第６回原子炉主任技術者筆記試験問題

１．原子炉理論

第1－1.次の文章の中の括弧をつけた部分について、正しいと思うものを1つ選び出し、それぞれの番号と符号を記せ。

　熱中性子により核分裂反応をおこすのは、①｛（a）U－234（b）U－235（c）U－238｝であり、その原子核1個の核分裂により発生する全エネルギーは、約②｛（a）180MeV（b）200MeV（c）220MeV｝である。これらのエネルギーは核分裂の際、（i）分裂破片の運動エネルギー、（ii）分裂中性子の運動エネルギー、（iii）その他β線、γ線、中性微子のエネルギーとして出てくるが、（i）は、全発生エネルギーの③｛（a）80％(b)85％（c）90％｝、（ii）は、④｛（a）2.5％（b）5.0％（c）7.5％｝、（iii）は、⑤｛（a）5％（b）10％（c）15％｝に当る。

第1－2.はだかの均質炉の定常状態についての初歩的理論の概要を簡潔に説明せよ。

第1－3.半径2m、3mおよび4mの球形原子炉からの中性子のもれの割合を2群理論により計算せよ。
　ただし、おのおのの場合に原子炉は臨界状態にあるものとし、熱中性子拡散距離およびフェルミ年令（または減速面積）は常にそれぞれ30cmおよび120cm2であると仮定すること。

第1－4.（１）全熱出力P（MW）の増殖炉において、核分裂性物質の全装荷量がA（g）、増殖比がBのとき、この原子炉の核分裂性物質の倍増時間（doubling　time）の概算値を求める式を導け。
　（２）また、この倍増時間を短くするにはどうすればよいか。簡単に述べよ。

第1－5.はだかの原子炉の平均熱中性子束と最高熱中性子束の比を、（１）球形、（２）直方体の場合について、それぞれ求めよ。ただし、外挿距離は無視するものとする。

２．原子炉の設計

第2－1.次の事項を簡単に説明せよ。

　（a）（放射能）冷却（cooling）

　（b）ブランケット（blanket）

　（c）反応度事故（reactivity accident）

　（d) 飽和沸騰（saturated boiling）

　（e）炉内試験ループ（in－pile loop）

第2－2.非均質形熱中性子動力炉の冷却材出口温度上昇（高温化）の方途について、簡単に論ぜよ。

第2－3.次の事実の理由を説明せよ。

（１）高速炉の冷却材には、液体金属が使用されている。

（２）重水減速形動力炉では、圧力管形が1つの有望な方向として開発されている。

第2－4.円形断面の非常に長い棒状発熱体（表面温度T1°K）を同心の円筒形冷却壁（内側表面温度T2°K）が空隙をへだてて囲んでいる。発熱体表面から失われる放射熱（ふく射熱）をあらわす式を求めよ。
　ただし、両者は何れも灰色体であり、放射率（ふく射率）εと吸収率αとはそれぞれの物体において等しいとし、冷却壁による反射は1回だけ考えればよい。

第2－5.容積が3,800m3の格納容器に圧力3kg/cm2の水蒸気と100m3の水とが充満し平衡状態にある。これが温度20℃の容器外空気に放熱するとき、圧力が1.5kg/cm2に降下するには何時間かかるか。
　ただし、容器内に空気は存在しないものとする。なお、格納容器構造の熱容量を無視し、その熱通過率（容器外空気への放熱係数）を5kcal/m2hdeg、容器の外側表面積を1,500m2とせよ。
　水蒸気の状熊値は、次のものを使うこと。



３．原子炉の運転制御

第3－1.次の事項を簡単に説明せよ。

（a）制御棒の相互干渉

（b）“2out of 3”

