Ｈ18技術士一次試験　専門科目（原子力・放射線部門）　臨時掲示板

●この掲示板は、平成１８年度技術士第一次試験のうち、原子力・放射線部門の専門科目問題について語り合う掲示板です。
●2006.10.12開設、2006.11.06終了、アクセス数1215。

4-1	4-6	4-11	4-16	4-21	4-26	4-31
4-2	4-7	4-12	4-17	4-22	4-27	4-32
4-3	4-8	4-13	4-18	4-23	4-28	4-33
4-4	4-9	4-14	4-19	4-24	4-29	4-34
4-5	4-10	4-15	4-20	4-25	4-30	4-35
専門科目全般（フリートーク）

▲1▼ 4-1 (Res:10)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:47:48: Ⅳ－１　ウラン中の熟中性子の平均自由行程に最も近いものは次のうちどれか。ただし，ここではウランの微視的散乱断面積は8.30barn,微視的吸収断面積は7.60barnとする。また，ウランの原子量は238,密度は19.1 g /cm3 ，アボガドロ数を6.02×10^23/molとする。

①　0.77 cm　　②　1.30 cm　　③　2.49 cm　　④　2.72 cm　　⑤　4.90 cm
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 20:27:29: 巨視的断面積Σ = Nσ（N:ウランの原子数密度、σ：微視的断面積）
平均自由行程?=1/Σ=1/Nσ
N=ρNa/Ma（Na:アボガドロ数、Ma：原子量）
以上より、N=19.1×6.02×10^23/238=4.83×10^22
∴?=1/(4.83×10^22×(8.3+7.6)×10^-24)=1.30
よって、答えは②
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:33:44: さっそくpass1使いました。。
4 名前：AK 投稿日： 2006/10/12(木) 23:41:33: ２のような気もしたのですが、吸収断面積を考慮する必要があるか迷いました。
散乱だけなら３なんですが・・・
5 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 22:00:40: 確かに考えてみれば散乱断面積だけでよさそうです。
だとすればおっしゃるとおり答えは③になります。
6 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:28:35: λ＝1/Σt　ラ・マーシュ（上）p.32
Σtは巨視的前段面積なので産卵、もとい散乱＋吸収断面積です。
7 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/14(土) 08:54:50: 確認しました。
巨視的全断面積∑t=∑a＋∑s（∑a：吸収断面積、∑s：散乱断面積）です。
答えは②で間違いありませんね。
8 名前：AK 投稿日： 2006/10/18(水) 18:13:36: 皆さんのとおりでした。
中性子から見ればウラン核にぶつかるまでの距離が重要であり、衝突後に吸収されるか散乱されるかは無関係ということですね。
9 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/19(木) 18:46:32: ＞衝突後に吸収されるか散乱されるかは無関係ということですね。
というより、吸収されても散乱されても自由行程を短くさせる方向に働くということだと思います。
10 名前：見習い 投稿日： 2006/10/25(水) 09:18:09: まず、平均自由行程の定義があいまいです。
定義は「中性子がある反応を起こしてから、次の反応を起こすまでの距離」
であるので、全反応（＝吸収＋散乱）に対して考えるわけです。
決して、移動距離(M)ではありません。

戻る

▲2▼ 4-2 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:47:36: Ⅳ－２　中性子の減速過程をフェルミのモデルで扱うと，原子炉の実効増倍率瓦が次式で表される。
　　　　　　　　k=k∞・exp(-B^2・τ)／(1+L^2・B^2)
　　ただし，k∞は無限増倍率，B^2は幾何学的バックリング，τはフェルミ年令，Lは熱中性子の拡散距離である。①～⑤の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　裸の球形原子炉の半径が外挿距離を含めて刄の場合，この原子炉の幾何学的バックリングは(π/R)^2である。
②　フェルミ年令τはエネルギーの高い中性子の発生点と，その中性子が低いエネルギーに到速した点とを結ぶ直線距離の２乗の平均に比例し，その次元はcm2である。
③　熱中性子の拡散距離Lは，熱中性子に対する拡散係数Dと巨視的吸収断面積Σaとによって√（D/Σa）と表される。
④　ηを吸収した熱中性子当たり核分裂で発生する高速中性子敷(中性子再生率)，fを熱中性子利用率，pを共鳴を逃れる確率，及びεを高速核分裂因子とする。無限増倍率はk∞ = ηfpεと表すことができる。
⑤　小さな原子炉の場合には幾何学的バックリングが大きいから, M^2 = L^2 + τを用いると実効増倍率は次のように近似できる。
　　　　　　　　k=k∞／(1+M^2・B^2)
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 20:44:22: フェルミ年令τは、核分裂した中性子（高速中性子）が熱中性子に減速するまでに動く平均２乗距離の1/6である。
よって、答えは②
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:34:17: そしてpass2…
4 名前：見習い 投稿日： 2006/10/25(水) 09:24:11: exp(-B^2・τ)を数学的に近似して1／(1+τ・B^2) にするので、
expの肩が小さい場合に近似が成り立ちます。
よって、幾何学的バックリングの小さな、大きな原子炉で、
k=k∞／(1+M^2・B^2)と近似できるのです。
よって、⑤

戻る

▲3▼ 4-3 (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:47:20: Ⅳ－３　原子炉の中性子エネルギースペクトルに関する次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　235Uの核分裂によって放出される高速中性子は大部分が100kev～10Mevの範囲にあり，その平均エネルギーは約2MeVである。
②　中速中性子領域の中性子スペクトルは, 238Uによる共鳴吸収によって凹凸を示すが，全体的には1/Eに比例する分布になっている。
③　減速材の温度と熟平衡にあるエネルギーの中性子を熱中性子と呼び，室温の場合にはその平均エネルギーは0.25eVである。
④　核分裂反応を引き起こす中性子の主なエネルギー範回によって，原子炉を分類することができる。軽水炉(PWR, BWR),重水炉は，核分裂反応が主に熱中性子によって引き起こされているので，熱中性子炉に分類される。
⑤　熱中性子領域においては，原子炉を構成する物質はエネルギーの低い中性子ほど吸収しやすいので，低いエネルギーの中性子が減り，平均エネルギーが高くなる。このような現象をスペクトル硬化と呼ぶ。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 20:55:51: 室温での熱中性子の平均エネルギーは0.025eVである。
よって答えは③
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:35:38: 熱中性子の平均エネルギー，10倍違っていますね。
②
4 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:36:26: >3　さっそく間違えた。。③
5 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:29:05: ②にしましたが、調べたところ③のようです。

