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向 泰宣; 庄司 薫; 林 宏幸*; 中村 仁宣; 栗田 勉
Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07
高濃度プルトニウム系溶液の液量測定では、マノメータによる方法が一般的である。計量管理上、0.36%以内の精度維持が求められており、定期的に校正を行っているセンサーのみならず液量測定システム全体として健全性を維持する必要がある。仮に導圧管先端に部分的な閉塞が生じた場合、測定値にバイアスが生じる可能性があることから、溶液保管中における健全性確認方法を検討した。その結果、(1)実溶液の定期サンプリングによるPu, U濃度,密度,酸濃度分析結果がKumarの密度式に当てはまること、(2)長期貯蔵時の核物質量が前回のサンプリング時における破壊分析結果と許容誤差範囲内で一致していること、(3)高精度の密度分析値とマノメータの密度測定値を比較検証することにより、密度差圧測定ラインの部分閉塞等に伴うバイアスの有無を判別できることがわかった。なお密度値の比較検証においてはKumarの密度式における密度の温度依存性を評価し、密度分析時と密度差圧測定時の異なる温度差を補正する方法を新たに確立した。
庄司 薫; 向 泰宣; 中村 仁宣; 吉元 勝起; 林 宏幸*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
高濃度プルトニウム系溶液の液量測定では、マノメータによる方法が一般的である。計量管理上、0.36%以内の精度維持が求められており、定期的に校正を行っているセンサーのみならず液量測定システム全体として健全性を維持する必要がある。仮に導圧管先端に閉塞が生じた場合、測定値にバイアスが生じる可能性があることから、溶液保管中における健全性確認方法を検討した。その結果、(1)実溶液の定期サンプリングによるPu, U濃度,密度,酸濃度分析結果がKumarの密度式に当てはまること、及び核物質量が前回のサンプリング/破壊分析時の値と誤差範囲内で一致していること、(2)閉塞等でバイアスが生じる密度差圧の健全性確認のため、高精度で分析された密度値と密度差圧からの密度値を比較検証することが有効であることがわかった。なお密度値の比較検証においてはKumarの密度式における密度の温度依存性を評価し、密度分析時と密度差圧測定時の異なる温度差を補正する方法を新たに確立した。
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/cm
sec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。
磯前 日出海; 中村 仁宣; 松本 正喜; 加藤 良幸; 中道 英男; 小磯 勝也*; 庄司 薫*
no journal, ,
グローブ作業時の手部被ばくの管理方法として繰り返し利用可能なガラス線量計を指輪型線量計として作業管理に適用した。同管理手法を紹介するとともに、ガラス線量計の照射結果について示す。
中村 仁宣; 中道 英男; 高谷 暁和; 庄司 薫*; 松本 正喜; 藤咲 栄; 吉元 勝起
no journal, ,
ふげんMOX使用済燃料から回収された硝酸プルトニウム溶液による混合転換試験のため、発熱量評価を実施した。本件では溶液系について熱影響に対する指標を温度測定結果と設計温度を比較することより確立した。
藤咲 栄; 中村 仁宣; 高谷 暁和; 中道 英男; 松本 正喜; 庄司 薫*; 吉元 勝起
no journal, ,
ふげんMOX使用済燃料から回収された硝酸プルトニウム溶液を用いた混合転換試験のため、発熱量評価を実施した。本件では粉末系について熱影響に対する指標を温度測定結果と設計温度を比較することにより確立した。
中道 英男; 広野 謙二*; 庄司 薫*; 中村 仁宣; 松本 正喜; 藤咲 栄; 吉元 勝起
no journal, ,
高次化プルトニウム利用を想定したMOX粉末取扱に関する混合転換試験として、MOX粉末の輸送中における発熱を予測するための温度指標を得るための温度測定並びに粉末物性への影響を評価した。その結果、有効な温度指標が得られるとともに、粉末物性への影響についても知ることができた。
