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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 8; Safety margin of spent fuel in large LOCA event by the simple assessment method

染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100$$^{circ}$$C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。

論文

The Influences of Pu and Zr on the melting temperatures of the UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ pseudo-ternary system

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 菅田 博正*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1247 - 1252, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.25(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の事故に対する廃炉計画の一環として、損傷炉心からのデブリの取出しやその後の保管の検討が進められている。これらの検討にはデブリの熱特性や機械特性を評価し理論的な根拠に基づいた事故シナリオにおける燃料の溶融過程の予測が必要である。本研究では模擬デブリ試料としてU, Pu, Zrの混合酸化物を作製し、燃料の溶融過程を検討する上で重要な熱特性の一つである融点についてサーマルアレスト法によって測定した。得られた結果から模擬デブリ試料の融点に対するPu及びZrの影響について評価した。

論文

The IRAC code system to calculate activation and transmutation in the TIARA Facility

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 細野 雅一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.840 - 844, 2000/03

IRACコードシステムを、TIARA施設での各種放射線環境で生成する放射性核種と放射能を計算できるように改訂した。本コードシステムは、150MeV以下の中性子、陽子、重陽子及び$$^{4}$$He, 500MeV以下の$$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{20}$$Ne及び$$^{40}$$Arを入射粒子として、3次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。システムには、放射化断面積、崩壊・光子放出データ及び原子質量等の物理データファイルが用意されている。入力データは、入射粒子、ターゲット、照射・冷却時間、及び計算・出力条件である。$$^{20}$$NeイオンをCoターゲットに入射させた場合に生成する放射能の計算値と測定値の比較を行った。

報告書

IRACM: イオン及び中性子による生成放射能計算コードシステム

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

JAERI-Data/Code 97-019, 91 Pages, 1997/05

JAERI-Data-Code-97-019.pdf:2.58MB

加速器施設では、加速イオン及び二次中性子により加速構成機器及び試料中に放射能が生成されることから、放射線被曝、放射性同位元素及び放射性廃棄物の低減のために、これらの生成放射能の評価が重要である。このため、加速器施設の放射線場で生成される核種、放射能を計算するコードシステムIRACMを開発した。本コードシステムは入射粒子として、中性子、陽子、重陽子、$$alpha$$$$^{12}$$C、$$^{14}$$N、$$^{16}$$O、$$^{20}$$Ne、$$^{40}$$Arを考慮した任意の1次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。本システムは、計算プログラム、及び放射化断面積、崩壊・ガンマ線データライブラリで構成されており、FACOM-M780大型計算機及びDECワークステーションで実行可能である。

論文

加速器利用施設における放射線防護対策

田中 隆一; 四本 圭一; 渡辺 博正

Radioisotopes, 45(3), p.213 - 220, 1996/03

荷電粒子放射線を発生するための粒子加速器の台数は近年急速に増加し、約1千台の加速器が医療、工業及び研究用として利用されている。本稿では、主に設備や機器の面から、電子加速器及びイオン加速器施設で実施れている放射線安全対策について述べる。特に工業プロセス用の電子線照射施設及び高エネルギーのイオンビーム照射を目的とした多目的研究施設を代表例としてとりあげ、放射線防護の考え方及び設備・機器の現状を紹介する。

論文

イオンビームによる放射線高度利用研究,III.1; TIARA施設ーその利用

渡辺 博正

原子力工業, 40(2), p.12 - 15, 1994/00

特集「イオンビームによる放射線高度利用研究」-TIARAにおける研究利用の現状と成果を中心に-のうち、イオン照射研究施設(TIARA)の利用について分担執筆する。建家を中心としたTIARAの概要、実験課題の募集、イオン照射研究施設利用委員会による審査等の施設利用のしくみ、および施設利用の現状について紹介する。

論文

A New radioisotope-production research facility utilizing ion beams from AVF cyclotron

関根 俊明; 出雲 三四六; 松岡 弘充; 小林 勝利; 重田 典子; 長 明彦; 小泉 光生; 本石 章司; 橋本 和幸; 初川 雄一; et al.