（c）danger coefficient

（d）decay heat

（e）非補償形電離箱

第3－2.原子炉の出力をきわめて低く保つことが望ましい場合、臨界点を正確に決定するために中性子源の引き抜きを行なうが、この際注意すべき点を述べよ。

第3－3.（１）原子炉に与える余剰反応度の大きさを決定する場合に考慮すべき主要な事項を列挙し、簡単に説明せよ。

（２）原子炉の出力校正において、熱出力を決定する方法を2つあげ、簡単に説明せよ。

第3－4.原子炉を1MWの一定出力で1週間運転した場合、運転停止後3日たったとき炉に内蔵されている核分裂生成物のγ線強度をMeV/secで求めよ。
　ただし、分裂後t日におけるγ線の放出率は1.33×t－1.2×10－6MeV/sec/fissionで表わされ、1Wの出力は3.1×1010fissions/secであるとして計算せよ。

第3－5.熱中性子炉の制御において、安定性に対する出力の影響を説明せよ。その主な原因を列挙し、簡単に説明すること。

４．原子炉燃料および原子炉材料

第4－1.（１）鉄の軽水による腐食について、主な化学変化を反応式で示せ。ただし、温度は200℃以下とする。

（２）この腐食の速度を支配する条件は何か。箇条書で答え、簡単に説明すること。

第4－2.原子炉内における軽水および重水に対する中性子および放射線照射の影響について記せ。回答は箇条書とし、要点を述べること。なお、作用機構を詳しく述べる必要はない。

第4－3.酸化ウラン（天然ウランまたは徴濃縮ウラン）を燃料とする重水減速形動力炉に使用できる冷却材、燃料被覆材の名とその得失とを一覧表にせよ。

第4－4.原子炉圧力容器用鋼材が、その耐用期間中におこす諸性質の変化を列挙し、それぞれの対策を述べよ。

第4－5.酸化ウラン、炭化ウラン、窒化ウランの3者について、核燃料として使用する場合の得失を項目別に表にして比較せよ。

５．放射線測定および放射線障害の防止

第5－1.エネルギー範囲が1～10MeV程度の速中性子のエネルギー・スペクトルを測定する方法3種を挙げ、それぞれの原理を簡単に説明せよ。

第5－2.速中性子が生体組織中を通過する際、生体組織にエネルギーを与える過程について述べ、かつγ線の場合と比較せよ。

第5－3.原子炉事故に際して大気中に放出された汚染物による災害規模の迅速な推測を可能にするため、平常時において調査しておくべき事項を列挙し、簡単に説明せよ。

第5－4.原子炉事故の場合、問題となる放射性核種として、I－131、Sr－89、Sr－90およびCs－137がとりあげられる理由を説明せよ。

第5－5.次の事項について、放射線の生物学的影響の見地から説明せよ。

（a）晩発効果（late effects）

（b）線量－効果関係（dose－effect relationship）

６．原子炉に関する法令

第6－1.原子炉の設置、運転等に関する規則に定める次の用語の定義を記せ。

（１）管理区域

（２）周辺監視区域

（３）被曝放射線量

第6－2.次の文章の括孤のうちに入れるべき語句を番号とともに記せ。

（イ）日本原子力研究所および原子炉設置者は、（①）に関して（②）を行なわせるため、原子炉主任技術者を選任しなければならない。

（ロ）放射性廃棄物を排気施設によって排出する場合は、（③）において、ろか、放射線の強さの（④）による減衰、多量の（⑤）による（⑥）等の方法によって排気中における放射性物質の濃度を（⑦）させること。この場合、（⑧）において、または（⑨）を設け当該設備において、排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の（⑩）が長官の定める（⑪）をこえないようにすること。

（ハ）周辺監視区域外の許容被曝線量は、1年間につき（⑫）レムとする。

第6－3.日本原子力研究所および原子炉設置者は、毎日1回以上、従業者に原子炉施設について巡視させ、施設および設備について点検を行なわせなければならないが、その点検を行なうべき施設および設備を列挙せよ。

第6－4.日本原子力研究所および原子炉設置者が、その設置する原子炉施設について、保安規定に定めるべき事項を10項目以上列挙せよ。