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星 三千男; 立川 圓造; 米澤 仲四郎; 後藤 覚司*; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(8), p.722 - 730, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ジェチルジチオカルバミン酸塩を用いるCoの溶媒抽出法では、pH2~8でクロロホルムあるいは四塩化炭素に抽出される。しかし、不溶性のCoは抽出されない。このような特徴をもつ抽出法をJMTR OWL-1のループ水中のCoの化学状態の決定に適用した。可溶性
Coの75~93%がCo
,5~22%がpH5.5に溶液を調製すると抽出できる化学形、残りの数%が細粒状と考えられる化学形で存在する。これらの結果はイオン交換法で調べられている結果と一致する。また、Coは空気中でCo(III)に酸化されるため、放置時間とともに抽出率は低下する。
星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 青山 功; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.612 - 621, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.46(Nuclear Science & Technology)高温高圧水中のクラッドの原子炉一次冷却系材料への付着挙動を調べるため、JMTR OWL-1ループを用いて実験を行った。ここでは、OWL-1ループ水の性状を明かにした。ループ運転開始期には濃度の上昇が認められるが、定常状態では、可溶性クラッド20~30
g/l,不溶性クラッド~1g/lの濃度を示す。構成金属元素の大部分はFeである。不溶性クラッド中のCoの比放射能値は可溶性のものよりほぼ1桁大きく、この系では素早い同位体交換反応が認められない。不溶性クラッド中の結晶性化合物の78%はM
O
型の金属酸化物,22%がM
O型の酸化物である。
FeおよびFeの比放射値はMO型酸化物中でMO型酸化物中よりも約2倍大きくなっている。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
尾熊 律雄; 林 光二; 北島 敏雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.756 - 765, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)ARXモデルをもとにした同定手法を応用してJMTR,OWL-1ループキュービクルにおける露点計記録データの解析をおこなった。本研究の主たる目的はキュービクル換気システムの給排気露点間の動特性を実験的に明らかにし、これによって得られた情報をOWL-1ループの漏水監視システムに取入れた場合の有効性を評価することにある。データ解析の結果、同定されたモデルを用いることにより漏水検出に対して非常に感度の高い情報が得られることが示された。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1021 - 1026, 1981/00
UOペレットからペレット外に、および燃料棒被覆管のピンホールからループ1次冷却水中に放出される
Iの量とその様相を追求するため、原子炉内水ループにおいて、人工的にピンホールを付けた燃料棒を用いてFP放出実験を行った。 人工的にピンホールを付けた燃料棒は、沸騰水型運転モードにおいて照射されたが、照射時間は21.2日であった。冷却水中のIの量は、試料採取後に化学分離してから
線スペクトロメトリーにより測定した。 照射終了時点において、人工的にピンホールを付けた燃料棒からループ1次冷却水中に放出されたIの量は1.9Ciであった。照射期間を通して、Iの平均放出率は2.5Ci/sであった。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1027 - 1033, 1981/00
人工欠陥燃料と炉内水ループを用いたFP放出実験において、I-131とCs-137の放出挙動に対するループ1次冷却水温度の条件変動の影響を追及した。 JMTR定格出力運転等価時間として約12日間の照射後に、ループ1次冷却水温度降温操作が始まり、それから6時間後に原子炉停止操作が行われた。上述のような操作が行われている間に、燃料棒から放出されるI-131の様相を明らかにするため、ループ1次冷却水中のI-131量を測定した。併せてCs-137量の測定も行った。 I-131の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時および原子炉停止操作時に出現した。Cs-137の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時に出現した。
尾熊 律雄; 林 光二; 北島 敏雄
JAERI-M 9237, 23 Pages, 1980/12