戻る

▲4▼ 4-4 (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:47:10: Ⅳ－４　微小な反応度変化に関する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　ウランを燃料とする軽水型原子炉では，即発中性子寿命は10E-5～10E-4 s 程度であるが，遅発中性子を考慮すると平均中性子寿命は10E-2～10E-1s程度に長くなる。
②　出力が10倍になる時間を安定ペリオドと呼ぶ。
③　235Uの遅発中性子割合の合計は0.0065程度であり，出力上昇に及ぼす遅発中性子の効果は無視できる。
④　239Puの遅発中性子割合の合計は235Uの0.0065より大きく，出力上昇に及ぼす効果は無視できない。
⑤　235Uを燃料とする軽水炉では，実効増倍率が1.001の超臨界の時，出力は１秒間に約22,000倍に増える。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:15:24: 239Puの遅発中性子割合の合計は0.0021であり、235Uより小さい。
よって答えは④
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:29:44: おっと、問題は正しいものはどれかでしたね。
原子炉の増倍率がt＝0で0.1％（1.000から1.001に）変化したとして熱中性子炉の代表的な値であるl＝10^（－4）秒を取ると、
　T＝l/（k－1）=10^（－4）/（1.001－1.000）＝10^（－1）となり、１秒後の原子炉出力が
　　N（1秒）＝N（0）exp（10t）＝22024N（0）　　（4）
となる。
よって、答えは⑤
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 00:42:19: keff=1.001って添加反応度100pcmですよね。
100pcmの添加反応度で1秒後に出力が22000倍になったら運転員は原子炉を制御できないんじゃないでしょうか。
U-235を燃料とする軽水炉の場合、即発中性子寿命は確かに10E-4くらいですが、0.6%程度の遅発中性子を考慮すると平均的な中性子寿命ははるかに長くなるので、制御可能な原子炉になりますよね。
①にしました。
5 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/14(土) 09:17:28: おっしゃるとおり、遅発中性子分を考慮していませんでした。

戻る

▲5▼ 4-5 (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:58: Ⅳ- 5　現在稼動している軽水型原子炉の反応度効果に関する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　原子炉の炉心温度の上昇に伴って実効増倍率が下がると運転の継続が困難となるので，むしろ実効増倍率が上がるように設計してある。
②　燃料温度が上昇するとドップラー効果で238Uの中性子共鳴吸収断面積の共鳴幅が広がり，共鳴のピーク値が低下するので，中性子は吸収されにくくなる。
③　運転を続けると235Uが減り，核分裂生成物による中性子吸収が増加する。　しかし，238Uから239Puが生まれるので実効増倍率は一定に保たれる。
④　燃料交換時に余分の反応度（余剰反応度）を持つようにしておかないと，次の定期検査で燃料を交換するまでの期間，定格出力で運転を継続することができない。
⑤　軽水炉の「固有の安全性（自己制御性）」はボイド効果だけによるので，瞬時には負の反応度効果が効かない。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:03:27: 軽水炉の「固有の安全性（自己制御性）」にはドップラー効果、減速材温度効果もある。
よって答えは⑤
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:33:03: これも正しいものはどれかでしたね。
答えは④です。
4 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:29:41: ④にしました。
5 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:21:17: ①チェルノブイリは低出力でこのような挙動を示す炉でした
②共鳴ピークは低下しますが幅が広がるので吸収されやすくなります
③軽水炉では転換比1以下なので増殖しません。
⑤ドップラーはかなり瞬時に効きますね。

④にしました。

戻る

▲6▼ 4-6 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:46: Ⅳ- 6　原子炉の制御にとって重要な核分裂生成物に関する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　核分裂生成物のうちで熱中性子吸収断面積が2.7×10^6 bamと大きく，熱中性子炉の制御上，最も重要な核種は135 I である。
②　135 I はβ崩壊して135Xeとなる。　さらに135Xeは半減期約９時間でβ崩壊して135Csとなる。
③　135Xeは135 I の崩壊によってのみ生成する。
④　135 I が135Xeに崩壊して135 1 の原子数密度が減ると中性子吸収効果が弱くなり，正の反応度効果が生ずる。
⑤　中性子束が一定値以上の原子炉では，運転を停止した後135Xeの吸収効果のため再起動できなくなる時間が存在するが，この問題は高速炉において特に重要である。
2 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:51:34: ②

I-135もXe-135もアイソトープ手帳に載っていないので「Table of Isotopes」より，
I-135：β－，半減期6.57h
Xe-135：β－，半減期9.14h
3 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:30:56: ②にしました。調べたところ②が合っていました。
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 00:51:02: キセノン振動を理解していれば難しくないですね。

戻る

▲7▼ 4-7 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:34: Ⅳ－７　ＢＷＲとＰＷＲの反応変制御方式に関する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　ＰＷＲでは燃焼に伴う反応変の補償は，主に冷却材に混ぜるホウ素濃度を調整するケミカルシムによって行う。
②　ＰＷＲではホウ素濃度が炉心下部で高くなるので，軸方向の出力分布にわずかな歪が生ずる。そこで燃料棒の濃縮変にわずかな差をつけて，これを補償している。
③　ＢＷＲでは炉心の上部で蒸気が発生するので軽水による中性子吸収効果が減り，軸方向の出力は上部で高くなる。そこで上部に濃縮変の低い燃料ペレットを使うことで，これを抑えている。
④　ＢＷＲでは出力の調整を制御棒だけで，燃焼に伴う反応変の補償を冷却材流量の調整だけで行う。
⑤　ＰＷＲ, ＢＷＲ共に中性子インポータンスの高い炉心中央部の出力が，周辺部よりできるだけ高くなるように設計する。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:51:12: 答えは①
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 21:54:34: ①にしました。
4 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:31:28: ①にしました。

戻る

▲8▼ 4-8 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:23: Ⅳ－８　地震の発生に備える対策には種々の方法が考えられるが，次のうち，現在日本で運転中の原子力発電所で実際には採用されていない対策はどれか。

