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岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次
Proc. of 1999 Workshop on the Utilization of Research Reactors, p.96 - 101, 1999/00
JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。まず各工事ごとに詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。トリチウムにより汚染された重水、一次冷却系及び原子炉建家の取り扱いについては、重水のカナダへの輸送をはじめとする具体的な調査・検討が現在進められている。
小菅 征夫; 羽沢 知也
UTNL-R-0333, 0, P. NO.10, 1996/03
JRR-2は減速材、冷却材として重水を使用しており、炉心には核分裂生成物からの
線と重水との光核反応による光中性子が存在する。光中性子は原子炉の起動の際の中性子源として用いられるが、一方において光中性子の存在に起因する未臨界度の問題を生じる。従ってJRR-2のような重水炉における反応度の正確な評価にとって、光中性子源を適切に評価することが極めて重要となる。ここではパソコンを使用して逆動特性法による光中性子源を考慮した反応度測定について述べる。
吉田 芳和; 矢部 明; 岸田 昌美
Proc.Int.Symp.on Behaviour of Tritium in the Environment, p.613 - 622, 1979/00
原研には重水減速冷却炉JRR-2,3があり、重水の放射化により生じたトリチウム(HTO)が漏洩し、しばしば、作業環境の空気汚染、表面汚染の原因となる。また加速器で取り扱われるトリチウムガスターゲットにより、これらのガス(HT)が漏洩することもある。本報告では原研で用いられているトリチウムに関する放射線管理技術(空気汚染、表面汚染の測定技術、尿分析、呼気測定の技術等)を紹介したのち、これらによる管理から得られた経験を次の三点について取り上げ報告する。すなわち、(1)空気汚染測定と尿分析の関係…両者からそれぞれ別個に推定した被曝線量はかなり良い一致を示した。(2)呼気測定と尿分析の関係…吸入直後の呼気測定の値は尿分析のそれより高い値を示すが、数時間後では両方の値はほぼ等しくなる。(3)生物学的半減期…原研の汚染者38例についての観測値は、9.8
4.1日で、ICRPの値10日とほぼ一致していた。
柴 是行
日本原子力学会誌, 20(1), p.13 - 20, 1978/01
被引用回数：0核燃料の資源問題、保障措置などとの関連で注目を集めつつあるトリウム燃料サイクルについて概説した。まずトリウム燃料サイクルの一般的特徴について述べ、その特徴が、軽水炉、重水炉、高温ガス炉、高速増殖炉のなかでどのように実現されようとしているかを燃料の立場から眺めた。さらに、ウラン及びトリウム資源、各種炉型別の経済的評価、再処理で回収したリサイクル燃料の再加工についてはより詳しく述べ、最後に、最近の話題である核拡散防止とトリウム燃料サイクルとの関連に触れた。
田坂 完二; 後藤 頼男
JAERI-M 7128, 43 Pages, 1977/06
重水減速沸騰軽水冷却炉の炉心中性子スペクトルの解析をLAMP-Aプログラムセットを使い行った。た。その結果本体系においては重水の減速能が大きいため、熱中性子束の割合は約50%と大きく、逆に核分裂中性子束は約10%あまりと小さいことが明らかとなった。また転換比は初期炉心で約0.5、平衡炉心で約0.7であり、CANDU炉の0.9より小さいのはもちろんのこと、軽水炉の転換比よりむしろ劣ることが明らかとなった。
鈴木 義雄
化学工業, 27(6), p.652 - 656, 1976/06
重水の物性値,重水の核定数,重水分析法,重水炉化学上の諸問題点,重水製造方法,重水の需要と供給などについて総括して述べている。
穴沢 豊; 国分 守信; 藤田 久美雄
保健物理, 7(1), p.27 - 35, 1972/00
トリチウムは,半減期12.36年の低エネルギー(最大18keV)
線放射体である。このトリチウムは,宇宙線によって生成され,自然界に存在しているが,核実験が開始されて以来,その量は著しく増加した。また,最近,原子力発電の増加にともなって,燃料再処理の必要性は一層高まっているが,この燃料再処理のエ程で,燃料中に含まれるトリチウムが周辺環境に放出されることや,重水炉やPWRからトリチウムの放出されることが予想され注目をあびている。
戸根 弘人
日本原子力学会誌, 7(2), p.58 - 64, 1965/00
重水または軽水減速型原子炉では、水の放射線分解によって原子炉内で水素・酸素を発生する。この水の放射線分解の現象は、原子炉の場合には水素ガスの蓄積およびその爆発の危険性、原子炉材料の腐食等の問題を生じ、さらに重水炉の場合には高価な重水の消失などの安全上、また経済上好ましくない結果を生ずる。この発生した水素・酸素を再結合させるため,原子炉ではアルミナーパラジウム触媒(Al
O
-Pd)またはアルミナ白金触媒(AlO-Pt)が再結合用触媒として使用されている。
舘 義昭; 高木 直行*; 飯田 拓海*; 若林 利男*
no journal, ,
使用済燃料に含まれる長寿命核分裂生成物(LLFP)であるSe-79, Zr-93, Pd-107及びCs-135はいずれも中性子吸収断面積が小さく、原子炉の中性子による核変換が困難であるとされてきていた。しかしながら、これらの核種においても中性子エネルギーが低くなるほど吸収断面積が増大し、核変換効率の向上が期待できる。そこで、軽水炉よりも炉内温度が低い重水炉の炉内に極低温領域を創生し、冷中性子によりLLFPを効果的に核変換させるため、CANDU炉を想定した冷中性子生成装置について検討した。
