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高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と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等が作成を行ったものである。
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。
佐々木 聡; 鈴木 惣十; 中野 純一; 高松 操; 的場 一洋*; 中野 誠*; 桶谷 浩一郎*; 夏目 智弘*
原子力eye, 57(2), p.66 - 75, 2011/02
平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「原子炉システムの設計及び建設」,「原子炉システムの運転及び保守」の問題と解答のポイントを解説した。
前田 茂貴; 関根 隆; 青山 卓史; 鈴木 惣十
Reactor Dosimetry State of the Art 2008, p.607 - 615, 2009/00
高速実験炉「常陽」は、高速中性子束を1.3倍に高め、照射スペースを2倍に拡大したMK-III炉心の本格運転を開始した。このMK-III炉心を有効に活用し、国内外の多様な照射ニーズに応えるべく、低速中性子スペクトル照射場の設置,照射温度の低温化,可動型の照射装置の導入及び中性子照射孔の設置等の照射機能のさらなる拡大を計画している。これらの設置に向けた実現性と照射条件を評価した。この結果、現状よりも幅広いニーズに対応可能な照射場が実現可能であることを確認し、一部については設置変更許可を取得した(平成19年5月)。この計画により、世界的にも貴重な高速中性子照射場である「常陽」の付加価値をさらに高めて、幅広く活用していく。
鈴木 惣十
技術士, 20(9), p.16 - 19, 2008/09
長期的なエネルギーセキュリティの確保,地球温暖化防止,最近の原油価格の暴騰等を受け、世界規模の原子力ルネッサンスが始まろうとしている。そして、その原子力ルネサンスの旗手として、高速増殖炉が再び注目を集めつつある。本稿では、高速増殖炉の実用化に向けた我が国の取り組みについて紹介する。
伊藤 和元; 鈴木 惣十
日本原子力学会誌ATOMO
, 50(1), p.44 - 49, 2008/01
日本原子力学会誌の連載講座「高速炉の変遷と現状」の第6回「日本の高速炉開発の歴史(I)」として、高速実験炉「常陽」に関して寄稿するものである。本稿では、日本最初のナトリウム冷却型高速炉である「常陽」の設計、建設、運転、高度化計画、技術開発について紹介するとともに、これからの「常陽」への期待と役割について述べる。
青山 卓史; 関根 隆; 前田 茂貴; 吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 竹田 敏一*
Nuclear Engineering and Design, 237(4), p.353 - 368, 2007/02
被引用回数：17 パーセンタイル：72.04(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」は、照射能力向上のため、MK-III炉心への改造を行った。MK-III炉心では、二領域炉心を採用して出力を平坦化し、制御棒配置を変更した。また、原子炉熱出力が1.4倍に増加したことに伴い、冷却系の改造を行って除熱能力を向上させた。MK-III性能試験では、低出力状態で炉心核特性確認のための臨界近接,過剰反応度測定,制御棒校正,等温温度係数測定を実施した。そして、段階的に原子炉熱出力を増加させながら核計装応答,ヒートバランスを確認し、定格の140MWt出力を達成した後、燃焼係数を測定した。本論文は、これらのMK-III性能試験結果のうち、炉心核特性に関する測定・解析評価結果をまとめたものである。
青山 卓史; 関根 隆; 仲井 悟; 鈴木 惣十
Proceedings of 15th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/10
