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片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：43.06(Instruments & Instrumentation)3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、
Kr,
Krおよび
Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm
であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 福島 征夫; 大川 浩; 吉田 広; 猿田 徹; 飛田 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.957 - 965, 1992/10
高温ガス炉から放出される希ガスFPの検出器としてワイヤプレシピテータを用いたリアルタイムで高感度な燃料破損検出法を開発した。正常燃料と燃料破損状態とを区別するプレシピテータ弁別計数を原子炉運転条件(原子炉出力、燃料温度等)に対応してリアルタイムで変化させ微小な燃料破損(5
10
以下のR/B)の検出を可能とした。弁別計数は診断方程式によって求めたバックグラウンド計数に許容誤差を加えることによって求めた。診断方程式は希ガスFPの放出量を予測する状態方程式、一次冷却系内の希ガスFP量を計算するガス循環方程式及びプレシピテータの検出効率を求める応答方程式から構成した。本検出方法をJMTRのガススイープキャプセル及びOGL-1を用いた照射実験によって評価した。この結果、診断方程式を用いてリアルタイムでバックグラウンド計数を20%の誤差で推定できた。
斎藤 春雄; 浦本 敏正; 福島 征夫; 小畑 雅博; 鈴木 忍; 中崎 長三郎; 田中 勲
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.285 - 292, 1991/00
原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つである。JMTRでのキャプセル照射は、アナログ型の調節器による温度制御を行ってきた。今回、温度制御系にパーソナルコンピュータを付加した温度制御方式を開発した。これにより、原子炉出力上昇前に、キャプセル温度を定常にする照射試験、サイクル温度変化、任意速度での直線状・段階状の昇温及び降温等の照射試験が可能となり、キャプセル方式による照射試験の内容が大幅に拡大した。
北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.111 - 118, 1976/03
被引用回数：7固体状FPの沈着挙動に関する実験的研究を、インパイルヘリウムループを用いて、ガス温度500
C、レイノルズ数1,300~13,000の流動ガスを対象に行った。ステンレス鋼管を流動ガスに曝し、沈着したFPの流れ方向の分布を
線スペクトル測定法により求めた。沈着分布の形を基に沈着核種を3つのグループに分類できる。
5Zr-Np,7Zr,9Mo,
03Ru,32Teを第1グループ、Sr,
Ba-La,Ceを第2グループ、I,Iを第3グループとした。
Csは第2および第3グループの特徴を示した。指数関数的分布を示す第1グループ核種に対して沈着係数を得た。沈着係数に及ぼす流量(レイノルズ数)の影響を検討した結果、レイノルズ数13,000以下の流れに対して、金属FPの沈着速度は境界層における物質移行によって決定され、表面での吸着にはほとんど影響されないことが分かった。
北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫; 尾又 徹
JAERI-M 5962, 34 Pages, 1975/01
JRR-2に設置されていたTLG-1-50インパイルガスループは、多様な照射試験を通じて、大型インパイルループにおける照射技術の開発及び炉工学的安全性の研究に利用されてきたが、その所期の目的を達成したので、昭和49年1月~3月の工事で解体・撤去された。本報告は、作業の事前検討、所内外の安全審査、撤去部品に関する諸手続き、解体撤去作業、放射線被曝線量の評価および撤去終了後の官庁立会検査について述べたものである。なお、照射プラグの誘導放射能、照射プラグ出入装置の遮蔽計算を付録とした。
