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梅井 弘; 小林 俊一
デコミッショニング技報, (3), p.52 - 55, 1991/02
JMTRのタンクヤードなどに設置されている廃液ポンプは、借用期間中に分解点検を行うが、検査・組立に先立って、ウエット法による除染作業を実施しているが、複雑な形状の部品や狭い隙間部は十分な除染ができなく、その後の点検組立作業に制約が多かった。今回試みたレジンブラスト法(ドライ法)は、従来用いられている砂の代わりに、粒状プラスチックを使用するものである。除染作業の結果は、除染効果は良く部品の再使用が可能であることが確証でき、除染作業の時間短縮、除染作業によって発生する廃棄物の減量化等除染作業が改善された。更に、レジンブラスト法は、他の施設・機器の除染作業においても効率よく行える知見が得られたので紹介する。
倉沢 利昌; 竹下 英文; 吉田 浩; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 三村 謙; 梅井 弘; 渡辺 斉
JAERI-M 86-129, 26 Pages, 1986/09
核融合炉工学の研究開発の上で、トリチウム増殖材からのトリチウム放出特性の研究は特に急がなければならない課題である。トリチウム放出挙動は実験系内の不純物水分や酸素量によって大きな影響を受ける事が明かになってきている。そのためトリチウム測定試験装置の性能が試験の成功・不成功を決める要因になる。従って、試験装置の設計方針および構成機器の選択が非常に重要である。本報告では、これまでの経験を踏まえて、トリチウム試験装置(2号機・3号機)を設計製作した時の設計方針、設計図面等の試料をまとめた。また、照射に先立って実施された研究炉管理部内キャプセル安全審査に準備した核熱評価、安全評価、安全対策の資料も併せて記述した。
堀口 洋二; 梅井 弘
JAERI-M 86-002, 31 Pages, 1986/02
シリコン単結晶に中性子を照射し リンをドレ-ププする。NTD法は、次の核反応により行われる.
Si(u,r)
Si
P+
この方法は、シリコン中にリンが均一にド-プされるため、シリコン半導体製造の一分野として現在、各国において用いられている。原研においては、1975年より研究を開始し1977年7月より実用照射を行っている。本報告は、原研における過去10年間の研究開発とド-ピング技術についてまとめたものである。
倉沢 利昌; 吉田 浩; 竹下 英文; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 松井 智明; 梅井 弘; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.196 - 200, 1985/00
被引用回数：15 パーセンタイル：84.23(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉のトリチウム増殖材として最も有力視されている酸化リチウムの中性子照射下におけるトリチウム放出特性を調べるため「酸化リチウム高照射試験VOM-15H計画」をおこなった。照射期間は1983年5月から8月までの4サイクルであり、この間の実効熱中性子フルエンスと
Li燃焼度は各々5.9
10
nvtおよび0.24%に達した。照射温度は470
C~760Cの範囲で調節した。生成トリチウム量は32Ciで平均スイープガス中トリチウム濃度は5
Ci/cmであった。本報告では実験装置の概要とトリチウム放出特性に及ぼす水分および照射温度の影響を重点にした実験結果を発表する。(1)トリチウム生成量の核計算による値と実測値はよく一致した。(2)トリチウム放出濃度は550Cで3~5日経過後平衡値に達した。(3)トリチウム放出はLi
O表面にあるLiOHと密接な関係を持つ。トリチウムガス成分はスイープガス中水分濃度に強く影響される。(4)照射後試験および残存トリチウム量についても調べた。
梅井 弘
KURRI-TR-263, p.31 - 37, 1985/00
半導体材料に用いられている半導体シリコンを、原子炉で照射することによって、リンをドープする技術が開発され、NTDシリコンの生産が行われている。中性子照射によるドープ法は、シリコン中に同位体として存在するSiが(n,
)反応によってSiに変換され、これが崩壊して安定同体Pに変換することを利用して、リンの必要量を均一にドープして、n型の半導体にする方法で、これが半導体の品質向上につながることは、非常に興味あるユニークな利用方法である。原研では、シリコンメーカの依頼を受けて、研究炉におけるNTDシリコンの製造を目的とした照射実験を行い、製造技術の実用化の成果を得た。現在は半導体生産が原子炉照射を製造工程の一部となっており、JRR-2及び4で年間約1500kgの照射を行っている。上記研究会において、シリコンドーピング技術の開発による実用化とNTD製造の現状について講演を行う。
倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘
JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02
核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(LiO、LiAlO、LiSiO
、LiZrOなど)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLiOペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、
th = 1.010
, f = 1.010
n/cm
・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、LiOペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおけるLi(n、d)H、
Li(n、nd)Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。
倉沢 利昌; 竹下 英文; 渡辺 斉; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 宮内 武次郎; 三村 謙; 梅井 弘
Journal of Nuclear Materials, 122-123, P. 902, 1984/00
抄録なし
半田 宗男; 大道 敏彦; 福島 奨*; 笹山 龍雄; 鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 岩井 孝; 相沢 雅夫; 金田 義朗; et al.
JAERI-M 83-206, 34 Pages, 1983/11
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の健全性を評価するために、58年度にJRR-2で照射する2本のヘリウムボンド炭化物燃料ピンを製作した。燃料としては、化学量論組成及び超化学量論組成の炭化物ペレットを用いた。本報告書では、炭素熱還元法による炭化物燃料の製造から316ステンレス鋼被覆管へのペレットの封入までの過程と、ペレット及びピンに関する各種試験について記述する。
渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘
JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10
トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(110
n/cm程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.510n/cmまでの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。
