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山本 克宗
Proceedings of 15th Sino-Japanese Seminar on Nuclear Safety, p.267 - 278, 2000/12
JCO事故において被ばくした公衆及び作業者について、モニタリングデータや計算シミュレーションを用いて線量評価が行われた。沈殿槽から350m以内の公衆の線量は、周辺環境における中性子及び
線の線量率の分布や、個人の行動調査の結果等を用いて評価された。敷地内の作業者や緊急時対応要員の線量は、個人線量計の情報が使える場合には、その記録を用いて決定された。作業者の一部に対しては、体内に生成したNa-24の量の測定結果を用いて線量評価がなされた。線量計測上の情報がない作業者に対しては、公衆の線量評価と同様な方法が適用された。高線量被ばくした3人の作業者については、血液中のNa-24濃度やリンパ球の調査結果から被ばくした線量評価が行われた。これらの結果、公衆の最大線量は21mSvであり、大部分は5mSv未満であった。高線量被ばくした3人の作業者を除いて、作業者で線量が50mSvを越えた者はいなかった。高線量被ばくした3人の作業者の線量は、それぞれ16~20以上GyEq,6.0~10GyEq,1~4.5GyEqであった。
小森 芳廣; 斉藤 順一*; 酒井 陽之; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 94-042, 0, p.305 - 312, 1994/03
JMTRの低濃縮化が1993年11月に開始される予定である。低濃縮化に係るシリサイド燃料の安全性評価は主として既存のデータに基づいて行われたが、データの得られていない熱伝導度、水力特性及び核分裂生成物放出率について測定及び試験を行った。熱伝導度については、室温から300
Cにかけてわずかに増加することが確認された。水力試験では、18m/sまでの流速に対し燃料板及び燃料要素に異常は認められなかった。核分裂生成物放出率の測定では、700Cにおけるヨウ素放出率は約53%であった。これらの結果及び既存データをもとにシリサイド燃料の安全性評価が行われ、その安全性が確認された。
斎藤 実; 山本 克宗
日本原子力学会誌, 36(4), p.321 - 322, 1994/00
標記国際会議は、原研主催により1993年10月4日~7日に大洗町で開催された。本報は、この会議における6つのセッション(各国の低濃縮化計画、燃料の開発及び製造、燃料の試験及び評価、炉心転換の研究及び安全評価、燃料サイクル、研究・試験炉の利用、その他)での発表及びパネル討論の概要をまとめ、日本原子力学会誌の「国際会議の窓」欄に報告するものである。
小森 芳廣; 横川 誠; 猿田 徹; 稲田 征二; 桜井 文雄*; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 93-227, 73 Pages, 1993/12
JMTR燃料の低濃縮化に係わる安全審査において、JMTRの安全性について全面的な見直しを行った。この中で、試験研究炉の安全設計に関する審査指針等に沿ってJMTRの安全設計の基本的な考え方についてレビューし、また、種々の調査及び検討を行うことにより、JMTRの安全性を再確認した。本報告は、これらの結果を中心に、原子炉の安全確保のための基本的な機能の観点からJMTRの安全設計についてまとめたものである。
伊丹 宏治; 飯村 勝道; 高崎 明人; 山本 克宗; 田中 弘人*; 佐川 尚司; 田中 勲
JAERI-M 88-269, 29 Pages, 1989/01
JMTRは、1980年から照射施設による運転員の被曝低減化の一環として、クラッド分離装置の開発を行っている。そして、1988年からハルデンプロジェクトのインパルループを用いて、本装置の確証試験が予定されている。本報告書は、ハルデンプロジェクトのインパイルループを用いた。クラッド分離装置の確証試験計画についてまとめたものである。また、本確証試験を行うための、基礎的な技術計算や推定も行った。
小山田 六郎; 山本 克宗; 石井 喜樹; 関根 伸佳; 根本 宣昭
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 15 Pages, 1988/00
JMTRにおいて構築を進めてきた計算機による運転員支援システムについて、目的、機能、システム構成、将来計画等を説明する。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 米澤 仲四郎; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 29(8), p.717 - 723, 1987/08
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)JMTRの定常運転時には、1次冷却水中から常に微量の放射性ヨウ素が検出されている。この放射性ヨウ素の放出源を明らかにするために、定常運転時の測定データを検討し、また主な炉心構成材料中の不純物ウランの分析を行った。放射性ヨウ素濃度は炉心のベリリウム枠の交換に伴って変動していることがわかった。炉心構成材料の分析の結果、ベリリウム中から10~42ppmbのウランが検出された。この不純物ウランからは実測値に近い濃度の放射性ヨウ素が生成することが計算により確認された。これらのことから、1次冷却水中の放射性ヨウ素は主としてベリリウム中の不純物ウランから放出されていると考えられる。