①　原子炉建屋は，活断層の上を避けて設置している。
②　原子炉の安全性にとって重要な建物・構築物は，岩盤に支持させている。
③　原子炉建屋には，強力な免震構造を用いている。
④　過去の地震や周辺の活断層などを調査し，原子炉施設に最も大きな影響を与えるおそれのある地震動による地震力を想定して設計している。
⑤　強い地震動を検知した場合には，原子炉の運転を自動停止させる。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:52:54: 原子炉建屋は剛構造を用いている。
よって、答えは③
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 22:01:31: 迷って④にしてしまいました。
確かに，強力な「免震構造」は厳しいですね。
4 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:32:18: ③にしました。免震構造は現在検討中のようです。

戻る

▲9▼ 4-9 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:13: Ⅳ－９　原子力発電所の運転・保守に関する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　定期検査の際に，構造部材にひびや磨耗を発見したとしても，その進展を予測し強度が低下しても安全上の余裕が確保される期間は，補修や取替を行わずに運転することが許容されている。
②　我が国で運輯中の軽水型原子力発電所では，連続して約１年間運転できるように，定期検査のための停止時には毎回，炉心に装荷されている全ての燃料を取り替えることが必要である。
③　原子力発電所は昼夜を問わず24時間連続で運転するので，４～５のチーム（運転班）が交代で運転操作室（制御室）に常駐し，設備機器の監視と操作の任務に当たるが，運転に必要な知識，技能および経験について国の定めた基準に合格している運転責任者は，必ずしも全チームに必要ではない。
④　我が国の原子力発電所は，米国のスリーマイル島原子力発電所事故や旧ソ連のチェルノブイリ原子力発電所事故のように炉心が大きく損傷あるいは溶融する事態には至らない設計となっているので，過酷事故に対応するアクシデントマネジメントは導入されていない。
⑤　国際原子力事象評価尺度（INES）によれば，事故の影響による人的被害はなかった高連増殖原型炉もんじゆのナトリウム漏洩事故はレベル１，死者が２人発生したJCO臨界事故はレベル４，多数の死者を出したチェルノブイリ事故は最高のレベル７とされた。蒸気噴出で５名が亡くなった2004年８月の美浜発電所３号機２次系配管破損事故はレベル５と評価された。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 21:55:38: 答えは①、維持基準の導入により可能となった。
3 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:34:02: ①か⑤で悩みましたが、①にしました。⑤は、調べましたが、美浜３号機の件は、レベル１でした。
4 名前：見習い 投稿日： 2006/10/25(水) 09:30:27: 美浜の事故は被害としては大きいものですが、
事故が２次配管系であり、炉心に対しての影響はほぼなく、
放射性物質に対しては健全性が十分保たれているため、
原子炉の国際原子力事象評価尺度の観点から言えばレベル１相当となります。
よって⑤

戻る

▲10▼ 4-10 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:46:03: Ⅳ-10　濃縮工場では，天然ウランを濃縮ウランと劣化ウランに分離する。工場全体の物質収支は，次の２つの式で表すことができる。
　　・ウラン全体量の収支平衡　Ｆ＝Ｐ＋Ｗ
　　・ウラン235の収支平衡　　ｆｘＦ＝ｅｘＰ十ｄｘＷ
　ここで，記号の意味は，
　　　Ｆ：天然ウラン供給量（トン）
　　　Ｐ：濃縮ウラン製品量（トン）
　　　Ｗ:劣化ウラン発生量（トン）
　　　ｆ：天然ウラン中のウラン235の存在比
　　　ｅ：製品ウラン濃縮度
　　　ｄ：劣化ウラン中のウラン235の含有率
　である。
　　濃縮度3.5%のウラン製品１トンを得るために必要な天然ウランの重量として，①～⑤の中で最も近いものはどれか。ただし，劣化ウランのウラン235含有率を0.25％とする。

①　２トン　　②　４トン　　③　７トン　　④　10トン　　⑤　15トン
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 22:03:33: F=1+W
0.007×F=0.035×1+0.0025×W
より、0.007F=0.035+0.0025(F-1)⇒0.0045F=0.035-0.0025=0.0325
∴F=7.2
よって答えは③
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 22:10:44: ③，イマイチ自信なし。

0.7%×Ｆ＝ 3.5%×1 ＋ 0.25%×(Ｆ－1)
Ｆ≒7.2[t]
4 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 22:12:44: おっ，電力マンさんと一緒だ。よかった。

戻る

▲11▼ 4-11 (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:45:47: Ⅳ－11　金属製の乾式貯蔵キャスクを用いる使用済燃料中間貯蔵に間する次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　中間貯蔵施設用のキャスクの設計に当たっては，発生確率の極めて低いキャスクの衝突・落下を想定事故とする必要はない。
②　貯蔵用キャスクは，蓋を二重にするか，あるいは，万一漏洩が発生した場合には蓋を追加装着できる修復可能な設計とするか，いずれか一方の対策を講じることでその閉じ込め機能を強化する。
③　原子力発電所の水プールや，水と一緒に装填される湿式の輸送用キャスクの場合と異なり，中間貯蔵施設は臨界安全に配慮しなくてもよい。
④　中間貯蔵施設にも，停電等の外部電源系の機能喪失時に監視設備など安全上必要な設備・機器を作動するのに十分な容量及び信頼性のある電源系を設ける必要がある。
⑤　貯蔵用キャスクは放射線遮蔽がなされた構造となっているので，それを貯蔵する中間貯蔵施設では放射線遮蔽や被ばく管理を行う必要がない。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 22:07:23: 答えは④
3 名前：Type_B 投稿日： 2006/10/12(木) 22:17:35: ④にしました。
停電時に「安全上必要な」設備を動かせないのは怖いと思ったので。
4 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:27:57: ④にしました。理由は、Type_Bさんと同じです。
5 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:37:41: ①ばかでかいキャスクを９ｍの高さから落下させて試験してます
②漏洩が発生してからふたを追加してもおそい
③臨界になっていいわけがない
⑤キャスク表面の線量は結構高い場合もあるので当然管理が必要

