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小杉山 真一; 武井 正信; 滝塚 貴和; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.532 - 545, 2003/12
GTHTR300の発電系設備に対して既に提案されている保守・点検方針に基づき、点検方法・手順の検討を行った。定期的に開放点検あるいは分解点検を行うこととしたガスタービン,圧縮機及び発電機は1次系圧力バウンダリである動力変換容器内に設置されている点,原子炉冷却材ヘリウムガス環境で使用されるため有意なFP沈着が想定される点で既存の発電プラントにおけるタービンと比べて特徴的であり、従来とは異なる点検方法が必要と考えられる。線量率評価の結果、ガスタービン及び圧縮機廻りの線量率が点検時に有意な被ばく影響を与え得る程度であることを確認した。したがって、開放点検は専用の点検エリアで一定期間の保管冷却後に行うこととした。動力変換容器からの取出し手順は、発電機収納部を切離した後にガスタービン-圧縮機一体のアセンブリとして容器内から引出し、天井クレーンで点検エリアに運ぶこととした。さらに、点検期間短縮の観点から、ガスタービン-圧縮機は予備アセンブリで入替える運用とした。ここで提案した方法・手順により設備利用率90%以上確保に見通しが得られた。なお、被ばく低減対策が今後の重要な検討課題であることを併せて確認した。
-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay -ray transport calculation with variance reduction method佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11
被引用回数：27 パーセンタイル：84.91(Nuclear Science & Technology)核融合炉ダクト周囲の停止後線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発線スペクトルを崩壊線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊線輸送計算を行い、崩壊線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。
研究炉部
JAERI-Conf 2000-017, 358 Pages, 2000/10
JAERI-Conf-2000-017.pdf:32.38MB
研究炉利用ワークショップは、1999年3月に東京で開催された第10回アジア地域原子力協力国際会議での合意に基づいて、科学技術庁からの受託調査として11月25日から12月2日まで、日本原子力研究所東海研究所及び水戸プラザホテルで開催されたものである。11月25日から3日間、中性子小角散乱実験に関するサブワークショップを開催し、引き続き11月29日からの4日間、中性子散乱、ラジオアイソトープ製造及び研究炉の運転・保守分野の3テーマに関するワークショップを開催した。ワークショップには、オーストラリア、中国、インドネシア、韓国、マレーシア、フィリピン、タイ、ベトナム及び日本の9ヵ国から、約70名が参加した。
研究炉部
JAERI-Conf 98-015, 480 Pages, 1998/10
研究炉利用ワークショップは、1997年3月に東京で開催された第8回アジア地域原子力協力国際会議での合意に基づいて、科学技術庁からの受託調査として11月6日から13日まで、インドネシアのバンドン市で開催されたものである。11月6日からの3日間、インドネシア原子力庁・原子力技術研究センターにおいて、ラジオアイソトープ製造の公開実験に関するサブワークショップを開催し、引き続き11月10日から4日間、中性子散乱、ラジオアイソトープ製造及び研究炉の運転・保守(安全確保)の3テーマに関するワークショップを開催した。ワークショップには、中国、インドネシア、韓国、マレーシア、フィリピン、タイ、ベトナム及び日本の8か国から、約100名が参加した。
沢 和弘; 村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策
JAERI-M 91-198, 58 Pages, 1991/11
高温工学試験研究炉(HTTR)では、主に被覆層が破損した燃料粒子から核分裂生成物(FP)が放出され、1次冷却材とともに1次冷却系を移行する。一方、1次冷却材としてヘリウムガスを用いており、冷却材自身の放射化、腐食生成物の発生がほとんど無い。そのため、FPからのガンマ線が遮蔽設計上考慮すべき主要な線源となる。HTTRの遮蔽設計においては、FP線源を2種類に分類している。一つは永久構造物である遮蔽体の設計に用いるため、十分な保守性を有するように評価を行ったもので、もう一つは保修計画立案のためにより現実的な考え方で評価を行ったものである。HTTRの1次冷却系内のガンマ線源を評価するために、FP放出割合、1次冷却材中濃度、系統内沈着分布の計算を行った。本報告書は、HTTRの遮蔽設計におけるFP線源評価方法及び結果を述べたものである。
