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JAERI-K—92-154
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92-154
平 成 3年度研究炉部 年報
(運転・利用と研究・技術開発}
199 2年 10月
研究炉部
日本原子力研究所Jap伺 At，側icEnergy R，舗柑'chIns蜘悔
JAERI-R-92-154
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J.1KRI-.M reports are issued irregularly inquiries about availability of the reports should be addressed lu Information Division.
Department of Technical Information. Japan Atomic l-nergy Research Institute. Tokat-niura. Naka-gun. Ibaraki-kcn 314-11. Japan.
Japan Atomic Knergy Researrb Institute. \^2
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1
JAERI-H 92-154
平E盆3年度il1l!炉毎年報
c.'転・利用と信究・伎術開発》
日本原子力研究所東海研究所
研究炉郵
o992SF9s包日受理》
研究炉舗は. JRR-2. JRR-3M及C1JRR-4の各施設を運転管理し.利闘に倹する
とともに関連する研究・践術開発を実錯している。
本報告書li.平成3年度におげる当館の集積を記したものであり.種々の銭術的事項について
も詳細に説明してL唱。具体的信.8として.研究炉舗においては.運転保守・筆..照射利用.
中性子ビーム実験に加えて.続f医科.使悶白書懲事事及び水・ガスの管理を含む銭術管車関連する
研究・伎術開発等を行『てL喝。また.主として開発途上国との簡で原子炉施設の遷転管理，照
射伎衝.安全解析を中心に国際織力を実施している。
東海研究所:〒319-11 茨媛県混同廊東海村白1i字白銀 2-4
JAER1-M 92-154
Annual Report of Department of Research Reactor, 1991 (April 1. 1991 •*• March 31, 1992)
Department of Research Reactor Tokai Research Establishment
Japan Atomic Energy Research Institute Tokai-mura, Kaka-gun, Ibaraki-ken
(Received September 22, 1992)
The department of research Reactor is responsible for the operation, maintenance, utilization and related R&D Works of the research reactors including JRR-2, JRR-3M(new JRR-3) and JRR-4.
This report describes the activities of our department in fiscal year of 1991 and it also includes some of the technical topics on the works mentioned above. As for the research reactors, we carried out the operation, maintenance, irradiation utilization, neutron beam experiments, technical management including fuels and water chemistry, radiation monitoring as well as related R&D Works. The international cooperations between the developing countries and our department were also made concerning the operation, utilization and safety analysis for nuclear facilities.
Keywords: Research Reactor, Annual Report, Reactor Operation, Utilization, Post Irradiation Examination, JAER1
II
JAERIト-守192-154
Annual Report of Department of Research Reactor. 1991
(April 1， 1991 ~ March JI， 1992)
Department of Research Reactor
Tokai Research Establishment
Japan Atomic Energy Research Institute
Tokai-mur..， ~;aka-gun. Ibaraki-ken
(Received September 22. 1992)
The depart回entof research Reactor is responsible for the operation，
maintenance， utilization and related R&I) Ilorks of the researclt reactors
including JRR-2， JRR-3M(new JRR-3) and JRR-4.
This report describes the activities of our department in fiscal
year of 1991 and it also includes some of the technical topics on the
works mentioned above. As for the research reactors. we carried out the
operation， maintenance， irradiation utilization， neutron beam experi-
ments， technical management including fuels and water cheoistry. radia-
tion monitoring as well as related R&D Ilorks. The international coopera-
tions between the developing countries and our department were also made
concerning the operation. utilization and safety analysis for nuclear
facilities.
Keywords: Research Reactor. Annual Report. Reactor Operation.