統計的解析手法を用いて、JMTRのOWL-1ループキュービクルに対する給排気露点記録データの解析をおこなった。本研究の主たる目的は給排気露点間の動特性関係を実験的に明らかにし、これによって得られた情報をOWL-1ループの漏水監視システムに取入れた場合の有効性を評価することにある。データ解析の結果、・給排気露点間の動特性は約10分の時定数を持つ速いモードと数時間程度の時定数を持つ遅いモードの2つの特性からなる。・ループからの漏水が無い正常な条件下において、約2cycle/hour以下の排気露点の変動は大半給気露点の変動によってもたらされたものである。等が示された。上記の解析結果にもとづき、OWL-1ループシステムに対するリークモニター開発の一試みとして簡単なディジタルフィルターを設計した。
山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Nuclear Science & Technology)炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留しているIの挙動を調べるために水中のI濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中のI濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後Iの半減期で減少した。I濃度測定結果を数学的に解析し、水中のI濃度変化、および水中のI量と系の壁面に付着しているI量との関係を表わす式を導いた。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
石渡 名澄; 永井 斉; 武田 常夫
JAERI-M 8184, 39 Pages, 1979/03
JMTR・OWL-1において、人工欠陥燃料試料を照射する方法に依り、FP放出実験を行なった。この報告書は、1975年から1978年までの間のOWL-1一次冷却水中のセシウム137の測定データを示したものである。
山本 克宗; 中崎 長三郎; 石渡 名澄; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 8045, 128 Pages, 1979/01
JMTR・OWL-1において、一連のFP放出実験を遂行してきた。FP放出実験の目的は、(1)通常運転時の軽水炉プラントにおける破損燃料棒よりのFP放出の挙動と機構を解明する、ことと(2)BWRの主蒸気管破断やPWRの蒸気発生器細管破断のような事故に起因した破損燃料棒よりのFPヨウ素の追加放出量を求める、ことである。この報告書では、FP放出実験と実験装置・施設の概要を解説し、炉外予備実験、準備的なFP放出実験および第1回と第2回のFP放出実験のデータを記載した。本報告書は、LWR燃料のためのFP放出実験データ集の第1報に相当する。順次に続報を刊行する予定である。
柳澤 和章
JAERI-M 7349, 28 Pages, 1977/10
JMTR、OWL-1ループを用い線出力400W/cm,で平均1720MWd/tまで燃焼させたATR用のジルカロイ-2被覆管の外観検査および照射によるクリープ量の実測値と計算値の比較を行なった。その結果下記の結論を得た。(1)被覆管の曲りは全長800mlにつき平均0.33mmであった。(2)被覆管の外圧による永久変形(クリープ変形)量は実測値で17m、計算値で25mであり(ともに直径減少)実測値は計算値を越えなかった。
石渡 名澄
JAERI-M 7092, 27 Pages, 1977/05
BWRプラントの主蒸気管破断の事故解析に寄与するため、原子炉内破損燃料よりのFP追加放出現象の解明を追及した。JMTR・OWL-1の炉内管照射部分に一連の人口欠陥燃料試料を順次装荷して照射し、燃料試料からループ冷却中に放出されたFPを測定した。実験パラメータとして、ループ冷却水圧力の低減変動とループ冷却水温度の変動付与、および燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。照射条件とFP放出率の関係および被覆管欠陥穴を経由して出入りする冷却水がFP放出に及ぼす影響を解析した。燃料試料内部の自由空間部分のFP量を推定し、その有用性を討論した。
藤村 理人; 柴田 勝之; 野村 末雄; 安藤 良夫*; 飯田 国広*
溶接学会誌, 39(4), p.253 - 258, 1970/00
日本原子力研究所では,材料試験炉(Japan MaterialTesting Reactor,JMTR)を大洗研究所に完成し,昭和43年3月に臨界に達した.同炉は大型研究炉として,最近,急速に進展している動力炉開発の一翼をになうことになっている.すなわち,同炉は原子核燃料および原子炉材料の照射試験に利用されるが,核燃料の照射試験では,動力炉における使用条件をみたすことと,核分裂発生ガスなど高放射能に対する安全欧確保の観点から,インパイル・ループを使用する照射試験が実施される.JMTRには数本のインパイル・ループが設置される計圓がるあが,その1号ループがOWL-1である.
