Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
八巻 治恵
放射線と産業, (88), p.61 - 66, 2000/12
平成10年11月から国際技術協力員としてタイ原子力庁に2年間滞在し、タイ王国、原子力事情、タイ照射センター、放射性同位元素の生産、Co-60事故等について紹介する。
八巻 治恵; 藤川 正剛; 板垣 正文; 石田 紀久; 水島 俊彦; 工藤 隆広*; 坂本 幸夫; 伊勢 武治
原子力工業, 38(4), p.13 - 28, 1992/04
設計過程における設計支援するための試験・実験・船体部設計については、船体構造及び航海機器・原子炉設計については、炉心構成、冷却設備、計測制御設備、放射線管理設備、格納容器、電源設備及び推進プラント設備について述べた。
八巻 治恵
原子力工業, 38(4), p.10 - 12, 1992/04
昭和38年から平成4年までの30年間に及ぶ「むつ」研究開発の主要経緯について述べた。すなわち、初期基本計画における「むつ」の建造及び初期出力上昇試験と放射線漏洩;その対策としての遮蔽改修及び安全性総点検;その後見直しされ新しくなった基本計画に基づいての原子炉及び船体の点検・整備;使用前検査合格証及び船舶検査証書を得るための出力上昇試験・海上試運転の実施;引続き行われた実験航海について概要を記述した。
八巻 治恵
作業船, 0(186), p.42 - 50, 1989/11
平成元年6~7月に、関根浜港において原子力船「むつ」の上架点検を行った。これは、沖合で「むつ」を浮ドックに上架し、この状態の浮ドックを引船団が港内に曳航し、岸壁係留して渠中工事を行い、その後ほぼ逆の手順で下渠するというものである。多数の各種作業船が活躍した我が国では初めての経験である。原子力船「むつ」の昨今、上架方法の検討経緯、浮ドックの準備作業及び上架点検の実施状況について述べ、特に浮ドックの回航、錨設置作業、浮ドックの係留、「むつ」の上架作業、「むつ」を上架した「さがみ」の曳航、渠中工事、港外曳航と下架作業及び海上確認運転の各作業について、作業船の操船を中心に述べた。
三島 良績*; 大久保 忠恒*; 大石 政夫*; 青木 利昌*; 児玉 敏夫; 八巻 治恵; 高橋 宏美*; 井上 伸*; 近藤 吉明*; 永野 彰*; et al.
日本原子力学会誌, 31(10), p.1129 - 1143, 1989/10
被引用回数：6 パーセンタイル：59.75(Nuclear Science & Technology)我が国のPWR燃料の信頼性を実証するために、国の計画に基づいて行った試験結果をまとめたものである。標準的な製造工程で作られた10体の燃料集合体を照射し、燃焼度8.4、17.6及び31.4GWd/tの3体について、昭和55年から61年の間に照射後試験を実施した。得られたデータを解析・評価し、PWR燃料集合体の信頼性を実証することができ、また、PWR燃料の安全性研究の基礎となる膨大なデータを収集することができた。
八巻 治恵
船の科学, 42(10), p.52 - 59, 1989/00
平成元年6~7月に、関根浜港において原子力船「むつ」の上架点検を行なった。これは、浮ドックを用いた沖合での上架・下架作業及び「むつ」を上架した浮ドックを曳船団が曳航しての入港・出港という我が国初めての方法を用いて行なった。原子力船「むつ」の昨今として建造以後の経緯も含めて紹介し、上架点検の方法の検討、浮ドックを用いた船体点検の安全性の評価、上架点検実施状況及び「むつ」の今後の計画について述べた。
小佐古 敏荘*; 石飛 益弘*; 岡本 弘信*; 河田 東海夫*; 佐藤 政一*; 土井 英雄*; 三谷 鉄二郎*; 八巻 治恵; 山林 尚道
原子炉以外の原子力施設の基準と指針(米国), 404 Pages, 1986/00
原子炉以外の核施設(a)ウラン濃縮施設、(b)加工施設、(c)未照射核分裂性物質貯蔵施設、(d)照射済核分裂性物質貯蔵施設、(e)再処理施設、(f)転換と回収処理施設、(g)放射性廃液処理施設、(h)放射性固体廃棄物処理施設、(i)ホットラボラトリー、(j)トリチウム施設について、前半で共通する基準、規格&設計指針を参考資料と共に述べ、後半で各施設ごとに詳細に適用される基準、規格および指針を記述する。検討された項目は次の通りである。定義及び概説、立地条件と環境保護、主要部の設計指針、一般安全クラスのシステム設計指針、一般非安全クラスのシステム設計指針、放射性廃棄物管理、放射線防護、事故時解析、運転中の管理行為、運転中の制御と制限、品質保証。