Proc. of the 5th Int. Workshop on Targetry and Target Chemistry, 0, p.347 - 352, 1994/00

高崎研イオン照射研究施設TIARAのAVFサイクロトロンのイオンビームを用いるラジオアイソトープ製造研究施設の設備と研究内容について発表する。施設は照射室、ホットラボ、測定室、化学実験室からなり、これらに照射装置、固体ターゲット搬送装置、化学分離セル、標識化合物合成セル、フード等を備えている。照射装置は一本のビームラインで固体・液体・気体の照射を可能にする点でユニークである。これらを用いてこれまでに$$^{139}$$Ce製造技術の開発、$$^{186}$$W(p,n)$$^{186}$$Re反応励起関数測定を行った。

論文

Development of IRAC code system to calculate induced radioactivity produced by ions and neutrons

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 横田 渉; 神谷 富裕; 渡辺 博正; 山野 直樹*; 白石 忠男; 畑 健太郎

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.965 - 971, 1994/00

イオン照射研究施設における作業者の被曝低減化および廃棄物管理等に有用な、イオンおよび中性子とターゲット核種との核反応、崩壊によって生成される放射性核種と放射能の計算コードシステムを開発した。コードシステムとして、ターゲットを1次元多重層体系とした汎用システムIRACと、3次元体系としたIRAC3Dシステムの2システムを作成した。ここでは、IRACコードシステムを構成している誘導放射能計算コード;放射化断面積、放射性核種の崩壊データおよびガンマ線放出データライブラリの機能の説明と計算例について報告する。

論文

Radiation monitoring system in cyclotron facility at TIARA

中村 義輝; 佐藤 一弘; 西村 浩一; 渡辺 博正; 岩谷 征男; 野々内 秀行*; 佐々木 喬*

Proc. of the 9th Symp. on Accelerator Science and Technology, p.434 - 436, 1993/00

イオン照射研究施設(TIARA)内のサイクロトロン棟では、中性子線、ガンマ線、ダストおよびガスなどを対象とした各種放射線モニター合計35チャンネルを配置して、総合的な放射線安全管理を行っている。これら放射線モニター装置についての検討結果およびそれらの構造内容を紹介するとともに、これまで約2年半におけるサイクロトロンの運転状態との関連データ等についても報告する。

論文

原研高崎研究所イオン照射研究施設における放射線安全対策

渡辺 博正; 田中 進; 穴沢 豊

保健物理, 26, p.395 - 404, 1991/00

高崎研究所では、今回、放射線利用研究の新たな展開を図り先端科学技術の発展に寄与することを目的に、イオンビームを用いた放射線高度利用計画を推進することになった。この計画に基づいて、1987年から、「イオン照射研究施設」の建設・整備が開始され、この第1期計画として、現在、当該建家の建設とAVFサイクロトロンおよび3MVタンデム静電加速器の据付けが完了し、調整運転を開始している。本稿は、「イオン照射研究施設」のうち、主としてAVFサイクロトロンおよび3MV静電加速器に係る施設の安全設計、放射線安全管理および廃棄物の管理などについてまとめたものである。

論文

Quick replacement technology using SMA driver for high load core elements of fusion reactor

西川 雅弘*; 河合 正道*; 橘 英三郎*; 後藤 誠一*; 戸田 三郎*; 岡本 真実*; 飯田 浩正; 星屋 泰二; 近藤 光昇*; 沢田 吉夫*; et al.