小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 湊 和生; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 87-020, 79 Pages, 1987/02
ル-ズな状態の被覆燃料粒子及び燃料コンパクトを、それぞれ、75F4Aおよび75F5Aの2本のガススィ-プキャプセルに装荷し、JMTRのBe第1層領域孔で4サイクル(約80日)照射した。75F4Aキャプセル試料は初期3サイクルの間、貫通破損率が0であったので、最外層汚染ウランからのFPガス放出挙動についての知見が得られた。同キャプセルでは最高温度1500C、燃焼率2.2%FIMAに達したが、照射後貫通破損率は3
10
にすぎなかった。また、75F5Aキャプセルでは最高1600C、燃焼率1.6%FIMAに対して、照射後貫通破損率は510であった。同キャプセル試料の照射後SiC層破損率は、照射前に比べて有意な増加を示さなかった。他に、熱分解炭素の照射効果、SiC層のパラジウム腐食、金属FP放出割合、燃料コンパクトの寸法変化等について、デ-タが得られた。
米澤 仲四郎; 星 三千男; Mohammad Abdullah*; 比佐 勇; 山本 克宗
日本原子力学会誌, 29(1), p.58 - 63, 1987/01
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)中性子放射化分析法による原子炉材料中のppbレベルウランの定量法を検討し、材料試験炉(JMTR)に使用されている材料を中心にウラン含有率を測定した。試料とウラン標準溶液を原子炉で照射後、ジルカロイ,ステンレス鋼,アルミニウムおよび脱塩水試料についてはTTA液液抽出法を用い
Npを分離して、黒鉛とベリリウム試料の場合には化学分離をせずに直接、線スペクトロメトリーによりNpを測定する方法でウランを定量した。分析値の正確さはジルカロイ標準試料中のウラン定量値が表示値と良い一致を示した事から確認された。原子炉材料中のウラン含有率は、ジルカロイ:40~200ppb,ステンレス鋼:50ppb以下,アルミニウム:200~300ppb,ベリリウム:10~40ppbであった。
星 三千男; 山本 克宗; 米澤 仲四郎; 後藤 覚司; 佐川 千明
Radioisotopes, 35(12), p.619 - 624, 1986/12
ジエチルジチオカルバミン酸塩を用いて、アルカリ性溶液中のZn,Ni,Feの抽出挙動を調べた。II価で存在するZn,Ni,Feは四塩化炭素中に抽出されるが、III価のFeは抽出されない。Zn(II),Ni(II)およびFe(II)の挙動はこれらイオンの加水分解反応を考慮した抽出平衡に基づき説明できる。ZnCl
の見かけ上の生成定数は510
と計算されるので、一定の条件下ではZnの抽出に対する炭酸塩の影響は無視できる。
小川 徹; 福田 幸朔; 小林 紀昭; 菊池 輝男; 飛田 勉; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; 山本 克宗
JAERI-M 86-146, 21 Pages, 1986/10
スィ-プガス照射燃料コンパクトについて、短年減期希ガス・ヨウ素の放出率(R/B)デ-タを整理した。代表核種として
Krを選び、R/Bを貫通破損割合(製造時露出ウラン率、照射後酸浸出率)および温度の関数として求める経験式を提出した。その他の希ガス拡種のR/Bについては、KrのR/Bに対する比として求める方法を採った。また、ヨウ素のR/Bを予測する方法を提出した。これらの方法に従って、OGL-1燃料体(5次,6次)のR/Bを予測した結果、実測値との良い一致が得られた。
星 三千男; 立川 圓造; 米澤 仲四郎; 後藤 覚司*; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(8), p.722 - 730, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ジェチルジチオカルバミン酸塩を用いるCoの溶媒抽出法では、pH2~8でクロロホルムあるいは四塩化炭素に抽出される。しかし、不溶性のCoは抽出されない。このような特徴をもつ抽出法をJMTR OWL-1のループ水中のCoの化学状態の決定に適用した。可溶性
Coの75~93%がCo
,5~22%がpH5.5に溶液を調製すると抽出できる化学形、残りの数%が細粒状と考えられる化学形で存在する。これらの結果はイオン交換法で調べられている結果と一致する。また、Coは空気中でCo(III)に酸化されるため、放置時間とともに抽出率は低下する。
星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 青山 功; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.612 - 621, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.47(Nuclear Science & Technology)高温高圧水中のクラッドの原子炉一次冷却系材料への付着挙動を調べるため、JMTR OWL-1ループを用いて実験を行った。ここでは、OWL-1ループ水の性状を明かにした。ループ運転開始期には濃度の上昇が認められるが、定常状態では、可溶性クラッド20~30
g/l,不溶性クラッド~1g/lの濃度を示す。構成金属元素の大部分はFeである。不溶性クラッド中のCoの比放射能値は可溶性のものよりほぼ1桁大きく、この系では素早い同位体交換反応が認められない。不溶性クラッド中の結晶性化合物の78%はMO
型の金属酸化物,22%がM
