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論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

報告書

JRR-1炉心構造物の放射能インベントリ評価

圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎

JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB

我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40$$times$$$$10^{5}$$Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。

論文

ウラン燃料加工施設の事故と安全教育

小畑 雅博

セミナー通信, (21), p.13 - 14, 2000/03

JCO燃料加工施設の臨界事故は酸化ウランを硝酸に溶解して均一化する工程で発生した。日本最初の原子炉JRR-1は酸化ウランを硫酸に溶解した溶液燃料を使用していた。これらには次の類似点がある。(1)燃料が溶液状である、(2)ウラン235の濃縮度がJCOが18.8%でJRR-1が19.9%である。(3)沈殿槽とJRR-1炉心タンクの大きさが同程度などである。発電用原子炉(軽水炉)の燃料よりも濃縮度が高いので臨界になりやすい。溶液中の水(水素)が中性子の減速材として働く、JCOの沈殿槽では冷却用の水が中性子の反射材としても働いた。JCOの事故は認可された方法を守っていれば起こらなかった。また、臨界についての十分な教育がされていれば、臨界防止対策のしていない沈殿槽に臨界量を超える大量のウランを入れることはしなかったであろう。規則を守って作業することを教える安全教育が重要である。

論文

Stable nuclides of fission-product zirconium in the spent fuel of JRR-1 and JPDR-1

吾勝 永子; 荒殿 保幸

Radiochem.Radioanal.Lett, 19(3), p.179 - 186, 1974/03

JRR-1およびJPDR-1使用済燃料中のジルコニウム安定核種を分離し、その同位体組成を解析した。その結果JRR-1使用済燃料中から得たジルコニウムは天然のジルコニウムと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子による核分裂生成物ジルコニウムとの混合物であることが分った。JPDR-1使用済燃料から得たジルコニウムはおなじような混合物であるが、核分裂生成物ジルコニウムは$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子による核分裂だけでなくエピサーマル領域の中性子による核分裂、および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂の寄与が考えられる組成を示した。なお各使用済燃料はJRR-1、1957~68年、JPDR-1、1963~69年に使われたもので、分離は1973年に行った。

報告書

JRR-1の解体

鈴木 一彦; 青柳 長紀; 伊藤 尚徳; 池沢 巌

JAERI-M 4699, 78 Pages, 1972/02

JAERI-M-4699.pdf:3.73MB

本報告は、「JRR-1の建設」および「JRR-1の利用と運転」に次ぐものである。原子炉の解体は、我が国において初めての経験であり、解体の定義も確としたものでなかったが、解体決定までの経緯と今回の解体の特色である燃料溶液の取出し、廃棄、ガス再結合器水の取出しおよび解体後の残存施設の管理について詳細に記述した。

報告書

JRR-1の運転と利用

鈴木 一彦; 山本 章; 大森 栄一; 池沢 芳夫

JAERI-M 4506, 110 Pages, 1971/07

JAERI-M-4506.pdf:3.73MB

JRR-1は昭和32年8月27日臨界後、研究用および技術者の養成訓練用として、原研のみならづ広く国内の研究機関に開放利用され、我が国の原子力平和利用のための研究、開発に貢献してきた。本報告はJRR-1の臨界到達以来、昭和44年11月の運転休止に到るまでの約12年間にわたる全運転期間を通じての運転管理に関する記録を総括したものである。

報告書

JRR-1 燃料溶液の化学分析

橋谷 博; 小森 卓二; 山本 忠史

JAERI-M 4469, 41 Pages, 1971/06

JAERI-M-4469.pdf:1.07MB

分析センターでは、1960年、1967年、1970年の3回、JRR-1原子炉の燃焼溶液を中心とした分析を行っている。このうち、第1回試験についてはすでに報告しており(原子力誌,3; 55(1961))、3回を通じての分析結果と考察についても簡単な報告を行っている(原子力誌,13;, No.6(1971))。本報告は、第2回、第3回試験の詳細な記録にとどめる意味でまとめたものであるが、いくつかの項目については臨界時(1957年)からのデータと比較考察している。分析を行なった項目は、燃料溶液の密度、ウラン濃度、腐食および添加成分元素(鉄、ニッケル、クロム、銅)、硫酸濃度、プルトニウムおよび燃焼率であり、これらに関連してガス再結合器水、ドレイン・タンクの分析も行なっている。これらの分析は、原子炉の運転上いくつかの有用な知見を与えた。

