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佐野川 好母; 井沢 直樹; 河村 洋; 奥 達雄; 戸根 弘人
JAERI-M 84-190, 177 Pages, 1984/10
本報告は、昭和57年度と58年度における高温工学部の研究開発を述べたものである。当部の研究開発は主として多目的高温ガス実験炉、核融合炉に関するものであり、伝熱、流体力学、構造工学、材料試験、計算コードの開発、ヘンデルの運転、ヘンデルの燃料体スタック実証試験部(T
)による試験で得た主要な研究成果を記載した。
戸根 弘人; 岡本 芳三
JAERI-M 84-083, 44 Pages, 1984/05
高温ガス冷却炉のヘリウムガス冷却材には化学的不純物ガス及び核分裂生成物が存在する。ヘリウムガスは不活性であるが、不純物ガスと高温の原子炉構成材料との化学反応によって酸化、脱炭、侵灰を生じ、更に酸化物生成物の放射化および放射能の蓄積などを生じる。このため、不純物ガス濃度の低減、並びにヘリウムガス冷却材の化学的雰囲気の制御は高温ガス冷却炉のヘリウム技術の重要な分野である。ここでは、高温ガス冷却炉及びガスループのヘリウム技術を調査、整理し、今後のヘリウム技術開発の試料とした。
戸根 弘人; 滝塚 貴和; 河村 洋; 武藤 康; 奥 達雄; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 83-227, 74 Pages, 1984/02
高温ガス冷却炉を使用した構成機器について、核熱エネルギー利用の見地よりみたシステム構成例及び高温工学の分野における限界技術課題として、高温層流化、高温断熱、高温材料強度、核融合炉などについて、トピカルにその課題例をまとめたものである。
戸根 弘人; 根小屋 真一; 大内 義弘; 下村 寛昭; 田中 利幸; 藤田 久美雄; 岡本 芳三
JAERI-M 8309, 73 Pages, 1979/07
HENDELは多目的高温ガス実験炉の炉内構造物、中間熱交換器、高温配管などの性能および健全性を実証するため、1980年未完成を目標に、その設計製作が進められている。この設計製作にさきだち、HENDELの基本的な全体系統設計、各部系統設計および構成機器設計を行なった。本報告書はHENDELの主要な構成機器設計を行なった。本報告書はHENDELの主要な構成要素であるメイクアップ系および精製系の構造、構成機器、設計データ、物質収支、熱収支など基本製作設計を遂行する過程で実施された検討内容をまとめたものである。
戸根 弘人
JAERI-M 8031, 13 Pages, 1979/01
高温ガス炉のヘリウム冷却材の精製に使用する酸化銅ベッドの設計法に関する検討を行なった。CuOによるH
の酸化反応は気相接触反応で、総括反応速度とガス境膜物質移動速度から、この反応の律速段階はガス境膜の物質移動ではなくCuO表面の化学反応にあることがわかった。酸化銅ベッド内のHの酸化プロセスは一般の触媒反応塔内のプロセスと類似である。しかし、酸化銅ベッドでは反応の進行と共にベッド内のCuO/Cuの比が減少し、このため反応速度が減少する点が一般の触媒反応塔のプロセスと異なっている。したがって、この報文では触媒反応塔で用いられているHRU(Height of Reaction Unit)の概念と、このHRUがCuOの減少に比例して酸化銅ベッド内を移動するというプロセスを用いて酸化銅ベッドの容量をもとめる方法を得た。
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
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。
戸根 弘人; 岡川 誠吾
JAERI-M 7093, 10 Pages, 1977/05
核分裂生成ヨウ素のキャリオーバーの測定を大気圧下で小形実験装置を用いて行なった。F.P.のヨウ素は水中で数種の化学状態を有しているので、ヨウ素の化学種とキャリオーバーの関係についても測定した。一定の蒸発速度でヨウ素のキャリオーバー係数を測定したとき、そのキャリオーバー係数は水の蒸発量の増加と共に増加する。すなわち、蒸発量が1%ではキャリオーバー係数は2であるが、蒸発量が10%に達するとキャリオーバー係数は500に増加する。また、最初に試料水に含まれる揮発性の分子状ヨウ素の含有率は4.3%であるが、10%蒸発後の分子状ヨウ素の含有率はゼロとなる。これらの実験結果から、ヨウ素のキャリオーバー係数はヨウ素の化学状態と関係があることがわかった。
戸根 弘人
チタニウム・ジルコニウム, 25(4), p.167 - 178, 1977/04
H.T.G.R.は一次冷却材としてHeを、減速材および燃料被覆材としてグラファイトを使用する。H.T.G.R.の炉心出口の冷却材温度は700