O型の酸化物である。
FeおよびFeの比放射値はMO型酸化物中でMO型酸化物中よりも約2倍大きくなっている。
星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 富田 衛; 清水 道雄; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(6), p.511 - 521, 1986/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.02(Nuclear Science & Technology)約280CのCWL-1ループ水に23日間浸漬したSUS-304およびジルカロイ-2試験片表面クラッドの性状を把握するため、X線回折法,X線マイクロアナライザー法,ICP法などで分析を行った。試験片表面の電顕観察結果は細い結晶の単独あるいは重なり合い付着を示している。結晶にはCr含量の多いもの、Fe含量の多いものなどが存在し、組成が一様ではない。特にジルカロイ-2にはCr含量の多い結晶が目立つ。SUS-304の場合、95%以上がMO型の結晶である。剥離法により、表面から外層,内層,酸化皮膜に分類すると、この順にCoの比放射値が減少する。外層はループ水中の不溶性クラッド,酸化皮膜は可溶性クラッドのCoの比放射能値に匹敵する。これらの結果から、ループ水中には組成および結晶形の異る様々の不溶性クラッドが存在し、それらの中で電気化学的相互作用によりMO型の酸化物が優先的に試験片に付着すると考えられる。
山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。
福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 84-054, 65 Pages, 1984/03
本報告は、原研で最初のスイープガスキャプセルによる照射試験に関するものである。照射試験の目的は、照射下におけるFPガス放出の測定により、破覆粒子の照射健全性を調べることであり、またスイープガスキャプセル(74F-9J)に装荷した破覆粒子は、48,49年度に予備設計仕様にもとづいて試作されたものであり、これらはルーズな状態で照射された。照射中には、装荷破覆粒子からのFPガス放出率を測定し、放出率より破覆粒子破損率の推定を行うとともに、照射後試験で、外観検査、X線ラジオグラフィ、酸漏出などにより破覆粒子破損率を求めた。また、キャプセル内で破覆粒子を保持していた黒鉛ホルダーには金属FPガスが吸着しており、このガンマ線測定から、
Cs放出率を求めた。
伊丹 宏治; 中田 宏勝; 田中 勲; 山本 克宗; 青山 功; 井川 勝市
JAERI-M 83-104, 16 Pages, 1983/07
多目的高温ガス炉では、軽水炉や高速炉と異なった燃料型式を採用し、材料も高温に耐えるものを使用しなければならないことから、燃料と材料の研究開発が重要である。この研究開発に不可欠な照射試験を効率良く行うため、原研では高温照射設備の開発と整備を進めている。現在、大洗研究所のJMTRにOGL-1インパイルガスループをはじめ、ガススィープキャプセル照射装置、高温照射用の特殊キャプセルなどを整備し、照射試験に使用している。本稿では、これらの高温照射設備の概要を紹介する。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄
JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03
JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(およびNp)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてIであったが、原子炉停止直後にはI
(IO,IO)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主としてI,Mo,Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留しているIの量と系内水洗時のI濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔によるlに水中の除去効率、ループの気水分離器内でのIの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。
福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.889 - 902, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.89(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用TRISO被覆燃料粒子を2本のスィープガスキャプセルで照射し、照射下でのFPガス放出挙動を調べるとともに、この放出測定をもとに被覆粒子破損率を推定した。この被覆粒子破損率を検証するために、被覆粒子の照射後試験を行い、外観検査での破損率及び酸浸出率を測定した。推定破損率と酸浸出率との一致は1試料を除いて良かった。健全粒子からの放出挙動を解析することにより、LTI-PyC中のクリプトンの拡散係数(炉内値)を求めることが出来た。また1600Cにおける破損粒子からの放出が拡散支配であるのに対し、1400Cにおける健全粒子からの放出が反跳と拡散の両機構に支配されていることを確認した。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