高速実験炉「常陽」は、日本の自主技術によりナトリウム冷却高速炉の設計・建設・運転を行い、技術的知見を後続炉に反映するとともに、高速中性子照射場として活用することを目的として建設された。「常陽」は1977年にMK-I炉心としての初臨界を達成して以降、運転保守技術経験を蓄積するとともに、1982年の照射用炉心(MK-II炉心)としての運転開始からは、高速中性子による照射試験を中心として高速炉技術開発に貢献してきた。さらに、2003年には、高速中性子束を約1.3倍,照射スペースを約2倍に拡大することにより、照射性能を約4倍に向上させたMK-III炉心での運転を開始した。さらに、低除染TRU燃料サイクル技術開発を目的としたMA含有MOX燃料や、金属燃料及び酸化物分散強化型フェライト鋼等の照射実績の少ない照射試験を効率的に実施するため、キャプセル型照射装置の開発等を進め、先進的な燃料及び材料の照射試験を着実に進めている。世界の高速炉が停止されていく中で、「常陽」はGNEP等の国際的な枠組みにおいても照射施設としての役割が期待されている。今後、「常陽」は、高速炉開発にとどまらず、広く原子力一般,学術分野等の研究開発にも貢献していく。
青山 卓史; 前田 茂貴; 前田 幸基; 鈴木 惣十
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.279 - 282, 2005/12
環境負荷低減の観点から、高速炉における長半減期核分裂生成物(Long-Lived Fiision Product, LLFP)の核変換技術が検討されている。本報告では、サイクル機構大洗工学センター高速実験炉「常陽」において、LLFP核変換の実現可能性を評価した結果を報告する。高効率な核変換特性を持った照射場を設置するために、反射体領域の反射体6体を中性子減速用の集合体に置き換え、その中心に試験用の集合体を配置する方法を検討した。中性子減速材としては、減速物質の代表としてベリリウム(Be)及び水素化物(ZrH1.65)を採用し、核変換効率に対する減速材充填率や炉心燃料及び遮へい集合体への影響を評価した。充填率を最適化した結果、試験用集合体の炉中心レベルにおける
Tcの核変換率はBe減速材で27.8%/year、ZrH
減速材で20.1%/yearとなった。この結果、十分な核変換率が得られる照射場の設置可能性を示し、今後の課題を摘出した。
青山 卓史; 前田 茂貴; 前田 幸基; 鈴木 惣十
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.279 - 282, 2005/12
環境負荷低減の観点から、高速炉における超半減期核分裂生成物(Long-Lived Fission Product, LLFP)の核変換技術が検討されている。本報告では、高速実験炉「常陽」において、LLFP核変換の実現可能性を評価した結果を報告する。高効率な核変換特性を持った照射版を設置するために、反射体領域の反射体6体を中性子減速用の集合体に置き換え、その中心に試験用の集合体を配置する方法を検討した。中性子減速材としては、減速物質の代表としてベリリウム(Be)及び水素化物(ZrH)を採用し、核変換効率に対する減速材充填率や炉心燃料及び遮へい集合体への影響を評価した。充填率を最適化した結果、試験用集合体の炉中心レベルにおけるTcの核変換率はBe減速材で27.8%/年、ZrH減速材で20.1%/年となった。この結果、十分な核変換率が得られる照射場の設置可能性を示し、今後の課題を摘出した。
鈴木 惣十
日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (31), p.3 - 6, 2005/10
「常陽」では、これまで高速炉サイクルの実用化を目指した研究開発のための各種照射試験を遂行し、その成果を二千件を超える技術資料にまとめるとともに、FBR原型炉「もんじゅ」を始めとする後続炉開発に反映してきた。MK-III計画で高度化した「常陽」では、FBR実用化に向けた技術開発に欠くことのできない照射試験施設として、経済性向上、環境負荷低減、安全性向上等のための多種多様な照射試験を引き続き実施していく。また、高速中性子照射場は国際的にも貴重であることから、大学や海外の研究開発機関からの期待に応えて外部利用の拡大を進め、基礎基盤研究、国際協力による研究開発の効率的推進等へ貢献することとしている。
久保 稔; 伊東 秀明; 大戸 敏弘; 鈴木 惣十
