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中込 良廣*; 清水 堅一
核物質管理センターニュース, 34(2), p.14 - 19, 2005/02
2004年の研究試験炉低濃縮化(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)国際会議は、オーストリアのウィーン(IAEA)で11月7日-12日に開催された。原研と京都大学は、ほぼ毎年開催されているこのRERTRに「我が国の研究試験炉燃料の低濃縮化計画の現状」のタイトルで交互に発表を行ってきた。第26回を迎えた本国際会合に、筆者は京都大学の中込教授と出席し、上記論文を発表した。今回、核物質管理センターからの依頼で、RERTR参加報告とともに日本の研究試験炉低濃縮化のこれまでの経緯,米国が現在進めてる研究試験炉使用済燃料の米国での受け入れ政策との関連等について報告する。
Solomon, H. M.*; 小嶋 拓治
Nucleus, 33, p.16 - 20, 2005/00
ポリブチルブチラル(PVB)と酸感応色素であるマラカイトグリーン(LMG)との混合によるフィルムに基づく低線量用線量計の開発を行った。フィルム線量計の感度を向上するために、抱水クロラール(RX)を添加した。LMGをPVB1gに対して9.07
10
モルとし、異なるRX:LMG比の試料を検討した。その結果、単位厚さあたりの吸光度(波長628nm)は、線量及びRX濃度とともに直線的に増加した。RXのLMGに対して10倍以上の場合では、PVB-LMG線量計システムは、
Co 
-線に対して1-100Gyの測定範囲を持つことが明らかとなった。
千原 順三*; 山極 満
Progress of Theoretical Physics, 111(3), p.339 - 359, 2004/03
被引用回数：5 パーセンタイル：36.86(Physics, Multidisciplinary)密度汎関数理論は外部ポテンシャルの下での相互作用系の特性を、対応する非相互作用系と関連付けることにより計算する簡便な手法を提供する。ここでは、この非相互作用系の幾つかの関係式を見いだし、中性の電子-原子核混合系に対する熱力学関係式を、非相互作用系の諸量及び交換相関効果を用いて記述する。これにより、原子核に及ぼされる力の定理が容易に証明される。
Shao, C.*; 古澤 佳也*; 小林 泰彦; 舟山 知夫; 和田 成一
FASEB Journal, 17(11), p.1422 - 1427, 2003/08
被引用回数：117 パーセンタイル：87.48(Biochemistry & Molecular Biology)バイスタンダー効果の仲介役として、可溶性物質の活性酸素種(ROS)や形質転換成長因子b1 (TGF-b1)が被照射細胞から放出されることが報告されており、ごく最近ではわれわれが被照射細胞から放出された一酸化窒素誘導体(NO)が非照射細胞の微小核形成に関与することを発見した。他方、細胞間隙信号伝達(GJIC)が放射線誘発バイスタンダー効果の重要な役割を担っている証拠も多く見つかっている。このような二つの経路;間接的及び直接的なバイスタンダー効果が示されているが、どちらが主要な役割を果たしているかなど詳しいことはほとんどわかっていない。この研究では現在主役を担うと考えられているGJICと、明らかにバイスタンダー効果に影響を及ぼすROSについて、GJICを阻害するPMAとROS補足剤のDMSOを用いて調べた。
田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男
JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB
JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。
小向 文作; 那珂 通裕; 田畑 俊夫; 長尾 美春; 武田 卓士*; 藤木 和男
JAERI-Tech 2002-067, 75 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-067.pdf:3.41MB
JMTRでは、燃料の燃焼度を増加させてより有効に利用することによって運転日数を大幅に増加させる検討を行った結果、従来のLEU炉心に対して標準燃料要素を新たに2体追加して燃料要素29体で構成された改良LEU炉心を考案した。本炉心の核特性をSRACコードシステムを用いて解析した結果、LEU炉心と比べて運転サイクル開始時の過剰反応度が若干大きくなるなどの違いはあるものの、JMTRの安全設計における核特性の設計方針を満足することを確認した。また、本炉心では1サイクル当たり最長32日までの運転が可能であり、燃料要素平均の燃焼度を最高約54%まで増加できることから、従来の4サイクル分の燃料要素消費数で年間180日以上の運転が可能なことがわかった。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
仁井田 浩二*; 明午 伸一郎; 高田 弘; 池田 裕二郎
JAERI-Data/Code 2001-007, 128 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-007.pdf:5.07MB
NMTC/JAERI97コードの改良版として、高エネルギー粒子輸送コードNMTC/JAMを開発した。NMTC/JAMは、核内カスケードモデルとして、高エネルギー核反応コードJAMを導入することにより、その適用エネルギー範囲を原理的には、核子,中間子に対して200GeVまで引き上げた。また、蒸発、核分裂過程に対してGEMモデルを導入することにより、励起した残留核からの軽核生成の記述が可能になった。適用エネルギーの拡張に伴い、核子-原子核の非弾性散乱断面積,弾性散乱断面積,弾性散乱断面積の核分布のデータを新しい系統式を用いて更新した。さらに、ビーム輸送計算に必要な磁場中の粒子輸送を計算できるようにした。また、幾つかのタリー機能が追加され、データの入出力については、ユーザーの利便性を高めるために大きく改良された。このような新しい物理モデルとユーティリティーが導入されたことより、NMTC/JAMは複雑な体系の大きなターゲットシステムのニュートロニクス計算に対して、以前よりも信頼性の高い結果を与えることができるようになった。この報告は、NMTC/JAMコードのユーザーマニュアルである。
