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報告書

JMTR運転中における1次冷却水中の放射性核種濃度

照沼 直広; 長尾 美春; 横内 猪一郎; 佐藤 政四

JAEA-Review 2007-034, 60 Pages, 2007/10

JAEA-Review-2007-034.pdf:36.36MB

JMTRでは、原子炉運転中、定期的に1次冷却水をサンプリングし、放射性核種の濃度を測定している。本報では、JMTRの低濃縮化が完了した第108運転サイクルから、原子炉の改修のためいったん停止した第165サイクルまでに測定したJMTRの1次冷却水中の$$gamma$$線放出核種濃度,放射性ヨウ素濃度及びトリチウム濃度の測定結果をまとめたものである。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

報告書

高燃焼度高温ガス炉用被覆燃料粒子の照射試験; 91F-1Aスィープガスキャプセル照射試験

沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義

JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09

JAERI-Research-2001-043.pdf:14.92MB

高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。

報告書

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

松本 実喜夫; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄

JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500$$^{circ}$$Cの場合、ヨウ素放出率は1300$$^{circ}$$Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。

報告書

In-pile test of the crud separator system in the HBWR; Development of the crud separator system, II

高崎 明人; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 中川 哲也; 田中 勲

JAERI-M 90-231, 17 Pages, 1991/01

JAERI-M-90-231.pdf:0.8MB

著者らは前報において常温常圧環境下で行われたクラッド分離装置の性能試験結果について述べた。その結果として、本装置の特性(分離効率)は少なくともクラッドの磁化率、クラッド径及び流量に依存することが示唆された。また、造粒器の使用は低分離効率時において有効であることも示唆された。性能試験後、本装置はHBWR(ノルウェー)へ船輸送され、最終的な確証試験(炉内試験)がHBWRのBWR用ループを用いて行われた。確証試験の結果として、分離効率は、クラッド入口濃度が低い場合その濃度に比例することが明らかとなった。また、入口鉄濃度6ppbでクラッドの生成(放出)速度と分離装置が見かけ上平衡状態となることが示唆され、本装置の分離限界が明らかとなった。さらに、分離効率は原子炉シャルトダウン中に比較的低く、原子炉起動時に高くなることが明らかとなった。

論文

Release of short-lived noble gases from HTGR fuel with failed coated fuel particles and contaminated matrix

小川 徹; 小林 紀昭; 飛田 勉; 福田 幸朔; 斎藤 隆; 横内 猪一郎; 小畑 雅博

Nucl. Eng. Des., 132, p.31 - 37, 1991/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:26.46

高温ガス炉の燃料要素は破損粒子や黒鉛マトリックス汚染に起因するある割合の露出ウランを含んでいる。これらの露出ウランからの短半減期希ガスの放出を測定し、過去の照射試験からのデータベースと比較した。

論文

JMTR1次冷却水中の放射性ヨウ素の放出源

山本 克宗; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 米澤 仲四郎; 中山 富佐雄

日本原子力学会誌, 29(8), p.717 - 723, 1987/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JMTRの定常運転時には、1次冷却水中から常に微量の放射性ヨウ素が検出されている。この放射性ヨウ素の放出源を明らかにするために、定常運転時の測定データを検討し、また主な炉心構成材料中の不純物ウランの分析を行った。放射性ヨウ素濃度は炉心のベリリウム枠の交換に伴って変動していることがわかった。炉心構成材料の分析の結果、ベリリウム中から10~42ppmbのウランが検出された。この不純物ウランからは実測値に近い濃度の放射性ヨウ素が生成することが計算により確認された。これらのことから、1次冷却水中の放射性ヨウ素は主としてベリリウム中の不純物ウランから放出されていると考えられる。

論文

Development of fuel failure detection system for a high temperature gas cooled reactor

寺田 博海; 若山 直昭; 小畑 雅博; 飛田 勉; 露崎 典平; 後藤 一郎; 小山 昇; 桜庭 耕一; 横内 猪一郎; 吉田 広; et al.

IEEE Transactions on Nuclear Science, 34(1), p.567 - 570, 1987/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

高温ガス炉用高感度燃料破損検出法の研究開発を行った。FFD開発試験においては、一つの照射キャプセルに被覆粒子燃料の健全および破損試料の両方を封入し、照射中に夫々の試料の一次系ヘリウムガスをサンプリングして、FFD実験システムに導いている。 実験では、健全および破損燃料に対するFFD系の応答およびFP放出挙動を測定し、比較検討した。特に燃料温度が1200$$^{circ}$$C以上では、本FFD系は両燃料試料に対して夫々異なる計数応答を示し、破損の検出に見通しを得た。また、一次系ヘリウムガス中FPのガンマ線スペクトルの連続モニタも実施した。