C以上の高温となるが、Heとグラファイト間の両立性に関しては問題ない。しかし、冷却材に含まれる不純物によってグラファイトおよび他の構造材が酸化される。このため、He純化技術が耐熱材料の開発と共にH.T.G.R.建設のキーポイントとなっている。高温ガス炉用He純化装置の開発が原子力先進国によって行われているが、ヘリウム冷却材に含まれる水素の除去にチタンスポンジが最近使用されるようになった。このチタンスポンジは水素の吸収量が大きく、しかもその温度制御が容易などの利点を有している。この報文ではH.T.G.R.におけるチタンスポンジの使用と、JMTRのOGL-1に使用されたチタンスポンジトラップについて説明した。
戸根 弘人
JAERI-M 6505, 18 Pages, 1976/04
JMTRに設置されているOGL-1ガススループヘリウムガス圧力30kg/cm
で試料部出口の最高ガス温度1000Cを目標としている。このガスループのヘリウム冷却材の不純物濃度を10ppm以下に維持するため、4つのトラップから構成されるヘリウム精製系がOGL-1に設置される。この精製系の設計において、これらのトラップの容量を決めるために用いた吸着等温線、計算方法、計算式などの詳細を示し、更にトラップ容積、寸法を決定するまでの経過についても記載した。
戸根 弘人
質量分析, 23(1), p.79 - 85, 1975/01
高速中性子による重水濃度の分析に関する研究を行なった。ある容積の重水に高速中性子を照射したとき、重水濃度と重水中の熱中性子量との間に相関関係が存在する。高速中性子源として10m
の
Am-Beを使用した。実験に使用した重水体積は1l,2lおよび5lであった。実験結果より、重水濃度〔C〕と熱中性子計数値〔N〕との間に次の関係が成立つことがわかった。すなわち、重水濃度が80mol-%以下ではN=Kexp(-PC)が成立し、重水濃度が80mol-%以上ではN=KC+qの関係が成立つ。ここで、K,K,P,q、は定数である。この重水分析法の検出感度は重水体積が5lのとき0.5mol-%であった。また、重水中に中性子吸収断面積の大きなボロンやウランまたは気泡が含まれている場合の分析に与える影響についてもしらべた。
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
・t次に、この速度式を用い、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。
福原 昌志*; 井崎 隆*; 戸根 弘人; 近藤 欣也*
FAPIG, (69), p.2 - 7, 1973/00
多目的高温ガス冷却炉の開発の一環としてOGL-1が日本原子力研究所材料試験炉(JMTR)に設置され高温、高圧、高中性子束下での燃料および材料の照射、構造材料の強度試験、核分裂放射性物質の挙動など、炉外高温ヘリウムガス・ループなどでは得られない核熱特性を含む種々の試験を行なうことになっている。本試験は高温ガス炉に要求されるガス純度と同等以上のものを得るためのヘリウムガス精製に関する設計データを求めるために行なうもので、OGL-1の設計、製作に反映される。現在、すでに予備試験を含む実験を開始し貴重な経験を得ているが、本稿では試験の必要性、試験計画の概要、装置の紹介をする。
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
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。
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
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。
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
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
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
10t) 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
) gr(HO)/MW、hr 水分解の正味のG値は、温度50C、出力50MWのJMTRでは、8.610
20%、JRR-2の10MWでは、8.81020%であった。
戸根 弘人
日本原子力学会誌, 7(2), p.58 - 64, 1965/00
重水または軽水減速型原子炉では、水の放射線分解によって原子炉内で水素・酸素を発生する。この水の放射線分解の現象は、原子炉の場合には水素ガスの蓄積およびその爆発の危険性、原子炉材料の腐食等の問題を生じ、さらに重水炉の場合には高価な重水の消失などの安全上、また経済上好ましくない結果を生ずる。この発生した水素・酸素を再結合させるため,原子炉ではアルミナーパラジウム触媒(AlO
-Pd)またはアルミナ白金触媒(AlO-Pt)が再結合用触媒として使用されている。
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。
