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荒 克之; 片桐 政樹; 若山 直昭; 小笠原 俊彦*
計測と制御, 33(8), p.700 - 707, 1994/08
高温高圧環境で使用できる液面計として加熱型差動熱電対を用いた液面計を開発した。本液面計は原子炉水位計測に用いることを目的として開発したが、一般産業における厳しい環境での液面計としても使用することができる。本液面計による液面測定の絶対確度は液面センサ内に設けられた差動熱電対の温接点の幾何学的配置によって保証され、また液面近くでのセンサ内温度分布を反映したアナログ信号出力によって高精度かつ連続的な液面追従性能を示すことができた。本液面計のセンサ部の構造は金属シース多芯熱電対とよく似ており、単純且つ堅牢な構造なので高温高圧環境での信頼性が高いものと思われる。
荒 克之; 片桐 政樹; 若山 直昭; 小林 一夫*; K.P.Termaat*; T.Johnsen*
日本原子力学会誌, 35(11), p.999 - 1014, 1993/11
被引用回数：1 パーセンタイル：18.76(Nuclear Science & Technology)TMI-II事故を契機に、原子炉水位を直接計測できる加熱式2進コード化熱電対BICOTHを提案し、その試作試験とオランダ・ドデワード発電炉内での作動試験を行ってきた。その結果、BICOTHの優れた特性と炉内実用性が確認できた。また実用化にあたっての改良点およびデジタル/アナログのハイブリッド式信号処理による水位の連続測定の可能性を示すことができた。BICOTHによる水位測定の絶対確度はBICOTH内接点の幾何学的配置によって保証され、また水面付近でのBICOTH内温度分布を反映したアナログ出力によって高精度かつ連続的な水位計測が可能となる。その構造は金属シース多芯熱電対とよく似ており、単純且つ堅牢で耐高温高圧性に優れている。
片桐 政樹; 伊藤 博邦; 若山 直昭
JAERI-M 92-184, 69 Pages, 1992/11
配管内部の沈着状、水溶液状及びガス状放射能をそれぞれ状態毎に分離し非破壊的に定量する測定システムの開発を行った。現場で使用可能な測定システムとするために、ガス冷却Ge検出器の実用化、超小型の電子回路の開発、高速で信頼性の高いテレメータ装置の開発及び計算機による自動測定化等の開発を行った。完成した測定システムの性能試験を行い非破壊測定システムとして充分実用となることを確認した。また、原子炉一次系汚染模擬配管による検出性能試験の結果、10~20%の誤差で沈着放射能と水溶液放射能を分離し定量できることを確認した。
片桐 政樹; 伊藤 博邦; 若山 直昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.831 - 841, 1992/09
放射能汚染配管内部の沈着、液体及びガス放射能をそれぞれ分離して測定する非破壊定量測定法を開発した。本測定手法にもとずき状態分離計算コードを作成した。実験装置を製作し汚染配管を模擬した配管による性能評価試験を行った。あらかじめ求めた模擬配管内部の沈着及び液体放射能濃度との比較の結果、本測定法の測定精度は10~14%であることがわかった。測定誤差及び分離性能を評価することによって、本測定法を原子炉施設内の種々の配管内部の沈着状、液体及びガス放射能濃度の分離測定に十分適用できることが確認された。
片桐 政樹; 畠山 睦夫; 佐藤 福司; 伊藤 博邦; 若山 直昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.735 - 744, 1992/08
放射能レベルの極めて高い原子炉圧力容器内の放射化構造物や圧力容器内壁等の比放射能を、極めて高い放射能による妨害を受けずに遠方から非破壊的に定量する測定法を開発し「望遠測定法」と名づけた。Japan Power Demonstration Reactor(JPDR)において本測定法の評価試験を行った。試料採取法によって求めた比放射能との比較の結果、圧力容器内壁及び炉心シュラウド部に対する本望遠測定法の測定精度は、10~15%であることを確認した。
山岸 秀志; 若山 直昭; 伊藤 浩; 坂佐井 馨; H.Brixy*; J.Oehmen*; R.Hecker*; H.-J.Hantke*
Juel-2467, 43 Pages, 1991/04
原子炉計測研究室では、高温インコアチェンバ(HTIC)の開発を進め、800
Cでも常温と変わりなく、10
~10
n/m
・sの広範囲の中性子束を測定可能なHTICの開発に成功した。ドイツKFAでは、高温ガス炉AVR炉心上部の中性子束分布を測定し、計算コードを検証することに大きな関心を有していた。このため、1988年10月~12月にかけて、新開発のHTICを用いて、AVR内の中性子束分布測定実験を日独協力協定の下で日独共同により実施した。実験の結果、KFAが以前に計算した中性子束密度に対し約1000倍高いことが判明し、KFAでは計算コードの検討評価を行うための貴重なデータが得られた。また原研では新開発のHTICの高温ガス炉内作動実証データを得ることができた。1991年2月に行われた原研とKFAの協議の結果、上記成果を原研とKFA連名のKFAレポートとして発行することが合意されたため投稿する。
山岸 秀志; 若山 直昭; 伊藤 浩; 坂佐井 馨; J.Oehmen*; H.Brixy*; R.Hecker*
Juel-2468, 40 Pages, 1991/04
原子炉計測研究室で開発した高温ガス炉核計装用広領域出力監視システム(WRPMS)の最終試験として、1987年末から1年間、ドイツ高温ガス炉AVRでその総合機能実証試験を日独共同で実施した。試験の結果、試作WRPMSは高温ガス炉の一次冷却ガス循環用大型ブロワー等が発生する電磁誘導ノイズの影響も受けることなく、原子炉起動から定格出力までの全原子炉出力を安定、確実に計測可能であること、また、1年間の連続作動試験においても、性能低下や特性変化も全く認められず、安定に作動することを確認した。1991年2月に行われた原研とKFAの協議の結果、上記成果を原研とKFA連名のKFAレポートとして発行することが合意されたため投稿する。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.
