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中田 宏勝; 三坂 侃; 鶴田 晴通
Physical Protection of Nuclear Materials:Experience in Regulation,Implementation and Operations, p.195 - 200, 1998/00
東海研究所には、現在、防護対象核物質を取り扱う施設が21ある。原研における核物質防護は1970年代半ばに始まり、1979年までに、区分Iと区分IIの核物質量を取り扱う施設について管理体制の確立と施設の改良を完了している。1989年には、法律に基づき核物質防護規定を定めるとともに、区分IIIの核物質量を取り扱う施設についても、必要な措置を講じた。東海研究所では広大な敷地の中に防護対象施設が散在していることから、防護区域は防護対象施設だけに限定し、さらに区分I施設については、その外側に周辺防護区域を設定している。東海研究所の核物質防護は20年を経たが、幸いにして、この間、核物質防護上の問題又は不法行為もしくはそれに類することは発生していない。
神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通
1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00
原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。
林 君夫; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 菊池 輝男
JAERI-M 94-075, 90 Pages, 1994/06
JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第11次および第12次燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物(FP)の分布を、ガンマ線スペクトル分析法によって求めた。第11次燃料体の黒鉛スリーブでは、軸方向に種々のFPの濃度ピークが見られた。燃料コンパクトの外観検査では破損粒子は観察されなかったが、黒鉛マトリックスのオーバーコート境界に隙間の発生が見られた。このことから、コンパクト内部の破損粒子から放出されたFPが、この隙間を移行してスリーブに到達したものと推定した。第12次燃料体の黒鉛スリーブでは
Agが検出された。その濃度分布は、溶融した熱電対シース材から移行したと思われる。
Coの濃度分布に対して負の相関を示した。このことから、Agの黒鉛中の移行挙動は、Coを含む金属による共収着効果または黒鉛構造変化の影響を受けるものと推測した。
福田 幸朔; 小川 徹; 林 君夫; 塩沢 周策; 鶴田 晴通; 田中 勲; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 金子 光信*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.570 - 581, 1991/06
本研究は高温工学試験研究炉用被覆粒子燃料の開発についてのものである。最初にHTTR燃料の概念について、記述したのち、燃料製造、燃料性能の実証、燃料の異常時安全性についての研究成果を示した。燃料製造においては、流動蒸着についての研究及び二重オーバ・コート法について技術開発を記述した。燃料性能実証では照射下での被覆粒子挙動及びFP放出について示した。安全性では、超高温下での被覆粒子破損及びFP放出に関する研究を記述した。
曽山 和彦*; 根本 博行*; 鶴田 晴通; 市川 博喜
JAERI-M 91-088, 225 Pages, 1991/05
JRR-3は、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型炉として、炉本体、冷却系及び利用設備の更新を含めた改造が進められ、1990年3月に初臨界を迎えた。この改造後のJRR-3炉心管理を行うため、SRACシステムを使用して、3次元燃焼計算を基礎にした炉心管理用計算コードシステムを作成した。このシステムは、制御棒位置、燃料配置、運転パターン等を考慮して、反応度や出力分布及び燃料燃焼度の管理を行うことができる。本報告書は、その使用手引としてまとめたものである。
白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; 福田 幸朔; 鶴田 晴通
JAERI-M 90-144, 64 Pages, 1990/09
高温ガス炉へのトリウム燃料の利用を目標にした照射挙動と健全性の照射試験の結果である。試料は(Th,U)O
-TRISO及びBISO粒子とThO-BISO粒子をディスクや燃料コンパクトとして黒鉛中に拘束(bonded)させ、JMTR用キャプセル(3本)で照射した。照射条件は(最高)高速中性子照射量が2.22
10
n/cm
(E
0.18MeV)、照射温度1390
C、燃焼率7.3%FIMAであった。照射後試験の結果、高温・高燃焼度においても破損、アメーバ効果、SiC層のPd腐食などほとんどみられず、優れた健全性を示した。また燃料成形体(燃料コンパクト)の照射による寸法変化や、照射済の被覆粒子の炉外超高温加熱試験(2300C)などから貴重なデータを得た。なお、拘束粒子と比較するために試料の一部に加えた無拘束(loose)粒子に観察された典型的なアメーバ効果についても考察した。
林 君夫; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 井川 勝市; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 飛田 勉; 白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; et al.
JAERI-M 90-115, 77 Pages, 1990/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の試験燃料体として装荷するB型燃料体の健全性の評価を行なった。B-1型燃料体の被覆燃料粒子の仕様は、ドライバー燃料であるA型燃料体の仕様に比べて、燃料核直径及び被覆層厚さを若干変更したがいずれも安全側への変更である。B-2型燃料体は、SiC層の代わりに高温化学安全性に優れたZrC層を用いるもので、A型燃料体より健全性が向上することを実証している。B-3型燃料体は(U,Th)O燃料核-SiC被覆粒子を用いるものであり、HTTRにおける照射条件は、その健全性データが十分取得されている範囲までとした。以上のことから、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における健全性は保たれると判断した。また、燃料許容設計限界として、運転時の異常な過渡変化時に燃料最高温度が1600Cを超えないことと定めることの妥当性を示した。
有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通
JAERI-M 88-078, 21 Pages, 1988/04
JRR-4燃料の低濃縮化が原研の研究炉・試験炉燃料濃縮度低低減化(RERTR)計画に基づいて進められている。
有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 17 Pages, 1988/00
JRR-4燃料の低濃縮化が原研のRERTR計画に基づいて進められている。低濃縮ウラン実証試験炉心の核熱水力設計計算が行われ、現炉心と比較された。
鶴田 晴通; 新保 利定; 松浦 博士; 飯田 謙一; 池田 良和; 舩山 佳郎
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 21 Pages, 1988/00
JRR-4の運転と利用の現状について述べた。まず、JRR-4の設置目的と出力上昇の歴史について、その間の主なでき事を混えながら述べた。次に、JRR-4原子炉施設の構造、設備と炉特性を述べた後、JRR-4の運転の特徴と標準的な運転スケジュールについて述べた。更に、実験及び照射設備の概要とそれらの利用状況について述べ、最後に、JRR-4の将来計画として、LEU燃料炉心移行計画と利用性能向上のための改造計画について言及した。
安藤 弘栄; 斎藤 実; 鶴田 晴通; 二村 嘉明; 桜井 裕
Transactions of the American Nuclear Society, 56, p.577 - 578, 1988/00
原研の試験研究炉において燃料の濃縮度低減化が進められている。シリサイド燃料を用いた低濃縮化は今後、JMTRで行う予定である。JRR-3は当初アルミナイドの低濃縮燃料を用いるが、その後シリサイド燃料に移行することが必要になると考えられる。移行に際しては照射特性上及び安全上、炉心の核・熱水力特性がアルミナイド炉心と同等であることが望ましい。このため、JRR-3炉心について核計算及び熱計算を行いアルミナイド炉心とシリサイド炉心の比較を行った。その結果、大きな差がないことが確認された。JMTRについては、今後詳細な安全解析を行うが、その第1ステップとして定常時の熱特性計算を行い、現在のアルミナイド炉心との比較をおこなった。
