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論文

Application of digital process controller for automatic pulse operation in the NSRR

石島 清見; 上出 俊夫*; 西郷 正雄*

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.197 - 204, 1991/00

NSRRでは、台形パルス及び合成パルス運転という新しい運転モードを導入し、実験範囲を拡大するための改造を行った。合成パルス運転では高出力からの反応度事故を、また、台形パルスでは比較的ゆるやかな異常事故を模擬できる。これらのパルス運転モードは全自動化されている。自動化はディジタル計算機能を有するプロセスコントローラを導入することにより実現した。例えば、台形パルス運転モードにおける原子炉出力の閉ループ制御は、10ms毎にディジタル計算によりデータを更新しながら出力デマンドに追従させ、安定な制御特性を得ている。

論文

Studies of transient behavior of low enriched silicide fuel plates by pulse-irradiation in the NSRR

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫; 山原 武

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.391 - 398, 1991/00

試験研究炉に於けるシリサイド燃料使用の機運は高まっており、その為過渡及び事故時における安全性に関しては、最近重大な関心が注がれている。原研NSRRにて、未照射低濃縮ウラニウム(19.89$$omega$$/$$o$$)シリサイド小型板状燃料を用い、154cal/g・fuelまでの発熱量を与える実験を実施した。その結果、燃料板には970$$^{circ}$$Cの過渡温度変化が観察された。炉内データ及びパルス後の照射後試験より、以下の事柄が明らかになった。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、寸法安定性が維持され、燃料板は非破損であった。(2)400$$^{circ}$$C以上では燃料板変形が進み、Al-3%Mg被覆材の溶融点を越えた640$$^{circ}$$Cでは、曲がり(最大7mm)、溶融、リロケーション(いずれも被覆材)、芯材の露出が観察され、大きな損傷に至った。(3)970$$^{circ}$$Cまでの過渡温度にあっても損傷燃料板からの機械的エネルギー発生等はなかった。

論文

Post irradiation test facilities for irradiation assisted stress corrosion cracking research

塚田 隆; 芝 清之; 近江 正男; 木崎 實; 松島 秀夫; 中島 甫

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, 8 Pages, 1991/00

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、原子炉炉心構造材料(ステンレス鋼等)にとって共通の環境劣化効果である。それは、中性子/$$gamma$$線照射と化学環境の共働効果である。IASCCは近年、軽水炉炉心構造物及び将来の核融合炉のプラズマ対向機器の寿命又は機能を制限する因子として注目されている。本報では、IASCC研究のために原研ホットラボに設置した、低歪速度引張試験(SSRT)装置及び電気化学的腐食試験装置について、その概要を報告する。SSRT試験装置では、照射済み試験片及びセル内装置の安全かつ確実な取り扱いのため、オートクレーブの簡便な締め付け機構の開発等を行った。この装置を用いて高温高圧水中におけるIASCCの発生を確認した。また、電気化学測定は照射材の遠隔腐食試験に適した方法と考えられ、これをホットセル内で行う装置の開発を行った。この装置により照射材のEPR(電気化学的再活性化)試験を実施した。

論文

Programmed temperature control of capsule in irradiation test with personal computer at JMTR

斎藤 春雄; 浦本 敏正; 福島 征夫; 小畑 雅博; 鈴木 忍; 中崎 長三郎; 田中 勲

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.285 - 292, 1991/00

原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つである。JMTRでのキャプセル照射は、アナログ型の調節器による温度制御を行ってきた。今回、温度制御系にパーソナルコンピュータを付加した温度制御方式を開発した。これにより、原子炉出力上昇前に、キャプセル温度を定常にする照射試験、サイクル温度変化、任意速度での直線状・段階状の昇温及び降温等の照射試験が可能となり、キャプセル方式による照射試験の内容が大幅に拡大した。

論文

Radioactivity measurements of $$^{32}$$P solutions by calorimetric methods

源河 次雄; I.K.Nataredja*

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.375 - 382, 1991/00

ラジオカロリメトリによるベータ放射体の放射能測定では、自己吸収、数え落し、希釈誤差、検出効率のエネルギー依存性などの問題がない。崩壊当りの平均エネルギーが正確に知られている場合は、絶対測定も可能である。本報告では、微少熱量計による$$^{32}$$P溶液の放射能測定について述べる。ガラスバイアルに入った$$^{32}$$Pの崩壊エネルギーをすべて熱に変えるために、5mm厚の鉛ポットを放射線吸収体として使用した。熱量測定には二つの方法を試みた。すなわち、予めジュール熱で校正したセル内に試料を挿入して測定する通常の方法と、熱量計の双子型構造を利用して、ダミー側にジュール熱を加えて試料の発熱を相殺し、零点から発熱量を求める方法による結果を比較した。後者は、試料表面からの熱漏れに対する補正を必要としないので、測定精度が向上するなどいろいろな利点があることがわかった。