小佐古 敏荘*; 石飛 益弘*; 岡本 弘信*; 佐藤 政一*; 土井 英雄*; 三谷 鉄二郎*; 八巻 治恵; 山林 尚道
原子力科学プラントに対する安全審査指針(英国), 75 Pages, 1986/00
英国、原子力施設検査局(NII)がUKEA(英国原子力公社)及び政府所有以外の原子力化学プラント(燃料加工、再処理、同位体分離、廃棄物の貯蔵と処分)の安全審査を行うに際しての手引きとなる原則について述べたものであり、次の4つの部分よりなっている。1.根本原則 2.通常運転時及び事故時に放射線の影響を小さくするための基本原則と目標 3.設計指針 4.安全性に関する管理指針(品質保証を含む)
坂倉 敦; 八巻 治恵; 岩本 多實
Proc.30th Conf.Remote Systems Technology 1982,Vol.2, p.3 - 9, 1982/00
1979年12月に運転を開始した原研の実用燃料の照射後試験施設は5,600m
の延床面積をもち、プール、
セルライン、
セルラインの主試験施設と関連の施設からなっている。照射後試験は(1)集合体外観検査、寸法測定、解体、(2)燃料棒外観検査、寸法測定、スキャンニング、X線検査、渦流探傷、(3)パンクチュア、ガス分析、リーク検査、(4)金相試験、微小スキャン、EPMA、(5)被覆の強度試験、硬さ測定など一連の非破壊および破壊試験が行なわれている。現在までにPWR,BWR燃料の各試験により多くのデータが取得されて来た。また試験の実施によって各種試験装置、試験技術、施設の有効性の確証が行なわれ所期の目的を果していることが裏付けられた。本論文は燃料試験施設およびここで行なわれている照射後試験の技術を代表的なデータと共にとりまとめたものである。
坂倉 敦; 八巻 治恵; 岩本 多實
Proc.30th Conf.Remote Systems Technology l982,Vol.2, p.10 - 15, 1982/00
原研の燃料試験施設は1972年12月から実用燃料を受入れ照射後試験を開始した。PWR,BWR,ATR各燃料の集合体、燃料棒、燃料ペレット、被覆管および集合体構成部材について広範囲な試験が行なわれている。長さ4m、重さ700Kgの燃料集合体のハンドリングおよび各種試験は形状、発熱、放射能など集合体特有の性状に起因する諸問題を解決しなければならない。燃料試験施設ではこれらを解決するためホットセルを大型にすると共に集合体、燃料棒をたて型で取扱い、徐熱のため強制冷却システムを付加し又遮蔽には補償材を付加し放射線漏洩の防止を図った。燃料集合体のハンドリングおよび各試験はこの施設で着実に実施されており、今日まで行なってきたPWR,BWR燃料の照射後試験によりこの適切さが確認された。本論文は燃料集合体を中心とした照射後試験技術をホットセル施設と共に紹介したものである。
八巻 治恵; 堀木 欧一郎; 一色 正彦
日本原子力学会誌, 21(12), p.925 - 934, 1979/00
被引用回数：0燃料及び材料の研究が主に行われている研究用原子炉として、JRR-2及びJMTRを選び、それらの原子炉及び附設されている照射設備の構造等の説明を行い、現在の照射技術及び今後の計画等についても述べてある。
八巻 治恵; 野村 靖; 長松谷 孝昭; 山原 武; 酒井 陽之
JAERI-M 6250, 76 Pages, 1975/10
昭和49年5月20日JMTR第27サイクル運転中、多目的高温ガス炉用被覆粒子燃料の試験試料の照射キャプセル72F-7Aから微量の核分裂生成物が漏洩するという異常現象が発生した。この原因究明のため調査・試験を行なった結果、照射時に試料温度を約1600
Cに保持するために、キャプセル内に組込んだ熱反射板(材料はNi)と不純物ガス吸着を目的とした板(TiおよびZr)が接触しており、この部分の温度が照射時約1000Cとなり接触点を通してこれらの金属の拡散が起き、この温度で液相をなす低融点合金ができ、燃料被覆管(Nb-1%Zr)をも溶し管壁にピン・ホールができたためであることが判った。この報告書は故障の発生状況および処置、キャプセル設計の考え方、原因究明のため行った照射後試験および模擬キャプセルを用いた再現確認試験について報告する。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
