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Cu原 圭吾*; 足立 猛*; 秋宗 秀俊*; 大東 出*; 藤村 寿子*; 藤田 佳孝*; 藤原 守; 伏見 賢一*; 原 かおる*; Harakeh, M. N.*; et al.
Physical Review C, 68(6), p.064612_1 - 064612_9, 2003/12
被引用回数：11 パーセンタイル：58.08(Physics, Nuclear)Cuのガモウ・テラー準位がNi(
He,t+p)とNi(He,t+
)同時計測実験で研究された。アイソスピンT=1とT=2の1
準位(E
6
12MeV)がNi(He,t)反応で強く励起された。磁気スペクトロメーターを用いて測定されたトリトンと半導体検出器で測定した陽子崩壊との同時計測が行われた。この実験で、世界初のN(He,t+)実験が行われ、陽子崩壊と線崩壊強度を用いてガモウ・テラー共鳴の微視構造が議論された。
足立 守
RANDECニュース, 0(17), 12 Pages, 1993/04
原子力船「むつ」の解役工事の進捗状況を、デコミッショニング研究協会(RANDEC)の機関誌に紹介するものであり、今回はその2回目にあたるものである。内容は、3月末の時点での燃料取出しの準備作業と土木、建築関連工事の進捗状況を報告する。
實川 資朗; 海野 明; 高橋 五志生; 飯田 省三; 足立 守; 鈴木 建次*; 菱沼 章道
Effects of Radiation on Materials, p.1083 - 1094, 1992/00
照射した冷間加工材の316ステンレス鋼について、疲労亀裂の成長速度に対する保持時間及び荷重の周波数の効果を評価した。照射は高速炉にて400
Cで20dpaまで行った。その結果、高温域での保持時間効果は、保持時間の0.7乗に比例し、またヘリウム量に比例することがわかった。この結果、1023Kで50秒の保持時間を与えると、照射量が20dpaの材料では亀裂成長速度が40倍近くに増加するのである。一方、荷重の周波数効果は低温度域で大きく、これは低周波数域では照射材に特徴的なチャンネル破壊現象が生じたためである。チャンネル破壊は、疲労亀裂の発生を助けるため変化が生じたのである。
菊池 輝男; 塚田 久; 三村 謙; 富田 衛; 足立 守
デコミッショニング技報, (3), p.37 - 44, 1991/02
日本原子力研究所東海研究所のホットラボは、建設以来25年以上経過しているため老朽化がすすみ、コンクリートケーブの遮蔽扉のヒンジ部や駆動装置の故障が度々起こっている。そこで扉の駆動部の分解、点検及び改修を、建設以来初めて実施した。ホットラボの遮蔽扉の開閉方式には、ヒンジ式、上昇式及び下降式の3種がある。ヒンジ式扉の駆動装置は、圧縮空気駆動とギヤ駆動の2種であったが、いずれもリング式電動駆動に変えた。上昇式扉の駆動はスクリュウシャフト駆動で、下降式扉のそれは油圧駆動であったが、両者ともボールスクリュウシャフト駆動に変えた。遮蔽扉はいずれも10トン以上の重量物で、その取扱いには細心の注意が必要であったが、特に問題もなく、改修工事を無事に終了することができ、改修前にみられた開閉の不円滑さやノイズによる誤動作を、完全に解消することができた。
鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 深谷 清; 西山 裕孝; 古平 恒夫; 奥 達雄; 足立 守; 海野 明; 高橋 五志生; 三沢 俊平*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.441 - 444, 1991/00
被引用回数：29 パーセンタイル：92.44(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した21/4Cr-1Mo鋼(焼ならし-焼もどし材)微小試験片(
3mm
0.25mm、10100.5mm)のスモールパンチ(SP)試験を行い、得られた各種の値と通常の方法によって得た照射後機械的性質とを比較した。照射はJRR-2で300C、110
n/m
(E
1MeV)なる条件で行なった。SP試験の温度範囲は約-100Cから室温とした。SP試験によって得た弾塑性破壊じん性値J
は0.4及び0.7DCT(ディスコ型コンパクト試験片)を用いて得たJ
と良い一致を示した。
白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00
原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m
13m
5m
である。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。
白鳥 徹雄; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 柴 是行; 足立 守
JAERI-M 88-220, 61 Pages, 1988/11
Fertile用ThO
とfissile用(Th、U)Oを燃料核とし、BISO被覆を主体にTRISO被覆を含む8種類の酸化トリウム系被覆粒子燃料のキャプセル照射試験を実施した。試料の粒子を3体のキャプセルに無拘束(loose)状態で充填し、JRR-2又はJMTRで照射した。
林 君夫; 小林 紀昭; 湊 和生; 足立 守; 福田 幸朔
JAERI-M 88-210, 82 Pages, 1988/10
第9次および第10次OGL-1燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の金属核分裂生成物(FP)の分布を旋盤切削とガンマ線スペクトル分析によって測定した。これらの燃料体は原研で開発中の高温工学試験研究炉(HTTR)のための量産設備によって製造した高温ガス炉燃料コンパクトを装荷し、炉内ガスループOGL-1中で照射したものである。スリーブ中で検出されたFPは
