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石渡 名澄; 永井 斉
JAERI-M 87-179, 21 Pages, 1987/10
軽水炉の炉心損傷事故時のソースタイム評価において、FPヨウ素に起因する揮発性ヨウ化物生成による不確実度は、ヨウ化銀として固定化する方法により、大幅に低減化し得ることを期待できる。
ペレットの加熱による炉外EP放出実験石渡 名澄; 永井 斉
JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12
LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500
C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUOペレットからの
Csの放出割合を測定した。照射済みUOペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740C;Ar、32.8分加熱、1500~2255C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230C;Ar+蒸気+H、14.0分加熱、1500~2030C)であった。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄
JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03
JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および
Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI
であったが、原子炉停止直後にはI
(IO
,IO
)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主としてI,Mo,Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留しているIの量と系内水洗時のI濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔によるlに水中の除去効率、ループの気水分離器内でのIの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
ペレットからのXe-137とI-137の放出石渡 名澄; 永井 斉
日本原子力学会誌, 23(11), p.843 - 850, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度送入事故条件下の酸化物燃料よりのFP(主にゼノン,よう素)の放出挙動を明らかにするため、種々の軽水炉燃料をNSRRにおいて照射した後、照射燃料試料系中のCs-137を測定した。NSRR照射に依ってUOペレット中に生成したFP(主にゼノン-137,よう素-137)は、UOの蒸発と相関しつつペレット外に放出された。ここでUOの蒸発は、固体UOから昇華した部分および飛散した溶融UOから蒸発した部分を含めている。350cal/g・UO以上の発熱量において、蒸発は相当量に達した。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1021 - 1026, 1981/00
UOペレットからペレット外に、および燃料棒被覆管のピンホールからループ1次冷却水中に放出されるIの量とその様相を追求するため、原子炉内水ループにおいて、人工的にピンホールを付けた燃料棒を用いてFP放出実験を行った。 人工的にピンホールを付けた燃料棒は、沸騰水型運転モードにおいて照射されたが、照射時間は21.2日であった。冷却水中のIの量は、試料採取後に化学分離してから
線スペクトロメトリーにより測定した。 照射終了時点において、人工的にピンホールを付けた燃料棒からループ1次冷却水中に放出されたIの量は1.9Ciであった。照射期間を通して、Iの平均放出率は2.5
Ci/sであった。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1027 - 1033, 1981/00
人工欠陥燃料と炉内水ループを用いたFP放出実験において、I-131とCs-137の放出挙動に対するループ1次冷却水温度の条件変動の影響を追及した。 JMTR定格出力運転等価時間として約12日間の照射後に、ループ1次冷却水温度降温操作が始まり、それから6時間後に原子炉停止操作が行われた。上述のような操作が行われている間に、燃料棒から放出されるI-131の様相を明らかにするため、ループ1次冷却水中のI-131量を測定した。併せてCs-137量の測定も行った。 I-131の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時および原子炉停止操作時に出現した。Cs-137の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時に出現した。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
石渡 名澄; 永井 斉; 武田 常夫
JAERI-M 8184, 39 Pages, 1979/03
JMTR・OWL-1において、人工欠陥燃料試料を照射する方法に依り、FP放出実験を行なった。この報告書は、1975年から1978年までの間のOWL-1一次冷却水中のセシウム137の測定データを示したものである。
山本 克宗; 中崎 長三郎; 石渡 名澄; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 8045, 128 Pages, 1979/01
JMTR・OWL-1において、一連のFP放出実験を遂行してきた。FP放出実験の目的は、(1)通常運転時の軽水炉プラントにおける破損燃料棒よりのFP放出の挙動と機構を解明する、ことと(2)BWRの主蒸気管破断やPWRの蒸気発生器細管破断のような事故に起因した破損燃料棒よりのFPヨウ素の追加放出量を求める、ことである。この報告書では、FP放出実験と実験装置・施設の概要を解説し、炉外予備実験、準備的なFP放出実験および第1回と第2回のFP放出実験のデータを記載した。本報告書は、LWR燃料のためのFP放出実験データ集の第1報に相当する。順次に続報を刊行する予定である。
石渡 名澄
JAERI-M 7983, 18 Pages, 1978/11