FNCA 原子力安全文化ワークショップ, 0 Pages, 2004/00
2004年2月に、韓国の大田(テジョン)においてForum of Nuclear Cooperation in Asia(FNCA)の原子力安全文化ワークショップが開催される予定である。この会議に、「常陽」に関する原子力安全文化の観点からのセルフアセスメントレポートを提出する。
原 広; 永田 敬; 青山 卓史; 鈴木 惣十; 永田 敬
Proceedings of 14th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-14), 0 Pages, 2004/00
21世紀のFBR実用化のための照射試験炉として「常陽」を新生させる高度化計画(MK-III計画)により、MK-II炉心に比べて高速中性子束を1.3倍に増加させ、これに伴って1.4倍に増加した原子炉熱出力に対応するよう炉心・冷却系を改造した。また、燃料取扱設備・機器の遠隔自動化と集中制御化に伴う燃料交換手順の合理化や定期検査期間の短縮等による稼働率の向上とともに、多種多様な照射ニーズに応えられるよう照射技術及び照射条件評価法の高精度化を図った。今後、「常陽」MK-III炉心をFBRサイクルの実用化に不可欠な燃料・材料照射及び要素技術の実証の場として活用し、2015年頃まで主として、FBRサイクルの経済性向上、環境負荷低減、安全性向上等の技術に関する研究開発を進めていく。これらの成果は、FBRサイクルの実用化技術開発はもとより、もんじゅ炉心・燃料の高性能化にも反映していく。
前田 幸基; 小澤 健二; 仲井 悟; 鈴木 惣十
原子力eye, 49(8), 1 Pages, 2003/07
高速実験炉「常陽」のこれまでの設計、運転経験や商社試験を総括するとともに、最新のMK-IIIの臨界・性能試験の結果、今後の照射し検討の将来計画について、3回のシリーズ記事にて紹介する。本稿はシリーズの第1回目で、日本で初めて建設した高速実験炉「常陽」について、その位置付け、設計、建設、運転について、MK-I及びMK-IIの運転経験により原子力(FBR)基盤技術の底上げに貢献してきた実績を総括して報告する。
吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 原 広
Russian Forum for Sci. and Tech. FAST NEUTRON REAC, 0 Pages, 2003/00
「常陽」では、MK-I、MK-II炉心の運転を通じ、種々の照射試験を行うとともに、運転保守、炉心燃料管理などに関する知見を蓄積し、現在さらに「常陽」の照射性能を向上させるMK-III計画を進めている。MK-III炉心では、FBRサイクル実用化研究のための照射試験などを実施していく計画である。
住野 公造; 市毛 聡; 深見 明宏*; 前田 幸基; 鈴木 惣十
PNC TN9430 98-008, 40 Pages, 1998/09
光ファイバ温度計(ラマン散乱型温度分布センサー)は、光ファイバに入射したレーザー光の後方散乱光のうち、2つのラマン散乱光の強度比が散乱点の温度に依存する性質を利用したもので、長距離に亘る温度分布を迅速かつ簡便に精度よく測定することができるシステムである。本技術の高速炉プラントの1次系機器・配管への適用性を評価するために、高速実験炉「常陽」1次主冷却系配管の外管の外装板表面に約100mの光ファイバを50mmピッチで螺旋状に巻き付け、100MW第3032サイクルの定格運転3サイクルに亘り温度分布測定試験を実施した。また、この試験で見られた周期性を持った温度分布の原因を検討するため、主に施工状況による温度測定への影響に着目し、2次主冷却系配管を用いた補助試験を実施した。この結果、以下の成果を得た。(1)高速炉実機の放射線環境下における最大積算照射線量3
10の7乗Rまでの光ファイバ温度計の使用実績を得るとともにその間の温度データを取得した。(2)
線照射による伝送損失が積算照射線量に対し一定となる特性を有する等、放射線環境下での光ファイバの特性を明らかにした。(3)複数の校正用熱電対の測定データを用いた伝送損失補正法が適用できることを確認し、光ファイバ温度計により高速炉1次主冷却系配管の外管の外装板表面の温度分布を
3
