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稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.
JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05
JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB
HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m
N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。
清水 明; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; 稲葉 良知; et al.
JAERI-Tech 2003-033, 105 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-033.pdf:8.35MB
HTTR水素製造システムのモックアップモデルとして建設した「実規模単一反応管試験装置」のヘリウムガス循環機に付き、2001年度に実施した総合機能試験結果を解析し、その特性を述べた。試験データを解析し、昇温値,電力,昇温値に関する性能曲線を求めた。また、これらの性能曲線を使い「循環機性能予測計算コード」を作成した。さらに、ヘリウムガス供給系主循環設備の全体圧力損失を評価した。ヘリウムガス循環機は、試験において圧力2.7MPa~4.0MPa,流量250g/s~400g/s,昇温値~250kPaの運転が必要となるが、最大入力電力150kW,最大回転数12,000rpm以内という循環機運転制限値内で達成できることが確認できた。
萩原 正紀; 重本 雅光; 藤川 正剛
原子力年鑑'98/'99年版, p.166 - 170, 1998/00
高温ガス炉開発を中心とする高温工学試験研究について、平成9年4月から10年6月までの活動状況を中心にまとめたものである。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、燃料、材料、炉工学、核熱利用等の所内各研究部門の活動についてまとめた。さらに、海外における高温ガス炉開発の動向及び国際協力について記述している。
重本 雅光; 塩沢 周策
原子力年鑑'97, p.129 - 134, 1997/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の概要及び建設の状況について記載した。又、高温工学試験研究と特に高温ガス炉の多目的利用としてHTTR核熱利用に関する研究開発に係わる内容及び海外の高温ガス炉の動向を記述した。本稿は平成8年4月から平成9年3月までの状況を中心にまとめたものである。
鳥居 義也; 堀口 洋二; 大友 昭敏; 鯉淵 薫; 落合 康明; 重本 雅光; 一色 正彦
UTNL-R-0333, 0, p.9.1 - 9.10, 1996/00
大口径でかつ高品位な電気特性を有する半導体シリコンの製造は、在来法では限界がある。これに対し、原子炉の中性子照射を利用し製造された半導体シリコンは均一度が優れることから、高い電気特性を有し、半導体製造分野において欠くことのできない存在である。これまで、原研研究炉では最大口径4インチの半導体シリコン製造のための照射を実施してきた。しかし、半導体開発の進展に伴いより大口径の照射が望まれた。このためJRR-3M均一照射装置を改造し、口径6インチ長さ60cmのシリコンを3%の均一度で照射できる装置とした。本発表では、改造の概要及び開発した新機構について報告し、特性測定の結果を解説する。
大友 昭敏; 笹島 文雄; 石田 卓也*; 前島 猛*; 関根 勝則*; 重本 雅光; 高橋 秀武
JAERI-M 93-154, 46 Pages, 1993/08
JRR-3改造炉(以下、JRR-3M)は、平成2年10月に改造工事を終了し、平成3年度の第3サイクル終了時に平衡炉心に到達した。JRR-3Mの垂直照射孔のうち重水反射体領域に照射孔のある水力照射設備(HR-1,HR-2)、気送照射設備(PN-1,PN-2)及び放射化分析用照射設備(PN-3)において、炉心がほぼ平衡に達した平成3年6月から8月にかけて、原子炉出力20MWで照射位置での熱中性子束、高速中性子束及びカドミ比の測定を実施した。本報告書は、これらの測定結果について述べたものである。併せて、最近の炉心で得られた結果についても記述した。
近藤 忠美; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 田中 純利; 飯田 省三; 山本 章
JAERI-M 85-039, 26 Pages, 1985/03
前報では、JRR-3一次冷却重水系の汚染状況の把握と実験室規模でのCAN-DECON法の有効性について検討した。本報告書では、ループテストによるCAN-DECON法の実験結果について検討した。実験の目的は次の通りとした。(1)アルミニウム材の溶解に関する評価、(2)ステンレス配管の除染評価、(3)イオン交換樹脂による除染剤の除去に関する有効性の評価。実験の結果、アルミニウムとステンレス鋼は溶解に関して問題のないことがわかった。また、スレンレス鋼の平均除染係数は、ウランが約10、プルトニウムが約5であった。除染剤と溶出イオンは陰イオン交換樹脂と温床イオン交換樹脂でほぼ完全に除去できた。CAN-DECON法は汚染されたステンレス配管から、ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物の除去に効果的であることがわかった。
近藤 忠美; 田中 純利; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 飯田 省三; 堀木 欧一郎; 佐々木 吉方
JAERI-M 8076, 33 Pages, 1979/02
JRR-3一次冷却重水系はステライト磨耗粒子の放射化による
Coや燃料破損によるウラン、核分裂生成物等によって汚染されており、原子炉機器の保守作業などに支障をきたしている。一方、JRR-3は炉心を含む一次系全体の改造計画が進められているが、それに伴って解体作業時の被曝の低減、撤去機器の放射能汚染レベルの低減化のために一次系の化学除染が望まれている。数多い化学除染法の中から、カナダのCANDU型原子炉で実証されていて、重水に除染剤を直接添加して化学除染できる特徴をもつCAN DECON法を選定し、JRR-3一次系の汚染の状態を調査した。一次系内のスラッジからCo、ウラン、プルトニウム、核分裂生成物などが検出され、それらの核種はCoを含むステライトを除いて、CAN DECON法によって効果的、経済的に化学除染できることがわかった。
鈴木 義雄; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 近藤 忠美; 田中 純利; 鎌田 崇; 浅見 哲夫
JAERI-M 6862, 22 Pages, 1977/01
JRR-2では原子炉運転時にFPの放出がこれまでに2回確認された。JRR-2のFFDでは破損燃料要素の位置決め(ロケーション)は全く不可能である。そこでJRR-2におけるロケーション技術の確立を目的として、各燃料要素上部の重水をサンプリングし、
および
線放射能並びに線スペクトルによる核種分析などの測定を行なった。破損燃料要素は1回目がTM-15、2回目がMB-403と断定できた。これらの燃料要素取り出し後、重水の放射能は低下し、FFD指示値も正常に戻った。2回のロケーションによって、原子炉停止1~3日の間では、
Tc、
Xeを測定対象核種とし、線スペクトル並びに線放射能測定を併用することによりFP放出燃料要素の位置決めが比較的早く確実にできる事がわかった。
鈴木 義雄; 根本 剛; 吉島 哲夫; 鎌田 崇; 重本 雅光
JAERI-M 4771, 35 Pages, 1972/03
本報告はJRR-2重水中の放射性核種のうち、線核種を対称として、分解能のすぐれているGe(Li)線検出器を用いて、核種を同定した。さらに、代表的な核種の放射能濃度を測定した。検出した核種は
Al、
Ar、Co、Cr、Cu、
F、Fe、I、I、I、I、Mn、Mn、Mg、Na、Tc、WおよびXeの18機種である。I、I、1I、I、TcおよびXeは燃料加工時に燃料表面に付着したウランの核分裂により生成したものである。その他の核種は原子炉の構造材の腐食などのため、重水中に溶出した不純物の放射化により生成したものである。特に、Alが全体の約95%をしめていたが、重水がアルミニウムで微白濁している状態での測定のためである。また、炉心全体の付着ウラン量は約500
gで製作仕様の約10%であった。