Cs、
Cs、
Eu、
Eu、
Ce、
Sbおよび
Agである。しかし、Agは不純物として含有されている安定同位体
Agの放射化によって生成した可能性がある。
Eu、Eu、CeおよびSbについては黒鉛スリーブの有効な保持性能が見られたが、Cs、およびCsについては見られなかった。
林 君夫; 湊 和生; 小林 紀昭; 飛田 勉; 菊池 輝男; 黒羽根 史朗; 足立 守; 福田 幸朔
JAERI-M 88-107, 111 Pages, 1988/06
第1次~第9次OGL-1燃料体の燃料コンパクトと黒鉛スリーブの照射寸法変化データをまとめた。高速中性子照射量範囲は410
n/m(E0.18MeV)以下、燃料コンパクト温度は900~1400C、黒鉛スリーブ温度は800~1050C程度である。これらの条件下では燃料コンパクトの寸法変化は収縮方向であり、その収縮率は高速中性子照射量に対してほぼ直線的に増大した。燃料コンパクトの寸法変化挙動への影響は明確には見られなかった。これは高速中性子照射量が低いレベルにあり、従って寸法変化率の値が小さかったため、温度の違いによる影響が寸法変化測定データのバラツキにかくされたものと考える。
二村 嘉明; 山本 章; 白井 英次; 小山田 六郎; 斎藤 実; 足立 守; 酒井 陽之
Transactions of the American Nuclear Society, 55, P. 279, 1987/00
原研における研究・試験炉用燃料の濃縮度低減化計画は、まず、JMTR及びJRR-2をウランアルミナイド燃料により中濃縮化し、つづいて、JMTRをウランシリサイド燃料により、JRR-3はウランアルミナイド燃料により、低濃縮化しようとするものである。
二村 嘉明; 山本 章; 白井 英次; 小山田 六郎; 斎藤 実; 足立 守; 酒井 陽之
Transactions of the American Nuclear Society, 55, P. 279, 1987/00
原研における研究・試験炉用燃料の濃縮度低減化計画は、まず、JMTR及びJRR-2をウランアルミナイド燃料により中濃縮化し、つづいて、JMTRをウランシリサイド燃料により、JRR-3はウランアルミナイド燃料により、低濃縮化しようとするものである。これらの低濃縮燃料の照射健全性を確認するために、アルミナイド燃料要素及びシリサイドミニプレートを試作し、それぞれ、JRR-2及びJMTRで加速照射し、ホットラボにおいて照射後試験を実施した。アルミナイド燃料要素について、外観,寸法及びウォーターギャップ検査を、燃料板について外観,寸法,X線,ガンマスキャン,ブリスタ及び引張試験を実施し、健全であることを確認した。シリサイドミニプレートについては、外観,寸法,X線,ガンマスキャン,酸化膜厚,ブリスタ,金相,引張試験及び燃焼度測定を実施し、いずれも異常のないことを確認した。
福田 幸朔; 小林 紀昭; 林 君夫; 湊 和生; 菊池 輝男; 足立 守; 伊丹 宏治; 岩本 多實; 井川 勝市
JAERI-M 86-092, 286 Pages, 1986/07
本報告は、JMTRに設置してある高温高圧ガスル-プ(OGL-1)により昭和54年~57年にかけて行なった多目的高温ガス実験炉用燃料の照射試験について記述したものである。上記の期間には、第3次、第4次及び第5次燃料体の3体についての照射試験を行った。第3次燃料体は、照射による燃料棒曲がりを調べること、第4次燃料体は、中程度の照射度の照射挙動を調べること、そして第5次燃料体は、多目的高温ガス実験炉燃料設計値を満たす燃焼度での照射挙動を調べる事を、それぞれ主目的としている。照射の結果、第3次燃料体の燃料棒には多少の曲がりが見られたが、照射による異常は認められなかった。第4次燃料体では非常に良好な照射特性が見られた。第5次燃料体からのFPガス放出率は若干高かったが、これは実験炉設計評価値とほぼ同程度のレベルルであった。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02
照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、
U、Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
足立 守; 松野 見爾; 内山 順三; 佐藤 博; 高柳 弘; 両角 実
JAERI-M 5225, 55 Pages, 1973/04
1968年から1969年かけて、JRR-4の破損燃料検出器指示値が漸増した。炉内でflux tiltingおよびsipping法により調査をおこない、炉心装荷燃料18本中の1本に異常のあることが認められた。その燃料の解体検査の結果、燃料板15枚のうちの1枚に破損が確認された。本報告はこの時おこなった解体検査の結果と破損の情況をまとめたものである。破損原因はミート中に存在していた初期ボイドによるものである。燃料要素の平均燃焼度を求めるため、スキャンニングをおこなった。
Csの化学分析値を用いて平均燃焼度の絶対値を求め、3.92%を得た。この値と熱中性子束分布をもとに算出した計算値との差異について詳細に検討をおこなった。
高柳 智弘; 足立 守
日本原子力学会誌, 13(7), p.374 - 379, 1971/00
原子炉の設計,炉心管理およびIAEA保障制度(Safe guard system)などの面から,原子炉に装荷した燃料の燃焼特性を実験的に把握することはきわめて重要である。使用済み燃料は燃焼状況を示す多くのデータを蓄積しているので,多数の使用済み燃料から迅速に有効なデータをとることが望まれる。