④ですね。

戻る

▲12▼ 4-12 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:45:37: Ⅳ-12　使用済ウラン燃料を年間800トン再処理する工場から回収されるプルトニウムを用いて軽水炉用のＭＯＸ燃料を作り，これを全て軽水炉へ装荷して再利用する場合に，何基の軽水炉でプルサーマルを実施する必要があるか，以下の中で最も近いものはどれか。ただし，使用済ウラン燃料に含まれる核分裂性プルトニウムの重量割合を0.50％，MOX新燃料に含まれる核分裂性プルトニウムの濃度（富化度）を5.0%,軽水炉１基当たり取替用新燃料の必要量を平均で毎年17.2トン，プルサーマルを実施する場合に取替用新燃料に混ぜるＭＯＸ燃料の割合を３分の１とする。

①　６基　　②　10基　　③　14基　　④　18基　　⑤　22基
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 22:21:43: 使用済ウラン燃料800トン中のプルトニウム量は、800×0.005=4
軽水炉1基あたりに必要な年間プルトニウム量17.2×0.05/3=0.287
∴4/0.287=13.95
よって、答えは③

戻る

▲13▼ 4-13 (Res:7)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:45:26: Ⅳ-13　原子力発電の利用に伴い発生する高レベル廃棄物は，ガラスの中に溶融して固化し，300m以上の深さの地中に，下図のように多数の紬い処分坑道を平行かつ水平に掘り，その処分坑道の中に一定のピッチで定置して地層処分を行う計画である。使用済ウラン燃料の発生量を毎年1,000トン，使用済ウラン燃料の中に含まれる高レベル廃棄物の重量割合を４％，ガラス固化体１本に封入できるガラス重量を400kg,その中に混入できる高レベル廃棄物の重量割合を10%,地下処分場の処分坑道間の離間距離を10m,処分坑道内のガラス固化体の定置間隔を10mとした場合に，50年間にわたる原子力発電の利用で発生する高レベル廃棄物を全て一ヵ所の地下処分場に埋設するとした場合の，処分場の地下面積（坑道部分だけでなく処分場としての占有面積）を計算し，次の中から最も近いものを選べ。

①　3 km2　　②　5 km2　③　8 km2　　④　10 km2　　⑤　15 km2
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 22:43:44: 使用済ウラン燃料中の高レベル廃棄物重量：1000×0.04=40トン
ガラス固化体1本に封入できる高レベル廃棄物の重量：400×0.1=40kg
処分面積10×10=100㎡当たり1本のガラス固化体を埋設できる。
50年間のガラス固化体発生量は、50×(40×10^3/40)=50000本
これ以上は、図を見ないと具体的な配置がわからないので解答できません。
どなたか図をメールで送ってください。
3 名前：AK 投稿日： 2006/10/12(木) 23:51:14: 図は送れないのですが、100e-6×5000＝５で②と考えました。
4 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:16:22: 電力マンさんと50000本は同じです。
50000本を縦横10mおきに並べると解釈しました。
50000本を縦横1mおきに並べたと仮定すると、50000をルートし１辺は223.6mとなる。
縦横10m間隔であるので223.6m×10m＝2236m　2236m×2236m＝5000000m2＝5km2
②にしました。
5 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 07:00:37: ②で良さそうです。
6 名前：ねむねむ 投稿日： 2006/10/13(金) 07:02:42: ２。
縦、横、10m間隔で並べる正方形の敷地を考えれば良いので。

パズルみたいな計算問題は正答しているのに、知識を問われる
計算問題がことごとく誤答しているのは、何故、、、
7 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 00:55:44: すいません、図は送信してませんでした。
ｓｓさんの考え方でＯＫです。

戻る

▲14▼ 4-14 (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:45:15: Ⅳ-14　目本の原子力関連法規について説明した次の記述のうち，正しいものはどれか。

①　原子力発電所の建設地点の選定にあたっては，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（原子炉等規制法）」に基づき厳格な安全審査が行われ，周辺公衆への被ばくの影響がないことなどを確認しているため，「環境影響評価法」に基づく環境影響評価は免除される。
②　実用発電用原子炉，実用舶用原子炉，試験研究の用に供する原子炉など，原子炉を設置しようとする者は，文部科学大臣の許可を受けなければならない。
③　原子力発電所を設置，運転する電力会社は，当該原子力発電所の立地する地方自治体との間で原子力発電所の安全確保に関する協定（いわゆる安全協定）を締結することが，国の法律により定められている。
④　原子力損害の発生に備え，原子炉を運転する事業者は一定額の原子力損害賠償責任保険に加入する義務があり，その額を超える損害は国が援助することとなっているため，事業者の賠償責任額は有限である。
⑤　原子力事業者等及びその従業者並びにこれらの者であった者は，業務上知ることのできた特定核燃料物質の防護に関する秘密を正当な理由がなく漏らしてはならない。これに違反した場合の罰則も定められている。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 22:52:41: 答えは④
3 名前：みのかさご 投稿日： 2006/10/13(金) 23:46:27: これは⑤だと思います。（原子炉等規制法第６８条の３第１項）
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 00:57:30: JCOの損害賠償額は保険をはるかに上回ってましたね。
私も⑤にしました。
5 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/14(土) 09:38:50: おっしゃるとおり、⑤は正しいみたいですね。
④については、事業者の責任は無限であり、賠償措置額は有限であるので正しいと解釈しましたが、よく見ると「賠償責任額」とありますので、「責任」の意味も含めている言葉と解釈すれば無限になりますね。
それにしても紛らわしい言葉は使わないで欲しいものです。

戻る

▲15▼ 4-15 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:45:05: Ⅳ-15　次の文章のａ～ｄに入る語句又は数字として正しい組合せは①～⑤のうちどれか。

　電子間の相互作用及び電子のスピンを無視した非相対端的量子論によれば，軌道電子のエネルギー準位はn, l, mの量子数を持つ。ここで，ｎは主量子数であり，l は方位量子数，ｍは磁気量子数である。軌道電子のエネルギーは[ a ]にしか依存しない。原子内の電子軌道はＫ軌道，Ｌ軌道，Ｍ軌道‥・から成っている。電子は[ b ]の排他律に従うので，Ｋ軌道を占める電子の数は２個,Ｌ軌道は[ c ]個，Ｍ軌道は18個である。電子のスピンを考慮すると，Ｌ軌道のエネルギー準位およびＭ軌道のエネルギー準位は，複数の準位に分かれる。磁場をかけると，さらにこれらは細かく分かれる。この現象を[ d ]効果という。

　　　　a　　　　　　b　　　　　c　　　　d
①　方位量子数　　パウリ　　　４　　ゼーマン
②　主量子数　　　フェルミ　　８　　ゼーマン
③　磁気量子数　　フェルミ　　８　　ゼーマン
④　主量子数　　　パウリ　　　８　　ゼーマン
⑤　主量子数　　　パウリ　　　４　　ファノ
2 名前：AK 投稿日： 2006/10/12(木) 23:54:17: パウリとLは8個で④では。