日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09
高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*
FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07
高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60
m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。
坂佐井 馨; 若山 直昭; 山岸 秀志; 伊藤 浩; 田村 政和*; 深草 伸二*; 家喜 洋司*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1405 - 1410, 1990/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉の初期臨界試験及び出力上昇試験等のため、高温耐熱のワイドレンジインコアチェンバ(HTIC)を開発試作し、その炉内作動試験をJRR-4で実施した。試作したHTICは、外径10mm、熱中性子感度0.01cps/nvで、電離ガスにはXe-N
混合ガスを用いている。本HTICは、その電離ガスとしてXe-N混合ガスを使用することにより、その封圧ガス圧を高くすることなく、しかも低電圧で充分な性能を得ることが可能である。印加電圧100V、封入ガス圧2kg/cm adsで、従来使用されてきたAr-N混合ガスと比較すると、約2倍の出力パルス波高値が得られている。JRR-4での高温炉内作動試験では、試作HTICは、常温から800Cの範囲で8桁以上の良好な出力直線性を有しており、この温度範囲で正常に作動することが確認された。
片桐 政樹; 岸本 牧; 寺田 博海; 若山 直昭; 川目 進*; 小畑 雅博; 伊藤 博邦; 吉田 広; 小林 紀昭
IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1400 - 1404, 1990/06
被引用回数：3 パーセンタイル：45.11(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉の燃料破損を検出するには、燃料が正常な状態であっても一次冷却材ヘリウム中に放出されるFPによるバックグラウンド放射能が含まれるため、この量を予測することが不可欠である。一方、燃料破損による放射能及び上記バックグラウンド放射能の放出量は原子炉出力、燃料温度等に依存する。このため、燃料破損検出を行なうには、これらパラメータを変数とした状態方程式を求めることが必要である。状態方程式を求めるのに最も必要な特性は、希ガスFP放射能の燃料温度特性と原子炉出力依存性及びプレシピテータの応答特性であるが、今回JMTRでのFFD実験データを解析することにより、これら特性を求めることができた。また、79サイクルに偶然におきた燃料破損の過渡期の応答特性を測定解析した結果、破損形態を利用した燃料破損検出の可能性を提起することができた。
角田 恒巳; 荒 克之; 若山 直昭; 真田 和夫*; 稲田 浩一*; 社本 尚樹*
EIM-89-133, p.29 - 36, 1989/12
光ファイバに高線量の放射線を照射すると、紫外域のみならず、~1m以上の長波長帯においても大きな損失増加を生ずる。この長波長帯における損失増加の原因を調べるため、同一種のファイバにHやHeを拡散し、照射試験を行なった。その結果、ファイバ内に拡散したHは、放射線により容易に活性化され、Ge-OHとして吸収ピークを現すことが判った。また、He拡散の効果は、高線量下でファイバ内に生成するOHを抑制することが判った。
角田 恒巳; 荒 克之; 若山 直昭; 真田 和夫*; 福田 長*; 稲田 浩一*; 未松 達也*; 八幡 元治*
EIM-88-107, p.1 - 7, 1988/12
光ファイバーの耐放射線性に及ぼす影響について、線量率効果や長波長帯における損失増加の傾向を把握するとともに、原子力分野での利用にあたりシステム設計に十分な信頼性データを与えることを目的に高線量率・大線量の照射試験を行った。供試ファイバは、純粋石英コアのSI型ファイバで、コアの無塩素を図ったものである。
荒 克之; 若山 直昭; K.P.Termaat*; P.Mostert*; T.Johnson*; K.Knudsen*
Proc. of a Specialists Meeting on In Core Instrumentation and Reactor Assessment, p.416 - 427, 1988/00
原研、ハルデンプロジェクト、KEMAの共同研究として、オランダ・ドデリード原子力発電プラント用炉内水位計を開発し、試験を行った。本水位計はBLCOTH型センサを基にしており、ヒータ内蔵の差動熱電対列をデジタルコード化したものである。本センサはスタンドパイプ内に収納されており、スタンドパイプ内には静的水位が安定に保持される機構になっている。また、センサの軸方向への熱伝達特性に従って、センサ出力にはアナログ信号として連続的な水位変化情報が得られるので、デジタル信号とこのアナログ信号を組み合せて、炉内水位の連続的なモニタが可能となることがね試験により実証された。この連続的な水位変化情報を用いて、原子炉の出力制御が可能となった。