内藤 香; 小川 壮*; 長部 猛*
Proceedings of 42nd INMM Annual Meeting, 12 Pages, 2001/00
我が国のIAEA保障措置強化合理化の取組みの一環として行ってきている統合保障措置の確立に向けた諸施策についてその経緯・現状,将来への課題について概説する。
大坪 隆*; 大矢 進*; 後藤 淳*; 出淵 善智*; 武藤 豪*; 長 明彦; 小泉 光生; 関根 俊明
JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.206 - 207, 1999/10
偏極した不安定核はそれ自身の電磁気モーメントの決定のみならず、物質中の不純物効果の研究等に有用である。本研究では、微小角度で入射した不安定核のイオンが表面との相互作用により偏極させ、核磁気共鳴法により偏極度を求める方法を試みている。TIARAオンライン同位体分離器で
Ar+Mo反応で生成する
Cs(半減期31秒)の偏極をこれまで行ってきたが、より大きな偏極度を得るべく今回は
C+C反応で生成する
Na(22秒)について試みた。得られた偏極度は(0.32
0.23)%に止まり、Csの偏極度(0.230.13)%より大きな値は得られなかった。原因は検討中である。
那珂 通裕; 長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫
Proceedings of 7th Meeting of the International Group on Research Reactors (IGORR-7) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/10
現在、JMTRはLEUとMEU燃料を使用した炉心により、年間4~5サイクル、1サイクル当たり約25日間の運転を行っているが、来年からはLEU燃料のみの炉心による運転が予定されている。また最近、年間の運転日数の増加による高フルエンス照射の要望が高まっている。そこでLEU燃料の燃焼度向上による運転日数の増加を図れる炉心構成について検討し、核・熱水力学的解析を行った。その結果、標準燃料数を現在の22本から24本に増加し、現在の2サイクル使用(燃料フォロワは1サイクル使用)から、3サイクル(燃料フォロワは2サイクル使用)とする8-8-8炉心により、年間180日の運転が可能であること、50%を越える燃料平均燃焼度が達成できることが示された。この変更による照射場の中性子フラックスはほとんど変わらず、また、安全評価上の基準も十分満たせる見通しを得た。したがって、本炉心構成によって今後のJMTRの照射効率と燃料経済性の向上が可能であることがわかった。
渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右
JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08
研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cmに決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。
久米 民和; 松橋 信平; 伊藤 均; 橋本 昭司; 石垣 功*; M.R.Awang*; M.Lebaijuri*; Z.Othman*; F.Ali*; W.B.W.Husain*; et al.
JAERI-Research 98-013, 206 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-013.pdf:9.52MB
放射線加工処理分野における原研とマレーシア原子力研究所(MINT)における二国間研究協力が1987年12月に調印され、「オイルパーム廃棄物の有効利用」に関する研究が10年間実施された。1987年~1992年の第1期では、(1)汚染微生物の放射線殺菌、(2)照射した廃棄物の物理化学的性質、(3)有用菌の選択と発酵条件、(4)発酵産物の栄養価、(5)経済性評価について検討し、放射線殺菌とキノコ菌による発酵処理が有効であることを明らかにした。第2期(1992~1997年)には、(1)パイロットプラントにおける飼料生産のフィジビリティ・スタディ及び、(2)生物活性物質の生産について検討し、本プロセス実用化のための基礎的知見を得た。本報告書は、オイルパーム廃棄物である空果房の放射線殺菌とキノコ菌による発酵処理を用いた飼料化プロセス実用化のための研究成果をまとめたものである。
高田 弘; 義澤 宣明*; 小迫 和明*; 石橋 健二*
JAERI-Data/Code 98-005, 101 Pages, 1998/02
JAERI-Data-Code-98-005.pdf:3.57MB
これまでに用いてきた高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIについて、物理モデルに新しい計算オプションを追加する改良、核子・原子核断面積の更新、多重配列システムによる結合型幾可形状記述方式及びインポータンスサンプリング手法を新規に導入する改良を加えて、NMTC/JAERI97を完成させた。新しいコードにはタリー機能も導入したため、モンテカルロ計算のヒストリーファイルを計算終了後に改めて編集することなく中性子エネルギースペクトル、発熱量及び核種生成率等の物理量を求めることができる。また、本コードはUNIX上で実行できるようにチューニングされている。本レポートでは、NMTC/JAERI97の機能、物理モデル及び幾可形状記述方式等の計算手法を解説し、コードの使用法についても説明する。
神永 雅紀; 山本 和喜
JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司
Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00
被引用回数：26 パーセンタイル：87.50(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950
Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋
JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。
