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沢 和弘; 村田 勲; 塩沢 周策; 松本 実喜夫*
Nuclear Technology, 106, p.265 - 273, 1994/06
被引用回数:2 パーセンタイル:28.09(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉では、通常運転時に燃料から微量の核分裂生成物が放出され、沈着性の核分裂生成物は1次冷却系内面に沈着する。減圧事故時には、沈着した核分裂生成物が化学的又は物理的な力で離脱する可能性がある。この離脱量は、環境被ばくへの潜在的な危険性を有しているため重要である。そこで、大口径破断事故によって生じる急速減圧状態下における核分裂生成物の挙動を解明するために、ブローダウン試験、拭取り試験及びリーチング試験を行った。これらの試験の結果、沈着核分裂生成物の離脱は、急速減圧状態では、脱着によって生じるだけでなく、金属表面の微細構造の剥離等の物理的作用によっても生じることが分かった。従って、この離脱割合は沈着核分裂生成物の金属母材中または酸化皮膜への侵入割合に依存すると考えられる。
松本 実喜夫*; 伊藤 治彦; 馬場 治; 板橋 行夫
JAERI-M 94-020, 36 Pages, 1994/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の一次系に沈着する核分裂生成物の沈着量及び沈着分布を推定することは、原子炉の遮蔽設計あるいは保守・点検及び事故解析に不可欠である。JMTRでは、HTTR用燃料照射研究に用いている高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)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。本報告書は、FP分布測定の沈着量を定量するために用いてきた沈着換算係数が妥当であるかを検証するため、管状線源を測定しその結果をまとめたものである。管状線源測定の結果、沈着量は20%の誤差範囲内で測定できていることが確認された。
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
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1500Cの場合、ヨウ素放出率は1300C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。
沢 和弘; 伊藤 治彦; 松本 実喜夫*; 遠藤 泰一; 塩沢 周策; 市橋 芳徳
JAERI-M 91-207, 34 Pages, 1991/12
高温ガス炉の減圧事故時における沈着核分裂生成物(FP)の離脱割合の評価方法を検討するために、離脱実験を行った。実験の特徴は以下のとおりである。(1)大口径破断を想定した場合にも実験結果を適用できるように、実験範囲を高いガス流速まで広げた。(2)高温ガス炉の1次系の状態を模擬したOGL-1を用いて、実際にFPを沈着させて試料を作成した。(3)離脱機構を総合的に検討するため、ガス流速の上昇による離脱実験(ブローダウン試験)に加えて、拭取り試験、温水洗浄及び化学リーチング試験も実施した。本報は、実験に基づき、高温ガス炉の事故時のFP離脱割合の評価方法を検討したもので、高温工学試験研究炉の安全評価における離脱割合評価方法も併せて示した。
河村 弘; 石塚 悦男; 松本 実喜夫*; 稲田 征二; 加藤 岑生; 瀬崎 勝二; 斎藤 実
JAERI-M 89-073, 52 Pages, 1989/06
JMTRでは一次冷却水中のトリチウム濃度が原子炉運転に伴って増加する現象が観察されており、このトリチウムの発生源の1つとして炉心構成材であるベリリウム製反射体要素が注目されている。また、核融合炉ブランケット技術開発の一環として、中性子増倍材であるベリリウムの照射試験も計画されている。そこで、我々は、ベリリウム中のトリチウム挙動を正確に把握するために、反射体要素材の製造法であり、中性子増倍材の製造法と思われるホットプレス法により製造したベリリウムを照射試料とし、その照射試料をキャプセルに入れてJMTRで中性子照射を行なった。本報告書では、中性子照射キャプセルの製作の観点から、照射試料の仕様とキャプセル形状についてまとめるとともに、キャプセルを解体する上で把握しておく必要がある試料容器内のトリチウム量評価のために行なった試料容器のパンクチャー試験結果について述べる。
露崎 典平; 松本 実喜夫*
JAERI-M 88-225, 44 Pages, 1988/11
HTTRの安全評価に資するため、HTTRの一次系とほぼ同じ条件で運転されているOGL-1一次系のFPプレートアウト測定を実施した。測定は、第3次燃料試料が照射されたJMTR第46サイクル(1979年3月)から第9次燃料試料の第73サイクル(1986年4月)までの長期に渡り実施した。測定の結果、Csは、測定できた配管のうち400~500C付近の配管に多く沈着するとともに、燃料からのFP放出量が減少すると500C以上の高温配管で離脱し、400C前後の配管に再沈着することなどが明らかになった。