論文

Radionuclide metrology for the quality assurance of radioisotope products

源河 次雄; 竹内 紀男; 岩本 清吉; 小林 勝利

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.365 - 374, 1991/00

現在、原研では、約40種類のラジオアイソトープをJRR-2,3,4及びJMTRを使用して製造し、頒布している。これらの工程管理又は品質管理のために、いろいろな放射能測定法及び測定器を開発してきたのでそのいくつかについて紹介する。種々の形状の試料を24ヶまで装着できる全自動ガンマ線スペクトル解析装置を設計製作した。またガンマ線スペクトル解析関連の国際比較にも積極的に参加し、トレーサビリティの確立と測定技術水準の向上に努めた。ベータ線放射ラジオアイソトープの放射能測定のためには、微少熱量計を設計製作し、純ベータ核種のみならず、軟X、$$gamma$$線の測定法にも適用し、好成績をおさめることができた。その他、二次標準器としての高安定高気圧型電離箱や、複雑な崩壊形式をもつガンマ放射体を精度よく測定するための高効率ガンマ線検出装置等を開発した。

論文

Irradiation tests of advanced plutonium-bearing fuels

前多 厚; 新見 素二; 大道 敏彦

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.245 - 252, 1991/00

高速炉新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料のJMTRにおける照射試験に関して、燃料ピンの製作及び照射キャプセルへの組み込みおける技術開発について報告する。照射用燃料ピンはヘリウムボンド型式であり、ヘリウム雰囲気グローブボックスにおいて端栓溶接することにより製作する技術を開発した。窒化物燃料ピンのうち1本は照射中の中心温度変化を測定するため、燃料ペレット中央にNb-ZrシースのW-Re熱電対を挿入しており、照射下の燃料挙動に関する情報を得ることができる。またキャプセル製作に関しては二重被覆型キャプセルとし、熱媒体であるNaKを安全に充填する技術を開発した。

論文

Basic research on high-uranium density fuels for research and test reactors

宇賀神 光弘; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.383 - 390, 1991/00

燃料開発研究室で1988年4月からスタートした高ウラン密度燃料に関する実験結果をもとに、(1)燃料調製、(2)アルミニウムとの共存性及び(3)高燃焼度シミュレーションについてその成果の概要を述べる。研究対称燃料として、ウランシリサイド(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$,U$$_{3}$$Si等)及びウラン-鉄(マンガン,ニッケル)合金燃料を取りあげた。

論文

Development of radioisotope production in JAERI

山林 尚道; 加藤 久; 梅澤 弘一

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.350 - 356, 1991/00

原研では、JRR-1、-2、-3、-4およびJMTRの原子炉を使用して、精製RI及び密封線源RIの製造技術の開発を行い、1962年から製造・供給に着手して来た。現在では29核種、31製品の精製RIをカタログアップして、注文生産に応じる一方、特にP-32,S-35,Cr-51や短寿命RIについては、定常付に供給を行っている。工業用線源Co-60や非破壊検査用Ir-192ペレット線源の定常供給を実施するとともに、薬事法に基づく医療用具として、骨数度測定用Gd-C53線源やがん治療用Ir-192線源(7種類)及びAu-198グレインを定常的に製造・供給している。最近では、RALS用Ir-192線源、薄肉配管非破壊検査用Yb-169及び腫瘍治療用Y-90ポリマーさらにP-32標識DNAプローブの製造技術の開発を行っている。

論文

Production of carbon-14 and preparation of some key precursors for labeling organic molecules

守屋 孝; 本石 章司

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, 8 Pages, 1991/00

窒化アルミニウムをターゲットとしてJMTRで照射し、$$^{14}$$N(n,p)$$^{14}$$C反応により生成する$$^{14}$$Cを分離し安定な[$$^{14}$$C]-炭酸バリウムとして得る$$^{14}$$C製造法を紹介する。本法は50GBq/バッチの規模で行われるため高中性子束及び高ガンマ線束下で長時間の照射を必要とし、ターゲットの健全性が求められる。このため窒化アルミニウム粉末を加圧成型したのちヘリウム雰囲気で焼結することにより、照射時の健全性を保てることが確認されるとともに、比放射能の低下をもたらす$$^{12}$$Cの含有量も低下させることが判った。照射後ターゲットは高温燃焼炉で二酸化炭素に酸化し、いったんアルカリ溶液に吸収させた後塩化バリウムを加え炭酸バリウムとした。[$$^{14}$$C]炭酸バリウムから、さらに有機化合物を標識するのに便利な四種類の前駆体[1-$$^{14}$$C]酢酸ナトリウム、[$$^{14}$$C]メタノール、[$$^{14}$$C]シアン化カリウム及び[U-$$^{14}$$C]ベンゼンの合成操作について述べる。

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