戻る

▲16▼ 4-16 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:44:52: Ⅳ－16　次の記述について，実際に起こらないものの祖合せは①～⑤のうちどれか。

　　( a ) 14Cはβ-壊変して14Nになる。
　　( b )　14Cはβ+壊変して14Bになる。
　　( c ) 22Naはβ+壊変して22Neに々る。
　　( d )　22Naはβ-壊変して22Mgになる。
　　( e ) 22NaはＥＣ壊変して22Neになる。

①（ａ）（ｃ）　②（ａ）（ｄ）　③（ｂ）（ｃ）
④（ｂ）（ｄ）　⑤（ｂ）（ｅ）
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:20:48: ③にしましたが、調べたところ④のようです。いかがでしょう。
3 名前：AK 投稿日： 2006/10/12(木) 23:55:54: ④と思います。

戻る

▲17▼ 4-17 (Res:7)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:44:41: Ⅳ-17　次の記述のうち，間違いはどれか。

①　60Coからのβ線のエネルギーは連続スペクトルを示す。
②　60Coからのγ線のエネルギーは線スペクトルを示す。
③　内部転換電子のエネルギーは連続スペクトルを示す。
④　ＥＣ壊変の結果生じる特性Ｘ線のエネルギーは線スペクトルを示す。
⑤　241Amからのα線のエネルギーは線スペクトルを示す。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:22:23: ③にしました。
3 名前：milondon 投稿日： 2006/10/12(木) 23:51:24: ①ではないでしょうか。Co-60は0.31MeVのβ線を放出します。
4 名前：AK 投稿日： 2006/10/12(木) 23:58:40: 内部転換は線スペクトルかと・・③にしました。
βは確か連続ですよね。
5 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 23:59:25: 内部転換電子のエネルギーは線スペクトル。
よって、答えは③
6 名前：milondon 投稿日： 2006/10/13(金) 00:25:58: そうですね。β線は連続スペクトルですね。残念。
7 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:35:42: ③にしました。

戻る

▲18▼ 4-18 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:44:30: Ⅳ-18　次の加速器のうち，粒子の加速において主として静電場を利用しているものはどれか。

①　サイクロトロン　　②　ベータトロン　　　　　　　③　シンクロトロン
④　直線加速装置　　　⑤　バンデグラーフ加速装置
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 23:12:46: 答えは⑤
3 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:26:31: ⑤にしました。
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:43:13: ④にした。まちがいだった。正解は⑤

戻る

▲19▼ 4-19 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:44:19: Ⅳ-19　次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　荷電粒子の速度が物質中での光の速さより連い場合に発生する光を，チェレンコフ光という。
②　光子が原子核によって前方に散乱されることを，ラザフオード散乱という。
③　原子核の近傍で光子が消滅して，電子と陽電子の１対を同時に発生することを，電子対生成という。
④　光子が電子と粒子のように衝突して散乱することを，コンプトン散乱という。
⑤　光子が軌道電子にエネルギーを与え，軌道電子が原子から飛び出す現象を，光電効果という。
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 23:06:13: ラザフォード散乱は、原子核とアルファ粒子の古典的な散乱である。
よって、答えは②

戻る

▲20▼ 4-20 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:44:08: Ⅳ－20　親核種の半減期をＴ１，その娘接種の半減期をＴ２とする。また，Ｔ１がＴ２に比べて十分に長く，娘接種は最初存在しなかったとする。Ｔ２より十分に長い時間が経った時の親接種および娘接種の放射能をAl, A2とすると，永続平衡において近似的に成り立つ式として正しいものは，次のうちどれか。

①　Ａ１／Ａ２＝１
②　Ａ１／Ａ２＝Ｔ１／Ｔ２
③　Ａ１／Ａ２＝Ｔ２／Ｔ１
④　Ａ１／Ａ２＝Ｔ２／(Ｔ２＋Ｔ１)
⑤　Ａ１／Ａ２＝Ｔ２／(Ｔ２－Ｔ１)
2 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/12(木) 23:08:56: 永続平衡の場合、娘核種の放射能は、親核種のそれと等しくなる。
よって、答えは①
3 名前：ss 投稿日： 2006/10/13(金) 00:37:19: ③にしましたが、調べたところ①でした。はじめは①にしていたのに・・・

戻る

▲21▼ 4-21 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:43:57: Ⅳ－２１　ポジトロン断層撮影法(ＰＥＴ)に用いられる短寿命放射性同位体の製造において，誤っている原子核反応は次のうちどれか。

①　22Ne (d,α) 18F　　②　12C(d, n)13N　　③　16Q(p,α)13N
④　14N(d, n)15Ｏ　　⑤　14N(p,α)11C
2 名前：milondon 投稿日： 2006/10/13(金) 00:19:48: 陽子数と質量数を計算すると合わないので、①にしました。
因みにF-18の生成はO-18(p,n)F-18の方が一般的のようです。

戻る

▲22▼ 4-22 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:43:46: Ⅳ-22　カリウム1kgを含んだ状態で固化した火成岩の中に１半減期の間に生成した40Arの原子数として最も近い数値は，次のうちどれか。ただし，生成した40Arは火成岩中に保持され，外へ放出されないものとする。また，カリウムの原子量は39.1, 40Kの同位体存在度は0.0117%,半減期は1,28×10^9年，アボガドロ数は6.02×10^23/mol, 40Arへの壊変の分岐比は10.95%とする。

①　10^18　②　10^20　　③　10^22　　④　10^24　　⑤　10^26
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:24:44: ②にしました。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 20:36:12: 39.1×0.000117×6.02×10^23×0.1095×0.5=1.5×10^20
ということで、答えは②
半減期に惑わされると間違えます。
「１半減期の間に生成した40Arの原子数」とあるので、半減期の数字は無関係ですね。

