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土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00
JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。
小森 芳廣; 横川 誠; 猿田 徹; 稲田 征二; 桜井 文雄*; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 93-227, 73 Pages, 1993/12
JMTR燃料の低濃縮化に係わる安全審査において、JMTRの安全性について全面的な見直しを行った。この中で、試験研究炉の安全設計に関する審査指針等に沿ってJMTRの安全設計の基本的な考え方についてレビューし、また、種々の調査及び検討を行うことにより、JMTRの安全性を再確認した。本報告は、これらの結果を中心に、原子炉の安全確保のための基本的な機能の観点からJMTRの安全設計についてまとめたものである。
土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10
JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。
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。
山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。