論文

JRR-1燃料溶液の化学分析

山本 忠史; 小森 卓二; 福谷 博*

日本原子力学会, 13(6), p.335 - 338, 1971/00

わが国最初の,そして唯一の液体燃料を用いた原子炉JRR-1は,1969年11月21日,12年にわたる運転を終えて解体された。原研分析センターでは1960年以来3回にわたり,同原子炉の燃料溶液を中心とした分析を行なった。このうち第1回試験についてはすでに報告したが,ただ1回の分析では推測の域を脱し得ない問題もあった。その後第2回(1967年),第3回(1970年)試験を行い,臨界時からのデータを総括的に検討して明らかとなった事項もいくつかある。これらの分析は原子炉運転上有用な知見を与えただけでなく,今後ますますふえることの予想される高放射性試料の分析や燃焼率の測定技術にも多くの貴重な経験をもたらした。

報告書

JRR-1の臨界前試験

JRR-1管理室

JAERI 1003-B, 20 Pages, 1962/03

JAERI-1003-B.pdf:1.46MB

この報告はJRR-1の臨界実験に先立って行われた同炉の一次系に関する諸試験について述べたものである。一次系とは、燃料溶液、および分裂生成物を、外界からへだてている、いわゆる一次の機密構造の内部にある諸機器の総称であって、炉心、ガス再結合器、燃料ドレイン・タンク、12コの弁、およびそれらをつなぐ配管系とからなっている。この系の組み立て、熔接などの工事の検査は、昭和32年5月11日から始まり、以後、臨界前試験と呼ばれる一連の試験によって、機器の特性が調べられ、8月27日、始めて臨界に達した。この報告には、その間の諸試験の手順と結果の詳細が記されている。

論文

焦点クロマトグラフ法によるJRR-1燃料溶液中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの迅速分離定量

矢島 聖使; 渋谷 政夫*; 木曾 義之*

日本原子力学会誌, 4(6), p.361 - 365, 1962/00

核分裂生成物中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの分離法として、沈殿法、アニオン交換樹脂法、ペーパークロマトグラフ法など多数の分離法が試みられているが、分離操作の繁雑や分離に長時間を要するものが多い。本研究は焦点クロマトグラフ法により、JRR-1燃料溶液中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを迅速に分離し、その定量を試みたが良好な結果を得たので報告する。この定量値はJRR-1のburn-upの試算に使用された。

論文

原子力核乾板によるJRR-1炉心よりの漏洩速中性子スペクトルの測定

野本 昭二; 中村 知夫

日本原子力学会誌, 4(6), p.365 - 373, 1962/00

原子核乾板が種々の核物理実験や宇宙線のような高エネルギ現象の解析にその有用性を発揮していることはよく知られている。乾板は現像処理や顕微鏡による解析に長時間の労力を要するが(1)個々の反応を記録できること、(2)エネルギ的に連続な感度を有すること、(3)$$beta$$$$gamma$$線のバック・グラウンドとの選別が容易なこと、(4)小型のため持ち込んだ体系に与える擾乱が小さいこと等多くの特長を有している。

論文

JRR-1によるラジオアイソトープの製造

木村 健二郎*; 柴田 長夫

原子力工業, 7(12), P. 43, 1961/00

抄録なし

論文

テルル、セレン中の不純物の放射化分析

矢島 聖使; 亀本 雄一郎; 柴 是行; 小野田 儀弘*

日本化學雜誌, 82(3), p.343 - 347, 1961/00

 被引用回数:4

テルル中のセレン、銅、ヒ素、アンチモン、およびセレン中のテルル、銅、ヒ素、アンチモンを中性子放射化分析により定量する方法を検討、ほぼ満足のいく方法を得た。まず中性子シャヘイの影響をしらべ、テルル、セレンともに約2gまでは認められなかった。テルル、セレン約1gを標準試料とともにJRR-1中で2時間または3日間中性子照射をおこなった。照射したのち、放射化学的に純な形でセレン、テルル、銅、ヒ素、アンチモンをとり出し、$$gamma$$線スペクトロメトリーにより定量した。テルル、セレンの試料として帯域精製法により精製したものを用い不純物の挙動を調べた。