軽水型動力炉の破損燃料からFPよう素が追加放出される現象を明らかにするため、あらかじめ被覆管に欠陥穴を作った二酸化ウランペレット-ステンレススチール被覆管型燃料試料を製作し、水冷却型インパイル・ループの炉内管において照射し、ループ冷却水中にFPを放出させた。実験パラメータとして、ループ冷却水の圧力低減及び温度降下、そして燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。各実験について、それぞれ燃料系内および冷却水系内におけるよう素131インベントリーおよびその移行に関する経時変化の様相を求めた。よう素131の追加放出量に関して、ループFP放出実験の結果と実用の軽水型動力炉プラントの測定結果の比較を試みた。
石渡 名澄
JAERI-M 7982, 25 Pages, 1978/11
燃料棒中のペレットからプレナムに放出されたFPガス量を計算するため、計算コード「FPRM-1」を開発した。原子炉内水ループにおいて、プルトニウム利用燃料や開発途上の燃料の照射試験を行う準備のため、提出したコードにより、種々の燃料棒中に生成・蓄積するFPの予備計算を行った。炉内水ループにおいて人工欠陥穴付被覆管燃料棒より放出されたI-131の測定結果と提出したコードによる計算結果を比較したが、両者の値は良い一致を見た。
石渡 名澄
JAERI-M 7092, 27 Pages, 1977/05
BWRプラントの主蒸気管破断の事故解析に寄与するため、原子炉内破損燃料よりのFP追加放出現象の解明を追及した。JMTR・OWL-1の炉内管照射部分に一連の人口欠陥燃料試料を順次装荷して照射し、燃料試料からループ冷却中に放出されたFPを測定した。実験パラメータとして、ループ冷却水圧力の低減変動とループ冷却水温度の変動付与、および燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。照射条件とFP放出率の関係および被覆管欠陥穴を経由して出入りする冷却水がFP放出に及ぼす影響を解析した。燃料試料内部の自由空間部分のFP量を推定し、その有用性を討論した。
石渡 名澄
JAERI-M 5440, 13 Pages, 1973/10
BWRプラントにおいては、使用中の燃料体よりのFP漏洩を最終的に確認するため、プール水中で検査対象の燃料体を封入容器内に一定時間密封し、その封入容器内の水相に放出された放射性ヨウ素を測定している。筆者は測定対象のFPとして放射性Csを併せて取り上げるならばFP漏洩の判定の確度をより向上できると考え、このような試料系中の放射性Csの分離のために塩化白金酸を適用する方法を検討した。確立し得た方法の概要をつぎに記す。 採取した試水を炉過処理し、塩酸およびCs担体を加えてから蒸発操作によりその体積を縮小する。試料溶液中に10mg以上のUを含む場合には、TBP-CHCL抽出によりUを除去する。Fe、Ce、Zrの水酸化物によりスカベンジングしたのちに塩化白金酸を加え、pH約10において塩化白金酸セシウムの沈殿を生成させる。塩化白金酸セシウムから調製した試料のスペクトルにより放射性Csを測定する。
石渡 名澄
トリチウムその性質と挙動; 「トリチウム」研究専門委員会報告書, p.158 - 161, 1972/10
1950年以前における熱核兵器の爆発実験開始とともに,空気中のトリチウム濃度の急増が認められる。最近数年間の国内におけるとリチウム消費量を推算すると年間10
Ciから10
Ciのオーダーを示しているようであり,各種形状のトリチウム廃棄物の蓄積が推測される。稼動原子力発電所数の増大とともに,環境に対するとリチウムの放出量も世界的に斬増の傾向をたどって行くことが予測されている。
石渡 名澄; 本島 健次
分析化学, 19(9), p.1180 - 1183, 1970/00
多量の鉄中の微量のマンガンの定量法を報告する.本法によれば,40mgまでの鉄試料中の2
60gのマンガンを定量することができる.試料は硫酸に溶解し,酒石酸ナトリウムを加えてから水酸化ナトリウムで溶液をアルカリ性にしたのち,シアン化カリウムを加える.さらに過剰の水酸化ナトリウムを加え,ついでアルミニウムはくを投入し溶解する.溶液に2-メチルオキシンー酢酸溶液をかき混ぜながら滴加してから,硫酸でpHを12.0
0.2に調節する.クロロホルムlO.Omlで抽出する.クロロホルム層は,EDTA洗浄液で洗浄する.波長395nmおよび580nmで,試薬ブランクを対照にしてクロロホルム層の吸光度を測定し,補正式を用いて,生成した鉄錯体の影響を補正してマンガンを定量する.本法を鉄鋼標準試料に適用した結果は,じゅうぶんに満足できるものであった.
本島 健次; 石渡 名澄
分析機器, 9(2), p.44 - 53, 1970/00
現在の分析化学の分野において,有機試薬として考えられているものは莫大な数の種類に達しており,多数の有機試薬が実用に供されている。本稿の表題の分析法においては,有機試薬として2-メチルオキシン(8-ヒドロキシキナルジン)を用いているが,これはオキシン(8-キノリノールまたは8-ヒドロキシキノリン)とともに,今日もっとも有用な分析用試薬の一つとして,分析化学界において確固とした位置を占めるに至っている。
本島 健次; 石渡 名澄
超微量成分分析, 3, p.207 - 232, 1970/00
本章においては,水中超微量成分の分析法の1つとしての放射化学分析法を対象に,その分析操作を記述する.すなわち,放射能の利用により水中に存在する放射性同位体の超微量を分析する方法の具体的な例として,河川水,原子炉冷却水および放射性物質処理施設廃水などの中の放射性核種の定量法を詳細に記述する.
石渡 名澄
原安協報告, 21, p.186 - 227, 1970/00
溶液中における希薄なFPのふるまいに関する情報は,実用と理論の両面にわたって,非常に興味深い。運転および安全の観点から,原子炉冷却材中に,計画的または偶発的に放出されたFPの拡がりかたやふるまいを知ることは重要である。相対的に不溶性のFPはに運転中に一次系内に付着するであろう。溶解状態にある他のFPは,高温において,それらの物理的蒸発が安全に危険をもたらすような大きな分圧を示すようになるであろう。不幸にも,アルカリ金属系におけるFPのふるまいについて報告したデータはほとんどない。今知られているデータは僅かなものであり,非常に限定された条件下で,大規模な系内における大体の測定から得られたものである。これらのデータは,他の条件下で適用しようとする場合,ほどんど価値がない。
中井 敏夫; 井本 正介*; 本島 健次; 夏目 晴夫; 小森 卓二; 坂東 昭次; 石渡 名澄
日本原子力学会誌, 10(4), p.205 - 213, 1968/00
原子力に関連ある化学の分野としては、原子炉の化学のほかに放射線化学と放射性同位元素の製造,利用とがある。後の2つの項目はこの講座で後にとりあげられる予定である。本講座は範囲を原子炉に関連する化学に限り、しかもとくに他の専門分野に関係の深い項目に限ることとした。