論文

JMTRにおける試験用中濃縮燃料の照射試験; 水中のFP核種測定による燃料の健全性の確認

山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄

日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

論文

Behavior of iodine-131 during rinsing in-pile loop with demineralized water after fission product release experiment

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:76.86(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$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの挙動を調べるために水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの半減期で減少した。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度測定結果を数学的に解析し、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度変化、および水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量と系の壁面に付着している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量との関係を表わす式を導いた。

報告書

高温高圧水ループ中の放射性ヨウ素の分析法の検討

山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 戸根 弘人; 伊丹 宏治

JAERI-M 7801, 15 Pages, 1978/08

JAERI-M-7801.pdf:0.54MB

昭和46年以来、日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉の照射装置の一つである高温高圧水ループ(OWL-1)を用いて、人工欠陥燃料による軽水型原子炉燃料の安全性試験が行なわれてきた。この実験の際にOWL-1の一次冷却水中に放出される放射性ヨウ素の分析法について若干の検討を行なった。その結果、分析法によっては測定値がヨウ素の化学形の影響をうけることがわかった。またこの種のFP放出実験での放射性ヨウ素測定法としてはキャリアーとしてヨウ化カリウムとヨウ素酸カリウムを加える方法が適していることがわかった。

論文

高温ガスループ用構造材からの放出ガス

戸根 弘人; 横内 猪一郎; 馬場 治

質量分析, 22(4), p.275 - 280, 1974/04

グラフアイトおよびセラミック断熱材はガスループ内の主要な不純物ガス発生源である。このため、昇温過程におけるガス放出の挙動を知っておくことは、ガス精製系のガス流量の決定や、不純物ガス濃度の変化を推定するためにも重要である。このため、グラフアイトおよびセラミック断熱材から放出されるガス量の過渡変化を、高温度領域について測定した。実験は温度をランプ状およびステップ状に変動させ、グラフアイトおよびセラミック断熱材の脱ガス速度の時間変化をもとめた。この測定によって、温度過渡度の脱ガス速度は次式で表わされることがわかった。S(t)=G・e$$^{-}$$$$^{k}$$$$^{t}$$・t$$^{2}$$次に、この速度式をを用い、昇温時のガスロープ内の不純物ガス濃度の変化を求める式を導いた。

報告書

JMTRの水化学

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI 1213, 30 Pages, 1972/02

JAERI-1213.pdf:1.29MB

JMTRの一次冷却水の化学的特性を知るために、JMTRに時性期間中、種々の分布を行なった。分析対称としては、腐食生成物、腐食に大きく影響する酸素等溶存ガス核分裂生成物特にヨウ素を選んだ。これらの測定値をJMTR設計時の想定値を比較し、概して想定値が妥当であることを確認した。また、放射線物質の濃度を計算によってある程度推定できることもわかった。Na$$^{2}$$$$^{4}$$についてはその生成機構に関して若干の考慮を試みた。核分裂生成物としては放射性ヨウ素が検出されたが、濃度は低く、燃料ヨウ素の表面汚染によるものと考えられる。放射性ヨウ素の求め方について多少の検討を行なった。

報告書

JMTR分析手順; 改訂

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI-M 4594, 211 Pages, 1971/09

JAERI-M-4594.pdf:11.53MB

1969年6月に「JMTR分析手順」を作成したが、その後、改訂の必要が生じたので分析対象を大巾に増加して改訂版を作成した。この報文には、JMTRで行なわれる分析法、分析装置を示している。分析操作は基準化することによって作業効率を高め、迅速なモニタリング、異常事故時の早急な原因究明と対策の確立をとることができるようになっている。記載されている分析法は、各種の分析法を十分に検討し、JMTRの目的に合致した迅速、簡単、高感度な方法のみを選び、また、必要に応じて新たな分析法及び測定装置の開発を行なった。

報告書

原子炉一次冷却水の放射線分解

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI 1204, 11 Pages, 1971/03

JAERI-1204.pdf:0.75MB

この論文の目的はJRR-2およびJMTRの一次冷却水の放射分解を研究し、水分解に与える温度、PH、溶存酸素、過酸化水素の効果をしらべることである。更に、原子炉内で速中性子および$$gamma$$線の混合照射を受けた場合の水分解の正味のG値をもとめ、原子炉の再結合器、脱気装置の設計資料として必要な水分解量をもとめることである。JMTRの水分解に与える温度効果は、次式で表すことができる。Ft=(2.3-2.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$t) JRR-2およびJMTRの炉出力1MWあたり比分解量は、炉心の出力密度P(Kw/l)の平方根の函数として次式で表すことができる。Q=§exp(-入P$$^{1}$$$$^{/}$$$$^{2}$$) gr(H$$_{2}$$O)/MW、hr 水分解の正味のG値は、温度50$$^{circ}$$C、出力50MWのJMTRでは、8.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$pm$$20%、JRR-2の10MWでは、8.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$pm$$20%であった。

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