す供用状態が導入されており、今回の申請書では許容応力強さを供用状態に応じて算出した。また、JSME S NC1-2005では、クラス1支持構造物に対して、組合せ応力に関する評価を求めていることから、今回の申請書で同評価を追加し許容応力を超えないことを確認した。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 柴田 恵一; 和田 政行*; 村田 勲*
IAEA-CN-116/FT/P1-22 (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
JENDL-3.3は最新の実験データをもとに評価した337核種の中性子断面積であり、核融合炉の核設計で重要な非等方中性子輸送で重要となる2重微分断面積の充実,同位体ごとの断面積,共分散データの充実を特徴としている。本報告では、鉄,バナジウム,タングステン等の核融合関連の核種の核データの精度検証を目的として、それらの核種の積分実験を実施し、その結果に対し、JENDL-3.3とその旧版であるJENDL-3.2及びIAEAの核融合核データライブラリFENDL-2を用いてベンチマーク解析を実施した。実験は原研東海研究所の加速器ベースの14MeV中性子発生装置である核融合中性子源FNSにおいて実施した。14MeV中性子発生用トリチウムターゲットの前方に核融合関連材料からなる平板体系を設置して、14MeV中性子を体系に入射し、体系内及び体系外において中性子及び2次線のエネルギースペクトルを測定した。試験体系としては、単一元素材料として、鉄,銅,バナジウム,タングステン,複合元素材料としてSS316L, LiAlO
, SiCを使用した。積分ベンチマーク実験の結果、JENDL-3.3は旧版であるJENDL-3.2及びFENDL-2.0に比べて、精度が改善しており、核融合炉の核設計に対し十分な精度を有していることを確認した。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
青木 賢二; 檜山 久夫; 柴田 里見; 岩崎 省悟; 伊波 慎一
no journal, ,
東海再処理施設には、管理区域を有する複数の施設があり、各施設への給電は、放射性物質の管理の観点から、停電を考慮した連続的な給電システムが必要である。また、給電異常時には、速やかな処置と復旧のための情報収集が必要である。本報告では、給電監視場所の一元化及び給電異常個所を把握するための情報収集の迅速化を目的とした集中監視システムについて述べる。
寺田 敦彦; 島川 聡司; 柴田 大受; 塩沢 周策*; 皆月 功
no journal, ,
三菱重工と原子力エネルギー基盤連携センターに高温ガス炉要素技術開発特別チームを設置して、電気出力50MWのブロック型小型高温ガス炉(MHR-50)の設計に取り組んでいる。ブロック型高温ガス炉の炉心の課題の一つに、運転コスト低減につながる炉心燃料交換のための期間削減がある。この課題を解決する炉心の長寿命化を目指し、燃料体発熱密度や燃料コンパクトのウラン/黒鉛の配合比等をパラメータにして検討し、燃料体10段積みカラム(平均発熱密度3W/cc)を42カラム設置した炉心構成にすることにより約10年にわたり燃料を交換することなく運転が可能なことを明らかにした。