戻る

▲23▼ 4-23 (Res:4)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:43:35: Ⅳ-23　次の放射化学分離に関する記述において，ａ～ｄに入る用語として正しい組合せは①～⑤のうちどれか。
　無坦体の90Srのみを含む水溶液中にはβ壊変によって娘核種の90Yが次第に生成してくる。この溶液に，非放射性のSrとＹを坦体として加えたのも，[ a ]にすると，90YはＹとともに水酸化物として沈殿し, 90SrはSrとともに水溶液中に残るため, 90Srと90Yを分離することができる。もし，非放射性のSrを加えない場合には, 90Srは[ b ]になりやすく，Ｙの水酸化物に取り込まれる可能性がある。この現象を[ c ]という。また, 90Srを溶液中に残すために加えたSrのことを[ d ]と呼んでいる。

　　　　　a　　　　　　　b　　　　　　　c　　　　　　　d
①　アルカリ性　　ラジオコロイド　　共沈　　　　　保持坦体
②　　酸性　　　ラジオコロイド　　共沈　　　　スカベンジャ
③　　酸性　　　　　イオン　　　　ミルキング　　　保持坦体
④　アルカリ性　　　酸化物　　　　ミルキング　　スカベンジャ
⑤　アルカリ性　　　イオン　　　　　共沈　　　　スカベンジャ
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:25:47: ①にしました。調べましたがやはり①のようです。
3 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:03:42: ①にしました。
放射性同位体の分離は第1種RI主任者試験でも必須ですね。
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/14(土) 01:51:57: すいません、途中で「書き込む」を押してしまいました。
放射線概論の172ページ以降に解説があります。
スカベンジャーとは分離する目的としないRIを沈殿として除去するために加える坦体のこと。

戻る

▲24▼ 4-24 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:43:23: Ⅳ-24　放射線を溶液や固体に照射した際に生じる反応に関する次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　水中における1MeVと10Mevの陽子のＬＥＴを比べると, 1MeVの方が大きい。
②　水の放射線分解で生成する水和電子は強い還元力をもっている。
③　鉄線量計（フリッケ線量計）はFe2+からFe3+への酸化反応を利用して，照射されたガンマ線の線量を測定するものである。
④　物質中で１対のイオン対を作るのに必要な平均エネルギーをＷ値という。
⑤　物質が放射線のエネルギーを１ｅＶ吸収したときに生成または消失する分子数をＧ値という。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:26:45: ⑤にしました。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 20:37:50: ⑤ですね。
1eVではなく100eVです。

戻る

▲25▼ 4-25 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:43:10: Ⅳ-25　現在，医療の分野で放射線や放射性同位元素は病気の診断，治療に欠かすことができないものとなっている。次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　192Irや198Auなどの放射性同位元素を針状の器具に埋め込み，患部へ挿入し，腫瘍などを治療している。
②　患者のがん組織にホウ素化合物を取り込ませ，原子炉の熱中性子で患部を照射すると，ホウ素との核反応で発生する粒子放射線（α線と7Li粒子）によって，選択的にがん細胞を殺すことができる。
③　重粒子線照射は，がん細胞を殺す力が強く，また，がん細胞の周りに酸素があるかないかによる影響を受けにくいという利点があることから，がん治療に利用されている。
④　β線を放出する核種を患者に投与して，そのβ線を測定すると，投与した核種の集積や動きを測定することができる。 99mTc標識化合物や201Tl標識化合物などが利用されている。
⑤　β来壊変する核種で標識した化合物を投与し，その核種がβ+壊変後，陽電子消滅する際に, 180度方向に同時に放出される消滅放射線を測定対象物の周りに配置した検出器で同時計数すると，核種の位置や集積量を調べることができる。がんの診断には18F標識化合物などが用いられている。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:27:46: ④にしました。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 21:07:42: 99mTcや201Tlは、β線ではなくγ線を放出する。
よって、答えは④

戻る

▲26▼ 4-26 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:42:35: Ⅳ－26　個入披ばく管理に関する次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　外部披ばく線量を測定する個入線量計としては，蛍光ガラス線量計，OSL線量計，熱ルミネッセンス線量計などがある。
②　体幹部均等披ばくの場合，個入線量計で測定した３ｍｍ線量当量をもって実効線量とする。
③　外部披ばくによる皮膚の等価線量を算定する際には，70μm線量当量を用いる。
④　内部披ばく評価のため，体外に排泄された尿や便中の放射能を測定し，排泄量や排泄率をもとに，測定対象者が摂取した放射性物質の量を計算する。この方法をバイオアッセイ法という。
⑤　内部披ばく評価のため作業環境中での空気中放射能濃度は，ダストモニタなどで実際に測定するか放射性物質の取扱量と空気中への飛散率から計算する。続いて，作業者の作業時間，呼吸量などをこれに乗じて，吸入摂取量を計算する。この方法を空気中濃度計算法という。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:29:29: ②にしました、調べたところ3mm線量当量ではなく1cm線量当量のようです。

戻る

▲27▼ 4-27 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:42:19: Ⅳ-27　放射線影響に関する次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　確率的影響としては，発がんや遺伝障害などが挙げられる。
②　生物学的効果比（RBE）は同じ生物効果を起こす，基準放射線と対象となる放射線の吸収線量の比である。
③　自然突然変異と同数の誘発突然変異を生じさせるために必要な放射線量を倍加線量といい，遺伝的影響の指標としている。
④　放射線感受性を高いものから並べると，肺，骨髄，小腸，神経の順となる。
⑤　組織荷重係数は，同じ等価線量を受けても組織・臓器によって確率的影響の起こり易さが違うことを考慮して実効線量を計算するためのものである。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:30:52: ④にしました。放射線感受性は、骨髄が最も高いようです。

戻る

▲28▼ 4-28 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:42:06: Ⅳ-28　厚さ３ｃｍの鉛容穀に入れた137Csを輸送容器に梱包してＬ型輸送物（容器表面線量5μSV/hを超えない）として運搬する場合に，運搬できる最大の放射能として最も近い数値は次のうちどれか。ただし, 137Csから輸送容器表面までの最短距離は30cmであるとし／遮へい効果は鉛容器についてのみ考慮し，輸送容器については無視できるものとする。また, 137Csの１ｃｍ線量当量率定数を0.0927μSV・ m2 ・ MBq^-1 ・ h^-1, 137Csに対する鉛の半価層は0.75cmとする。

