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山本 純太*; 衣笠 学*; 横内 洋二*; 堤 正順*; 栢 明; 渡辺 昌介*; プル燃料部; 設計開発課*
PNC TN843 83-06, 16 Pages, 1983/09
C型特燃2型要素用混合酸化物ペレットの先行試験を通じ,本番製造における工程条件の確証を行った。又,混合酸化物ペレットの焼結密度の測定及び,分布等の検討を行うと共に,経時変化を調べるためガス,水分等の化学分析を行い,燃料ペレットの健全性を確認した。
渡辺 昌介*; 井滝 俊幸*; 山内 勘; 樫原 英千世*; 榎戸 裕二*; 柴原 格*; 井上 裕二*
PNC TN941 82-38, 57 Pages, 1982/02
「常陽」増殖炉心では,等温反応度係数および流量係数に関して,50MW低出力試験中に詳細な測定を行った。以来,原子炉の50MWおよび75MW定格連転が約4年間にわたって行われた。この間,炉心燃料集合体は,初期の70体から75MW第6サイクルの79体まで拡大された。本試験は,75MW第5サイクルと第6サイクルとの間の特殊試験サイクル期間中に行ったもので,炉心の経年変化に伴って,等温反応度係数および流量係数が変化するかどうかを調べることを目的とした。得られた結果は次の通りである。〔等温反応度係数〕1)実測値は,設計値および低出力試験時の測定結果と良い一致を示した。〈実測値‥(-3.85+-0.17)
10-3%
k/k/
〉有意な経年変化や出力係数特異現象に係わる変化は,認められなかった。〔流量係数〕1)一次系ナトリウム流量を100%から20%へ変えた時の反応度変化量は,(-8.2
-10.7)103%k/kであった。この値は設計値の1/10に相当し,75MW出力上昇試験前の約1/3になっていることがわかった。2)この流量係数の変化が,75MW出力上昇試験中に起った出力係数の特異現象と関連するかどうか,今後検討する必要がある。
石田 泰一; 渡辺 昌介*; 小松 純治*; 河田 東海夫*
PNC TN243 81-03, 24 Pages, 1981/10
高速炉用燃料開発計画の一環としてラプソディ、DFR等、海外の高速炉を利用して行った燃料要素照射試験の概要及び高速実験炉「常陽」における燃料の燃焼実績をまとめた。海外の高速炉を利用した一連の試験で照射した燃料要素本数は約100本であり、最高到達燃焼度は約113,000MWD/T(要素平均値)である。一方高速実験炉「常陽」ではこれまでに約8,400本の燃料要素が燃焼済み又は燃焼中であり、最高燃焼度は約32,000MWD/Tにいたっている。これらの燃料の照射後試験により、FPガス放出率等燃料設計上有用なデータが得られた。
再処理建設所 管理課; 渡辺 昌介*
PNC TN851 77-02, 472 Pages, 1977/02
本巻では,第1巻第2章で類別した超U元素を含む廃棄物の処理及び固定化の各種の方法についてのべる。ここで用いる処理(treatment)とは,輸送,貯蔵あるいは処分のために1次廃棄物の形態を変える何等かの行動を指し,また固定化(immobilisation)は,廃棄物の置かれる環境の作用をより受けにくいように1次廃棄物の形態を変えることを意味する。場合によっては,処理及び固定化の必要がないこともありうる。これら2つの作業は,公象の健康及び安全を防護するかあるいは公衆の健康及び安全を損うことなしにコストを低減する場合に有利であると考えられる。第5章から第16章に示す各種の方法は,燃料サイクルバックエンドから生ずる特定の性状の廃棄物に適用する処理を詳述したものであるが,これに加えてその処理法の状況すなわち利用可能性の有無の観点からも論じている。現在利用できない方法についてはその開発の段階を示し,あわせて工業的な実用化に必要な研究項目を記述する。ここにまとめた情報は個々の処理に関連する技術のみを示し,読者に各処理法の技術的な様相及び開発状況を評価する基準を提供するものである。処理法はまだ最適化されておらず,その効力について結論づけあるいは勧告する企図はない。(ERDA-76-43)
渡辺 昌介*; 再処理建設所 管理課
PNC TN851 76-04, , 1976/08
この報告書は,商業用軽水炉燃料サイクルのバックエンドから発生する廃棄物の技術的な管理の諸方法について,廃棄物の種類及びその管理に利用できる各種の技術ならびにこれら技術の利用の可能性を記述したものである。この報告書の目的は,将来の決定,評価及び環境へのインパクト陳述書の根拠に役立つと考えられる技術情報を包括的に要約することにあり,従って,ある特定の廃棄物管理技術をとりあげたり,比較評価することはさけた。技術は発達の過程にあって,この報告書は将来見直しが必要であるが,その場合は,この内容は今後の補遺,改訂の基準となろう。廃棄物の管理は,処理,暫定貯蔵,輸送及び最終貯蔵あるいは処分の4段階に大別されるが,この報告書はこれをうけて下記のように5巻に分割した。第1巻:軽水炉燃料サイクルにおいて,原子炉及びそのバックエンド(再処理及び燃料加工など)より生ずる廃棄物の各種管理方法第2巻:廃棄物の各種処理方法第3巻:暫定貯蔵と輸送第4巻:最終貯蔵及び処分第5巻:付録,特に今後最終貯蔵あるいは処分に利用できる地質構造の特性に重点をおいた補足情報この報告書の作成は,ERDAのNuclear Fuel Cycleand Production部の指示を受けて,1975年8月に開始され,執筆には,ERDAの契約者,民間工業及び大学の専門家が当たり,調整はBattelles Pacific NorthwestLaboratoriesが行った。完成したのは,1976年の3月であるが,各種技術の状況は,1975年9月1日現在について記述した。
渡辺 昌介*; 西谷 隆夫*; 河野 信昭*; 宮原 顕治
PNC TN843 73-06, 43 Pages, 1973/05
各種環境試料(海水,海底土,魚網,海産生物,雨水)中のSUP95/Zr-SUP95/Nbの分析方法について検討し,比較的多量の試料を用いて簡易迅速に定量する方法を確立した。この分析方法を用いて各種試料の実分析を実施し結果を得た。海水,海底土,魚網の分析方法は,まず前処理として水酸化共沈分離(海水),ばい焼-塩酸・フッ酸浸出-鉄除去(海底土),ばい焼-燃焼-海底土と同様に処理(魚網)などの前処理を試料により適宜行った後,塩酸溶液からTBP抽出,希塩酸による逆抽,マンデル酸を加えてマンデル酸塩として沈殿させ,ろ過乾燥し低バックグランドベータ線放射能測定装置により測定する。雨水試料は,坦体共存中で水酸化物として共沈させ,この沈殿をろ過塩酸で溶解後NaI 検出器を付けた多重波高分析装置で測定する。本法の分離操作を行えば,試料中に共存するFe,SUP125/Sb,SUPnat/U,を完全に除去し,さらにSUP106/Ru,SUP144/Ce,SUP137/Cs,SUP90/Sr,SUP152/Euなども妨害しないことを確認した。全操作を通じてSUP95/Zr-SUP95/Nbの収率は海水,海底土については5080%,魚網,海産生物,雨水では7595%であった。また,本文の付録として,これまでの検討結果をもとに標準作業法(案)をまとめてみた。