Fusion Technology 1988, p.1806 - 1810, 1989/00

形状記憶合金(SMA)継手を利用した要素迅速交換技術が、高出力密度小型核融合炉の概念設計において検討されている。SMA継手は継手温度を変えるだけで継手の装着・脱着をおこなうことが出来る。SMA駆動素子を用いたコンパクト大型ゲートバルブがあらたに考案された。この大型ゲートバルブを用いることにより、真空条件を破ることの無い、その場迅速交換、すなわち、初期のベーキングを除けば、各要素交換時の真空境界内ベーキングを不要とするvacuum-vacuum replacementが可能となる。本発表では、SMA駆動素子を利用したコンパクト大型ゲートバルブの設計詳細ならびに、設計と密接に関連するSMA駆動素子の基本挙動について報告する。

口頭

TTTSに対するFLPCのためのレーザー内視鏡の高機能化

岡 潔; 中村 哲也*; 植田 裕久*; 鳥谷 智晶*; 妻沼 孝司*; 長縄 明大*; 渡邊 慎介*; 石山 昭彦*; 山下 紘正*; 千葉 敏雄*

no journal, , 

双胎間輸血症候群(TTTS)に対し、われわれは胎盤付着部位にかかわらず、低侵襲で安全・確実な胎児鏡下胎盤吻合血管レーザー凝固術(FLPC)を可能とするため、胎児外科治療用レーザー内視鏡装置(複合型光ファイバスコープ)の開発を行っている。本件では、これまでに製作した複合型光ファイバスコープシステムに、(1)対象までの距離計測機能,(2)標的血管の血流計測機能を付加した。検証のため、豚を使用したin vivo実験を実施し、レーザー照射中に画像観察を行いながらリアルタイムに焼灼度を調節できることを確認した。また、焼灼した血管をマイクロスコープで観察し、レーザー焼灼により血管径が約1mmから0.28mm(1/3以下)に収縮し、血流が停止していることを確認した。併せて、5-20mmの範囲で腸間膜までの距離計測がリアルタイムに可能となることを確認し、血流の減少及び停滞の様子も定量的に把握できた。以上より、複合型光ファイバスコープシステムの応用により、(1)画像観察,(2)距離計測,(3)血流計測,(4)レーザー照射をシームレスに行えることを示した。

口頭

非円形断面小型トカマクの製作と調整運転

畠山 昭一*; 三浦 弘雅*; Yao, Z.*; 筒井 広明*; 飯尾 俊二*; 柴田 欣秀; 大野 哲靖*; 渡邊 清政*; 秋山 毅志*; 中村 一男*

no journal, , 

縦長断面トカマクは高ベータ化に有利であるものの垂直方向に不安定な配位である。特にディスラプション中には垂直移動現象(VDE)が発生し、熱負荷・電磁力により第一壁損傷の原因となる。我々は摂動磁場コイルによる垂直位置不安定性の改善を提案した。コイル電流は直流電流で構わず、能動的な制御を必要としない。本発表では、原理実証のために製作中の縦長断面な小型トカマク装置について報告する。製作にあたって工学的課題になるのが、トロイダル磁場コイルの電磁力である。コイルには働く力は、フープ力に由来する正味の向心力、垂直磁場による転倒力に分けられる。特に向心力は、本製作装置であっても、コイル1つにつき500kgf程度と非常に大きい。支持構造の設計のため、有限要素法解析による応力解析を行った。設計では、小型装置特有のパルス的な通電による撃力に耐えるため、安全率を8程度とした。巻線・支持構造一式を試作して、強度試験を行った。試験では電磁力を模擬するために、想定される電磁力の2倍である1000kgfのおもりをコイルに吊り下げた。これにより、静荷重においては十分な安全性が確認された。同時にひずみゲージによる応力測定も行い、変形は安全な弾性領域にあると確認できた。並行してコイル系の電源として、コンデンサバンク・フライホイール誘導発電機を整備した。模擬コイルへ通電試験を行い、トカマク運転で想定されるコイル電流の生成を実現できた。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,6; 安全対策の有効性評価に係る課題と評価手順

千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 貞松 秀明*; 岩田 豊*; 加治 芳行; 根本 義之

no journal, , 

重大事故解析手法の高度化のためには、国内外で実施・検討されている使用済燃料プールにおける燃料貯蔵の安全対策(BWRに関する既存シビアアクシデント解析コード、燃料配置、スプレイの設置等)の調査を実施し、これを整理することで課題を抽出し、評価手順を策定することが重要となる。本発表では、安全対策の有効性評価に係る課題と評価手順の検討結果を報告する。

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