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冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.
JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。
園部 保
JAERI-Tech 99-083, p.84 - 0, 1999/12
NUCEFのプルトニウム運転時において、核燃料物質の計量管理及び原子炉施設の運転管理に必要となる分析マニュアルを作成するために、関連研究報告及び類似施設において実用されている分析手法を収集し、NUCEF分析設備に配備される分析機器及び設備運転の制約などを考慮して、分析項目ごとに対応する分析法を選択したものである。また、分析法の概略、使用する分析機器の測定原理についても記述し、分析業務従事者の理解を深め、習熟を容易にするための教育書として活用できる内容とした。
山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純
JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06
本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。
宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二
JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。
安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10
被引用回数：8 パーセンタイル：60.22(Nuclear Science & Technology)ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種(
U,
Pu,
Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO
燃料に対して約5%、GdO
-UO燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、
Eu及び
Sbが非常に大きなくい違いを示した。
柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
安達 武雄; 大貫 守; 吉田 伸彦*; 園部 保; 川村 亘*; 武石 秀世; 郡司 勝文; 木村 貴海; 鈴木 敏夫; 中原 嘉則; et al.
Journal of Nuclear Materials, 174, p.60 - 71, 1990/00
被引用回数：40 パーセンタイル：94.49(Materials Science, Multidisciplinary)燃焼度7000から39000MWd/tの使用済PWR燃料の硝酸溶解挙動と不溶解性残渣の化学的性質について調べた。燃料棒を3~5mmの長さで切断して得た燃焼度の異なる試料片は3M硝酸により100
Cにおいて2時間以内で溶解した。不溶解性残渣量は7000~30000MWd/tの範囲では燃焼度に比例して増加し、30000MWd/t以上の燃焼度では増加の比率は上昇した。不溶解性残渣の70%以上は核分裂生成物、即ち、Mo、Tc、Ru、Rh、Pdから構成されている。これらの元素の不溶解性残渣中の相対比は、燃料中に生成した元素の相対比とは異なっていること、X線回折により六方晶系のRu合金相が確認されたことから、不溶解性残渣の主成分はRu、Moなどから成る合金と考えられる。
須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00
被引用回数：9 パーセンタイル：70(Nuclear Science & Technology)JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊
線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による
Csの放射能強度および
Cs/Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。
夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10
被引用回数：14JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。
夏目 晴夫; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 園部 保; 臼田 重和
Journal of Nuclear Science and Technology, 9(12), p.737 - 742, 1972/12
使用ずみ燃料の燃焼率測定を目的とするイオン交換系統分離法を開発した。まず、小量の硝酸とフッ酸をふくむ塩酸を溶離液として陰イオン交換により分族分離する。ついでいくつかの陽イオン交換あるいは陰イオン交換分離過程によって、各族から目的の元素を単離する。本法により単一の試料からウラン、ネプツニウム、プルトニウム、ならびに核分裂生成物としてセシウム、モリブデン、ネオジムなど、燃焼率測定のために定量を必要とする元素をすべて系統的かつ定量的に分離することができる。また、試料溶解のときに分取比モニターとして添加した銅を定量的に回収できることを示した。なお、燃焼率測定のためのルーチン業務におけるイオン交換分離技術の有用性を論じた。