Cの精度で測定できることを実証した。(4)光ファイバや保温材の施工条件が、温度測定に与える影響の程度を把握した。
鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 長崎 英明*; 鈴木 惣十
PNC TN9410 98-034, 31 Pages, 1998/03
「常陽」では使用済燃料集合体の崩壊熱をオンサイトで非破壊のまま測定できる装置を開発し、これを用いて「常陽」MK-II燃料集合体の崩壊熱の実測データを蓄積してきた。これまでは、原子炉容器内の炉内貯蔵ラックで約70日以上冷却した燃料集合体のデータを取得してきたが、今回、データの拡充の観点から、炉内貯蔵ラックで冷却せずに取り出した燃料集合体を用いて冷却期間の短い崩壊熱データを取得した。本研究では、燃焼度が約60GWd/t(集合体平均)の2体のMK-II燃料集合体について、冷却期間が最短で24日の崩壊熱を測定し、ライブラリをJENDL-3.2ベースの高速炉用ライブラリに入れ替えたORIGEN2コードによる計算値との比較を行った。得られた主な結果は以下のとおりである。(1)原子炉停止から24日後の崩壊熱は、約1.250.03kWであった。(2)ORIGEN2コードによる崩壊熱計算値と測定値の比(C/E)は約0.9であり、C/Eには冷却期間依存性が見られた。(3)照射開始時に1%程度含まれる
Pu, 
Amの崩壊熱への寄与分は、冷却期間24160日で719%に達することがわかった。
前田 幸基; 鈴木 惣十; 原 広
ENC′98, p.21 - 30, 1998/00
高速実験炉「常陽」は,1977年に増殖炉心で初臨界を達成した後,1982年に照射用炉心への改造が実施され,1983年に原子炉出力100MWtを達成した。現在までに32サイクルの100MWtでの定格運転を終了し,原型炉「もんじゅ」や将来炉のための多くの照射試験が実施されてきた。1995年12月に発生した「もんじゅ」Na漏洩事故を受け,「常陽」は第11回定期検査中であったため直ちにNa漏洩に係る点検を実施した。その後,科学技術庁による事故原因及び事故に関する指摘事項が示された。「常陽」では指摘事項を踏まえたNa漏洩対策の強化を図り,1997年3月に運転を再開することが出来た。FBRの実用化に向けた照射試験や各種の材料試験のための照射場として「常陽」に期待されている役割は大きく,このようなニーズに応えるためMK-III計画が進められている。MK-III計画では炉心の変更により高中性子束を得ると伴に,熱出力が100MWtに増
吉田 昌宏; 鈴木 俊宏; 鈴木 惣十; 菅谷 和司*
動燃技報, (103), 21 Pages, 1997/09
高速実験炉「常陽」では、炉心へ流入する1次冷却材ナトリウムの流量変化に伴う反応度変化が観測されている。このメカニズムの検討の一環として、有限要素法により炉心支持構造の変形を解析してそれに起因する反応度を求めて測定で得られている反応度と比較した。冷却材流量を0から100%に変化させると炉心支持板は全体的に0.3から0.4mm上方に変位し、炉容器上部の回転プラグに支持されている制御棒は相対的にこの量だけ炉心に挿入される。この時に投入される反応度は約0.01%
K/KK'で、これは「常陽」の流量変化時に実際に観測される反応度の2050%である。本研究の結果、「常陽」の炉心支持板変位にはリブが設けられているため流体圧力による変位量が小さいこと、またその結果として投入される反応度の流入反応度係数に占める割合も小さいことが明らかとなった。
青山 卓史; 鈴木 惣十
放射線, 23(3), p.17 - 41, 1997/07
本資料は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および放射線計測を中心とした計測技術について記述した標記公開資料(PNC TN9420 96-058)の内容を、応用物理学会放射線分科会誌「放射線」VOL.23-3の特集記事"原子力研究における放射線計測技術"の一部として、2.原子炉施設の放射線計測-高速実験炉での応用-と題して投稿するものである。記述内容は、「常陽」の核計装設備、原子炉ドシメトリー、破損燃料検出技術を概説し、さらに、新放射線計測技術であるプラスチック・シンチレーション光ファイバを用いた放射性腐食生成物の挙動測定法について紹介する。