①　0.67 MBq　　②　1.2 MBq　　③　20 MBq　　④　39 MBq　　⑤　77 MBq
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:31:33: ⑤にしました。どうでしょうか。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 21:25:32: 5/(0.0927×(1/2)^(3/0.75)/0.3^2)=77.7
よって、答えは⑤

戻る

▲29▼ 4-29 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:41:56: Ⅳ-29　枯渇性資源の有効利用のためには，使用済み製品の効率的なリサイクルが不可欠である。天然資源Ａから金属Ｂを１トン生産するためのエネルギー消費量をｘとし，その金属Ｂから同重量の金属製品Ｃが，１トン当たりｙのエネルギー投入により製造される。その製品Ｃはその後，全量が廃棄され，その廃棄された製品Ｃから再び金属Ｂが回収される。このとき金属Ｂを１トン回収するために消費されるエネルギーを0.5xとし，製品Ｃからの金属Ｂの回収率を80％とする。また，回収された金属Ｂはすべて製品Ｃの製造のために再利用されるものとする。年間の天然資源Ａの消費量，および金属Ｂの生産量を一定とするとき，製品Ｃの１トンの生産のために投入される総エネルギー量（金属Ｂの生産と回収のためのエネルギー，および製品Ｃの製造エネルギーの合計値）は，次のうちどれか。

①　0.8 y + 0.5x
②　0.8 y + 0.6x
③　y + 0.5x
④　y + 0.6x
⑤　y + 0.7x
2 名前：milondon 投稿日： 2006/10/12(木) 23:55:14: ④にしました。（X+Y)－(0.8*0.5*X)＝0.6X+Yと求めました。
3 名前：ねむねむ 投稿日： 2006/10/13(金) 06:44:16: ４。
製品Ｃから0.8t/年、製品Ａから0.2t/年、それぞれ製品Ｂが製造
されて定常状態。という理解で。

戻る

▲30▼ 4-30 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:41:44: Ⅳ-30　炭素税を，「石炭，石油，天然ガスなどの化石燃料に，その炭素の含有量に応じて課する税金」としたとき，この炭素税についての次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　炭素税導入の目的の一つとして，化石燃料価格上昇による化石燃料消費抑制効果が期待されている。
②　炭素税の必要性は，第一次石油危機前にも世界中で広く認識されていた。
③　ヨーロッパでは既に，炭素税に相当した税金を導入している国がある。
④　炭素税が各種企業の年間総売上げに及ぼす影響は，企業の活動内容によって異なる。
⑤　炭素税が太陽光発電や原子力発電の発電単価に及ぼす影響は，石炭火力発電の発電単価に及ぼす影響よりも一般に小さくなる。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:32:16: ②にしました。

戻る

▲31▼ 4-31 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:41:34: Ⅳ-31　京都議定書に間する次の記述のうち，誤っているものはどれか。

①　日本は, 2008年から2012年の平均の年間温室効果ガス排出量を, 1990年の値に比べて６％削減するごどになっている。
②　京都議定書で対象とされる温室効果ガスは，二酸化炭素とメタンの２種類である。
③　日本で消費する財の生産のために海外で排出された温室効果ガスは，日本における温室効果ガス排出量には含めない。
④　排出量取引などの京都メカニズムとは，たとえ日本国内での温室効果ガス排出量を京都議定書記載のとおりに削減できなくても，京都議定書の遵守を可能とする仕組みである。
⑤　1990年以降の新規の植林，再植林による二酸化炭素の吸収量を，温室効果ガス排出削減量に含めることができる。
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:32:47: ②にしました。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/13(金) 21:39:33: 京都議定書で対象とされる温室効果ガスは2種類ではなく、6種類です。
よって、答えは②

戻る

▲32▼ 4-32 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:41:22: Ⅳ-32　原子力発電所と天然ガス火力発電所により，１ヵ月間，ある地域に電力を供給することを考える。原子力発電所は，対象とする月の最小電力負荷[kW]に等しい出力で運転し，それ以上の電力需要は天然ガス火力発電所により供給されるものとする。このとき原子力発電所の容量に余裕があると，最小電力負荷が大きくなった場合に原子力発電所の出力を増やすことができる。今，１ヵ月間の総電力需要を一定として，その期間の最小電力負荷が10万kW増加したときの二酸化炭素排出量の削減量に最も近い値は，次のうちどれか。天然ガス火力発電所の二酸化炭素排出量を炭素換算で0.13kg/kWhとし，原子力発電からの二酸化炭素排出量は無視できるものとする。

①　1,000炭素換算トン
②　5,000炭素換算トン
③　10,000炭素換算トン
④　50,000炭素換算トン
⑤　100,000炭素換算トン
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:34:05: ①にしましたが、計算を１桁間違っていることが分かりました。③と思います。いかがでしょうか。
3 名前：ねむねむ 投稿日： 2006/10/13(金) 06:53:50: ３。
10(万kW)×30(日)×24(hr)　だけ天然ガス火力がお休み。
これに0.13掛けて、トンになおして、、、３だと思うな。

戻る

▲33▼ 4-33 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:41:09: Ⅳ-33　平成14年６月に施行された「エネルギー政策基本法」の第１条に，この法律の目的が示されている。この条文において，[ a ]から[ e ]までに入る言葉として正しい組合せは①～⑤のうちどれか。
　(目的)
　第一条　この法律は，エネルギーが[ a ]の安定向上並びに国民経済の維持及び発展に欠くととのできないものであるとともに，その利用が[ b ]の環境に大きな影響を及ぼすことにかんがみ，エネルギーの[ c ]に関する施策に関し，基本方針を定め，並びに[ d ]の責務等を明らかにするとともに，エネルギーの[ c ]に関する施策の基本となる事項を定めることにより，エネルギーの[ c ]に関する施策を長期的，総合的かつ計画的に推進し，もって[ b ]の環境の保全に寄与するとともに我が国及び世界の経済社会の[ e ]に貢献することを目的とする。

　　　　　a　　　　　　　b　　　　　 c　　　　　　　d　　　　　　　　　　e
①　国民の福祉　　　　地球　　　　供給　　企業及び地方公共団体　　持続的な発展
②　文化的生活　　　　地域　　　　消費　　　　地方公共団体　　　　適度な発展
③　国民生活　　　　　自然　　　　需給　　　　　　企業　　　　　　　適度な発展
④　国民の福祉　　　全世界　　　消費　　　　国民一人一人　　　　恒久的な発展
⑤　国民生活　　　地域及び地球　　需給　　国及び地方公爵団体　　持続的な発展
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:34:58: ⑤にしました。調べましたが、⑤で正解のようです。

