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桜井 文雄; 堀口 洋二; 小林 晋昇; 高柳 政二
Physica B; Condensed Matter, 311(1-2), p.7 - 13, 2002/01
被引用回数：9 パーセンタイル：45.24(Physics, Condensed Matter)JRR-3は1985-1990年において、利用ニーズに対応するため大改造され、その後中性子ビーム実験を中心に利用されている。さらに、使用済み燃料発生の抑制のためのシリサイド燃料化を1999年に実施した。また、ビーム利用要求の増大に対応するために、熱中性子ビーム導管のスーパーミラー化を1998年から実施している。JRR-4においては、1996-1998年において、低濃縮シリサイド燃料化,原子炉施設の更新,医療照射設備の新設等を実施した。JRR-3の将来計画としては、連続中性子ビームの特徴を考慮し、物質・生命科学を中心とした中性子利用研究の一層の推進を図るための設備の整備を進め、大陽子加速器との相補的利用を図る。JRR-4については、医療設備を中心に利用促進を図る。
笹島 文雄; 澤幡 浩之*; 鬼沢 孝治*; 市村 茂樹; 大友 昭敏; 伊藤 泰男*; 高柳 政二
JAERI-Tech 2000-073, 49 Pages, 2000/12
JAERI-Tech-2000-073.pdf:4.43MB
放射化分析支援システムは、放射化分析の経験が少ない利用者でも、簡便で、かつ正確に分析試料の多元素同時分析を行えるように分析作業を支援するためのものである。本検証試験では、放射化分析支援システムの機能、使い易さ、分析の正確さ等についての確認を行った。検証試験の方法としては、JRR-3M PN-3設備に整備した照射装置、測定装置、自動試料交換装置、解析装置及びKo法に基づく解析ソフト「KAYZERO/SOLCOI」を用いて実施し、ゲルマニウム検出器の校正、照射場のパラメータの測定、及び3種類の環境標準試料の分析を行った。本システムによる分析においては、多元素同時分析により合計28元素を定量し、保証値を有する16元素を15%以内の正確さで分析することができたので、システムの紹介とこれらの結果について報告する。
冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.
JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。
津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。
佐藤 貢; 村山 洋二; 高柳 政二; 荒 克之
IAEA-TECDOC-973, 0, p.113 - 120, 1997/10
JRR-3Mの計装制御システムは中性子計装、プロセス計装、原子炉出力制御、原子炉保護、工学的安全設備始動およびプロセス的放射線モニタの各構成システムより成る。計装制御システムは十分な品質保証計画のもとに、現在の法規制、設計指針および設計規準にもとづいて設計され製作された。本システムの最大の特徴は大巾な計算機の導入である。この計算機システムはプロセス計算機と運転管理用計算機より構成されている。この計算機システムの導入により、原子炉オペレータの運転負担が大巾に軽減することができた。
熊井 敏夫; 掛札 和弘; 高柳 政二
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.619 - 626, 1996/00
JRR-3Mの冷中性子施設は、冷中性子源装置及び中性子導管から成っており、JRR-3改造の主目的の一つとして高中性子束研究炉に我が国で初めて1990年に設置され、以来約5年間順調に稼動してきている。冷中性子源装置は、液体水素を減速材として、これをサーモンサイフォン回路で循環する型で、中性子導管は、ニッケルを蒸着したガラス管を並べたものである。これらの主要な特性として、冷中性子源利得は、波長4
以上の中性子に対して10以上であり、中性子導管出口の冷中性子束は、約2
10
n/cm
・s/20MWである。この冷中性子は、研究所内外の中性子ビーム実験に広く利用されている。本発表では、上記施設の設計、建設、特性及び運転・保守経験について概括的に述べる。
大橋 信芳; 飯田 謙一; 植木 信之; 塙 博; 井坂 正規; 高柳 政二
JAERI-Tech 94-016, 74 Pages, 1994/09
JRR-4では、1965年の初臨界以来胴板が炭素鋼製の熱交換器を炉心冷却に使用し、健全性確認の一手段として超音波厚さ計による腐食状況調査を実施してきた。1990年の調査の結果、胴部全体に渡り腐食の加速進行が認められ、2年後には耐圧強度上の必要厚さを割ると推定されたため、翌年、改良を加えた新熱交換器に更新した。更新後、旧熱交換器の腐食胴板をサンプリングして、腐食状況の観察や付着堆積物の化学分析、金相試験を実施した。これにより胴板の腐食度が判明し、更新の妥当性も確認された。本書は、JRR-4における熱交換器の管理技術と新熱交換器の設計、仕様、工事、検査、腐食胴板のサンプリング調査結果など,熱交換器の管理と更新に係る技術的諸課題をまとめた報告である。
大西 信秋; 高橋 秀武; 高柳 政二; 市川 博喜; 川崎 稔
日本原子力学会誌, 32(10), p.962 - 969, 1990/10
被引用回数：4 パーセンタイル：47.14(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉は、約5年の歳月をかけて改造工事を行い、さる平成2年3月22日に初臨界を達成した。本稿は、改造炉の設計、製作、据付等において苦労した事項、新しい技術の導入等について紹介するとともに、現在進行中の特性試験の結果について速報的に報告したものである。
佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小貫 薫; 高柳 政二; 鈴木 正年; 長谷川 昭司; 内藤 和夫
JAERI-M 82-081, 65 Pages, 1982/07
低温化学照射装置(LTFL)を昭和56年4月と5月に撤去した。LTFLは、JRR-3水平実験孔を用いて昭和44年3月に建設された。以後、本装置は昭和54年10月の最終運転まで、核分裂片照射効果を中心とする放射線合成化学の研究のための炉内照射装置として利用された。本報告は、LTFLに関連した研究成果と共に、ループ撤去の計画と実施、撤去後の原子炉安全性検査について述べたものである。