論文

燃料溶液を中心としたJRR-1の総合試験,2; 化学分析

本島 健次; 橋谷 博; 小森 卓二; 坂東 昭次; 山本 忠史; 田村 修三; 石渡 良志

日本原子力学会誌, 3(1), p.55 - 68, 1961/00

本報の第1報に述べられている諸種の問題点を解明するための一手段として化学分析試験を行なった。それらの方法ならびに得られた結果について報告する。試験は燃料溶液、再結合器水およびドレイン・タンクを洗浄した水について行なった。燃料溶液については、まずその濃度低下の有無を知るために密度の測定を行ない、ついで同位体希釈法ならびにオキシン抽出光度法によりウラン濃度を測定した。つづいて炉心タソクのステンレス鋼の腐食の程度を知るために、燃料溶液中に溶けこんだ鉄をオキシン抽出光度法で、ニッケルをジメチルグリオキシム抽出光度法で、クロムを2-メチルオキシン抽出光度法で定量した。なお、銅のオキシン抽出光度定量もあわせ行たっている。

論文

Die Radiochemische bestimmung des plutoniums in dem in JRR-1 bestrahlten uran

渡辺 賢寿

日本原子力学会誌, 3(7), p.497 - 501, 1961/00

照射ウラン試料中の微量のプルトニウムをイオン交換樹脂により、ウランや核分裂生成物から分離し、$$alpha$$線計数により定量した。試料の7N硝酸溶液を陰イオン交換樹脂に通してプルトニウムを吸着させ、ウラン、核分裂生成物から分離した。プルトニウムは5%ヒドロキシルアミン溶液で溶離した。

論文

Neptunm-237 in JRR-1 fuel solution

中村 永子*

日本原子力学会誌, 3(7), p.502 - 506, 1961/00

総合調査の目的で取り出されたJRR-1の燃料中には、長寿命の$$alpha$$放射体である同位体の存在が予想される。共存する多量のウラン、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puおよび核分裂生成物からネプツニウムを分離精製し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npの存在を確認した。陰イオン交換および溶媒抽出について、すでに得られているデータを基礎とし、プルトニウムについてのデータを一部補足して分離精製法を計画した。得られたネプツニウムのフラクションについて、$$alpha$$スペクトロメトリを行なった結果、$$alpha$$エネルギーは$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Nに一致した。得られた量は10$$^{2}$$cpm/mgUであり、$$beta$$,$$gamma$$放射線の量は少なかった。

論文

JRR-1で照射した酸化ウランより$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの単離

木村 健二郎*; 石森 富太郎; 内藤 奎爾; 梅澤 弘一; 渡辺 賢寿

日本原子力学会誌, 2(6), p.328 - 336, 1960/00

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの(n,$$gamma$$)反応から$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npを経て$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puを生ずる反応は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂についで、Uを燃料とする原子炉においてもっとも重要なものである。そこで当所の原子炉、JRR-1を用い、ウランターゲットを照射して生じたきわめて微量の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puを単離し、その確認を行なった。

論文

JRR-1による$$^{1}$$$$^{8}$$Fの調製

石森 富太郎; 木村 幹; 中村 永子*; 鈴木 征雄

Radioisotopes, 9(3), p.289 - 290, 1960/00

リチウム核に中性子が衝突してトリチウムができる反応$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$Hは、生じたトリチウム核がさらにほかの原子核に衝突して起こるいろいろな核反応のゆえに、近年注目をあびてきた。ここでは市販の炭酸リチウムをJRR-1で中性子照射した場合にできる$$^{1}$$$$^{8}$$Fについて得られた結果を述べる。なお$$^{1}$$$$^{8}$$Fの半減期は112分であるからトレーサとして十分利用できる。原子炉中で今回と同じ核反応によって$$^{1}$$$$^{8}$$Fをつくった例は1951年Knightらがはじめで、硝酸リチウム1gを72分間中性子照射し、トリチウム核1個あたり2$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$個の$$^{1}$$$$^{8}$$Fができることを見出している。また$$^{1}$$$$^{8}$$F製造の総説としてはBernstein,Katzの報文がある。

報告書

JRR-1臨界実験及び出力試験中における放射線管理

放射線管理室

JAERI 1003-G, 24 Pages, 1959/12

JAERI-1003-G.pdf:1.34MB

日本原子力研究所に設置された第1号実験原子炉JRR-1(ウォーター・ボイラー型、熱出力50kW)は1957年8月27日臨界に達し、その後きわめて順調に運転がおこなわれている。この報告書はJRR-1の臨界前後におこなわれた一連の作業、すなわち1)燃料準備1957年8月12日~同年8月22日2)臨界実験1957年8月26日~同年8月27日3)出力試験1957年8月28日~同年9月14日において、保健物理部放射線管理室がおこなった放射線管理の記録である。

論文

JRR-1の自動起動について,第1報

住田 健二; 原沢 進; 須田 信英; 藤沢 武夫

第3回原子力シンポジウム報文集, 1, P. 212, 1959/00

抄録なし

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