戻る

▲34▼ 4-34 (Res:3)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:40:58: Ⅳ－34　下表は日本における1980年度から2000年度までの，一般電気事業用として報告されている主要な電源の発電電力量の推移を示したものである。この表におけるａ～ｅの電源の組合せで正しいものは①～⑤のうちどれか。

　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　(単位　億kWh)
　　　　　　　　　　1980年度　　　　1985年度　　　1990年度　　　　1995年度　　　　2000年度
　　　　　　a　　　　　　820　　　　　1,590　　　　　2,014　　　　　2,911　　　　　3,219
　　　　　　b　　　　　　747　　　　　1,267　　　　　1,639　　　　　1,918　　　　　2,479
　　　　　　c　　　　　　219　　　　　　572　　　　　　719　　　　　1,172　　　　　1,732
　　　　　　d　　　　　　954　　　　　　807　　　　　　881　　　　　　854　　　　　　904
　　　　　　e　　　　　2,089　　　　　1,448　　　　　1,951　　　　　1,510　　　　　　868

　　　(資源エネルギー庁(編)エネルギー2004((株)エネルギーフオーラム) 267ページのデータより作成)

　　　ａ　　　ｂ　　ｃ　　　　ｄ　　　　ｅ
①　原子力　石油　　LNG　　　石炭　　　水力
②　LNG　　　石炭　　原子力　　石油　　　水力
③　原子力　 LNG　　水力　　　石油　　　石炭
④　LNG　　　原子力　水力　　　石炭　　　石油
⑤　原子力　 LNG　　石炭　　　水力　　　石油
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:36:15: ④にしましたが、後で冷静に調べてみると、⑤のようです。
3 名前：AK 投稿日： 2006/10/13(金) 00:05:31: dは水力と考え⑤としました。

戻る

▲35▼ 4-35 (Res:2)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/12(木) 02:39:57: Ⅳ-35　タービンなどの熱機関を直列につないで熱効率を向上させる手段があり，これを活用したものが，ガス火力発電などのコンパインドサイクルシステムである。η1，η2の熱効率をもつ熱機関を２台直列につないだ場合の総合熱効率ηt,を表す式として正しいものは次のうちどれか。なお，熱効率は，注入された熱量と排出された熱量の差を，注入された熱量で割った値で定義される。

①　ηt＝η1＋η2 －η1×η2
②　ηt＝η1＋η2
③　ηt＝1 －η1×η2
④　ηt＝η1^2＋η2^2 －η1×η2
⑤　ηt＝√（η1^2＋η2^2）
2 名前：ss 投稿日： 2006/10/12(木) 23:37:19: ①にしましたが、調べたところ、①のようです。

戻る

▲36▼ 原子力放射線部門専門科目全般について (Res:5)

1 名前：APEC 投稿日： 2006/10/13(金) 18:12:16: 議論も一段落し正解公表を待つのみですが、ここで本部門の専門科目全般について意見交換するスレッドを立ち上げます。
今年の感想やポイント、勉強法紹介やエピソード、科目の方向性など何でもけっこうです。
ただし、あくまでこの部門の専門科目についての話題でお願いします。
2 名前：ねむねむ 投稿日： 2006/10/14(土) 07:07:37: 職歴等：工学部原子核工学修士、原子力プラントメーカ１５年勤務
勉強法、時間：このＨＰの過去問を見て、回答を調べる。１日。
正答率：自己採点で17/25
感想：
初めての受験でしたが、幅広い分野からの出題で、結構回答できるもの
だなあ、と思いました。平川先生の炉物理の教科書を無くしたのが痛かっ
た。学生の頃の貯金が役に立った、という印象です。
コツは解ける、解けないの見極めを素早く。Passを有効に使う。
3 名前：電力マン 投稿日： 2006/10/15(日) 07:41:19: 昨年一次試験を受験しましたが、今年も傾向としては変わっていないと思います。
基本的な問題で、難易度も同じ程度だと思います。
4 名前：poste8 投稿日： 2006/10/20(金) 01:30:00: 学部：物理工学科、修士：理学研究科物理学専攻、原子力プラントメーカ勤務13年目（軽水炉炉心設計、燃料輸送・貯蔵設備・再処理施設臨界安全設計担当）
入社当時、中性子束？？？、実効増倍率？？？という状態、要するに学生時代の貯金はゼロ。
5年前に第1種放射線取扱主任者免状取得、このときの貯金が多少は役に立った。
自己採点：22/25点
勉強法：試験前日夕方から過去問を解く。基礎科目はこのHP、適正は技術士会倫理委員会編の技術者の倫理を試験会場までの電車の中で目を通す。
感想：基礎科目は範囲が広すぎて勉強しようがない、今回自己採点で9/15点しか取れなかった。
専門は学生時代に専攻してた人ならほとんど何もやらないで解ける問題ばかりでしょう。卒業して間近の人が有利ですね。
やはり技術士は2次試験が本番と思って長期間にわたりそれなりの対策を立てて勉強しないといけないのでしょうね。
来年に向けて情報交換などしつつがんばりましょう。
私はさしあたって1ヵ月後に控えたこの業界での必須言語(?)＝仏検2級、がんばります。
5 名前：見習い 投稿日： 2006/10/25(水) 09:50:18: まだ大学に通って１年生をやっているまだまだ未熟者です。
ちょこちょこと問題に自分の考えを書いていますが、
間違っている部分を見つけたら、どんどん指摘してください。

戻る

Ｈ18技術士一次試験 専門科目（原子力・放射線部門） 臨時掲示板

Ｈ18技術士一次試験　専門科目（原子力・放射線部門）　臨時掲示板