角田 恒巳; 若山 直昭; 真田 和夫*; 福田 長*; 稲田 浩一*; 未松 達也*; 八橋 元治*
J.Lightwave Technol., LT-4(8), p.1139 - 1143, 1987/08
耐放射線性に優れた光ファイバを開発するため、従来技術により作製した各種の光ファイバの組成と組成比、製造方法及び製造条件などに対する放射線の影響を詳しく調べ、その結果から、新しい方法によって作製した2種の耐放射線性光ファイバについて述べる。新しいタイプの光ファイバは、良好な耐放射線性を示し、100MRを超える高放射線量まで実用可能な特性を有し、光ファイバの原子力環境下での利用範囲を拡大できる。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 小林 一夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.480 - 489, 1987/06
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス炉用炉内温度センサとして、白金モリブデン合金熱電対を実用化するため、Pt-5%Mo/Pt-0.1%Mo熱電対の裸素線を試作し、高温アルゴン中および高温真空中で加熱して、熱起電力、機械的強度、金属組織の安定性を調べた。高温アルゴン中では不純物ガスによるMoの選択的な酸化や炭化が生じ、機械的強度が大巾に低下し、粒界腐食が生じたが、真空中では熱電的、機械的、金属組織的な諸特性はすべて安定していた。これより、素線回りの雰囲気管理の重要性が明らかとなり、不純物ガスのゲッター材であるタンタルをシースとしたTaシース熱電対を試作して1200C
3000時間の長期高温試験を実施した。その結果、熱起電力ドリフトは0.7%以下で、素線の機械的強度の劣化もなく、すべて良好に作動した。これより、実用化へ向かっての開発の見通しが得られた。
寺田 博海; 若山 直昭; 小畑 雅博; 飛田 勉; 露崎 典平; 後藤 一郎; 小山 昇; 桜庭 耕一; 横内 猪一郎; 吉田 広; et al.
IEEE Transactions on Nuclear Science, 34(1), p.567 - 570, 1987/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉用高感度燃料破損検出法の研究開発を行った。FFD開発試験においては、一つの照射キャプセルに被覆粒子燃料の健全および破損試料の両方を封入し、照射中に夫々の試料の一次系ヘリウムガスをサンプリングして、FFD実験システムに導いている。 実験では、健全および破損燃料に対するFFD系の応答およびFP放出挙動を測定し、比較検討した。特に燃料温度が1200C以上では、本FFD系は両燃料試料に対して夫々異なる計数応答を示し、破損の検出に見通しを得た。また、一次系ヘリウムガス中FPのガンマ線スペクトルの連続モニタも実施した。
角田 恒巳; 荒 克之; 若山 直昭; 真田 和夫*; 福田 長*; 稲田 浩一*; 未松 達也*; 八橋 元治*
EIM-87-1, p.1 - 9, 1987/00
信号伝送の帯域や損失など特性の優れているGI型光ファイバの耐放射線性を改善するため、それぞれドーパントの異なるファイバを試作し、検討を行なった。 試作したファイバは、1):BO
-FをドーパントとしMCVD法による作製のもの、2):Fをドーパントとしプラズマ法による作製のもの、3):GeOドーパントのVAD法による作製のものの3種である。 Co-60による照射試験の結果、BO-Fドープファイバが最も良好な耐放射線性を示した。1MRにおける損失増加は約35dB/km(0.85m)であり、従来のGI型ファイバを数桁上廻っており、現在最も耐放射線の良いと言われる純粋石英コアのSI型ファイバのレベルに近づけることが出来た。
角田 恒巳; 荒 克之; 若山 直昭; 真田 和夫*; 福田 長*; 稲田 浩一*; 末松 達也*; 八橋 元治*
EIM-87-128, p.45 - 51, 1987/00
SI型やGI型のマルチモード型光ファイバに比べ、伝送特性のさらに優れたSM型光ファイバの耐放射線性を改善するため、ドーパントの異なるファイバを作成し、検討した。試作ファイバは、コアにGeOをドープしたもの、および純粋シリカ(SiO)をコアとした2種である。
若山 直昭; 盛岡 俊彦*; 饗場 洋一*; 佐藤 隆雄*
計測と制御, 26(8), p.55 - 61, 1987/00
原子力プラントの高度化(高安全化、高性能化)に伴って、その基本的構成が複雑になり、従来の制御計装設備のみでは、運転員は運転時非常に苛酷な知的作業と判断を要求される場合が生ずるようになった。この問題点を解決し、マンマシンシステムとして見た原子力プラント制御計装システムの総合的信頼性を高めることを可能とした技術基盤は、新型制御盤、運転員支援システム等の、マンマシンインタフェースに関する技術開発であり、またこれを支える計算機とその利用技術の高度化である。更に計算機利用の高度化は、自動運転の高度化と運転員訓練の高度化を可能とし、運転員をクローズドループに含む原子力プラントの制御計装マンマシンシステムの機能と信頼性を大幅に向上させた。本報告は、これらのソフト面から見た計装の進歩の現状を述べたものである。