Utilization. Post lrradiation Exarnination. JAERI
11
JAEKI-M 92-15*
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2.1. I * K 11 2.1. 2 ®ft-Wfk 11 2.1. 3 JP'fc&S 13 2.1. 4 ft«J8W« 14
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2. 3 J R R - 4 ©SfeSS 23 2.3. 1 « fe 23 i a 2 «3= • H« 23 2.3.3 & « * M f S 27
3. BF?ypffl&«i-S 33 3. 1 0f£*p©# • ffzttm 33 3.2 sfftip&mm&m 40
3.2. i mmptfgm 40 3.2. 2 ftffli&amWS 40
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III
JAf.JU -:¥1 9告-1M
目 次
まえかき
J. 鍍 要一一一一ー一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一 3
1. 1 研究炉の運転管理~----.---.--…'"・H ・..，一一一一一一一一一一一一一一一一一一一 3
1.2 研究炉の銭街管理一一一一……………ー一一一一一-.--------...一一一一一一一一一 3
1.3 研究炉の利周一一一一一一一一一…………一一一一一一一一一一一一一一一…… 4
1.4 研究炉に関する工学的開発研究……一一……----..一一一一一一一一一一一一…… 5
1.5 ウラン遭縮度低減化等主な技術的事項一一一一一一一一一一一一一一一一一一一 6
1.6 国際悔カ…………一一---------..---....-・H ・'"一一一一一一一一一一一一一一一一… τ 乙 研究炉の運転管理一一一一一一一-------.----.--一一一一一一一一一一一一一一一一一一 U
2.1 JRR-2の運転管理一一一一一一一-一一一一一…一一一一一一一一一一一一 11
2. 1. ) 運 転一一一一一一…………一一一一一一一一一一一一一一一---------….. 11
乙1.2 保守・盤信一一---------一一一……….---.-----.--.---_.---.-一一一…………………一 Jl
2.1.3 炉心管理一一一一一---------………一一一一---".---一一一一一一一一一………… 13
2. 1. 4 般射線管理一一----------………一一一一……………………………….. 14
2.2 JRR-3Mの運転管理一…………--.---...-------------一一・…一一一一…-._.・H ・..... (8
2.2.1 運 転…ー一一一一一一一……………一一一一…一一一一一…ー…'"・H ・.. 18
Z之2 保守豊信一一一一一一一……------------一一一一一一一一一一一…--.-----・…・・ 18
2.2.3 冷中性子源装置の運転及び保守・重信一一一一一………......-------…--.-・H ・...… 19
2.2.4 炉心管理一一一一一一一…………一一.--------一一一一一一………………….. 19
2.2.5 放射線管理---.---.………………一一………………………………一 却
2.3 JRR-4の運転管理一一一……一一一一一一一………………………H ・H ・23
2.3.1 運 転…一一一一一一………………一一一一…………………………...・.... 23
2.3.2 保守・整備一一一一一一…………一一…-----------……………………… 23
2.3.3 放射線管理一一一一一一一一一一一一一一……………………………… 27
3. 研究炉の錠術管理…………………………………-----------.……………….33
3.1 研究炉の水・ガス管理………-------------一一一……・H ・H ・...一一………………….33
3.2 研究炉の燃料管理一一一一一一一一一一一一一一一一一一…--_.・H ・---.-----_......………. 40
3.乙1 新燃料管理一一一……一一一一一一一一一…….0--，，--，，-.…………………….. 40
a乙2 使用済燃料管理ー.-._-.-_.....・…...--------一一一………………-_.._-一‘………. 40
4. 研究炉の苧i鴎_._..--.一一一……….-._._---…一一一一一一一一一一一一……・・……….. 43
4. 1 照 射………………一一一一一一一一一一---.-.-.....……………………… 43
4.2 実 験…..------・………………一一一一一一一…・・H ・H ・....………....・H ・...... 55
4.3 事l閉率一一一一.--._.---………………一一一一一一一一一一一一一……'"・H ・-・・ 66
4.4 保守・整備一一一一一一一一一…一一…一一一一一一一一一一一一…."--_...---…………ー 74
HI
JAERI-M 92-151
5. W3E^iria^5X?WSaiE»^ 85 5.1 Sttl6ffSBf3EipfflrailP3E 85 5. 2 i> <) *t4 K«tt«*«!«3il* - 87 5. 3 J R R - ZM*\k^-J*r^V4&W?M5tW9L 95 5. 4 X - ' * - J 7 -« f ' t t ^ i f gRCf« { ' i ±^^>^ -©HiE i f5E 99
6. £*£K*63ffJ l 103 6. 1 HC^PSa&Cfl tS 103
6.1.1 J R R - 2 ± m * ^ > ^ © t t f f l « » 103 6.1. 2 J R R - 3 M t r a « a « © f c 1 i 105 6.i.3 J R R - 3 M mmwt^&meftm. 107 6.1. 4 J R R - 3 M * * * > yRf f lJDHB+t l * 108 6.1. 5 J R R - 4 & 5 £ * 5 © £ 8 r l * 110
6.2 i i V, 138 6.2. I « » * « # ; " ; - 9 - f K«H©BrtJWl«:«5l fe l t 138
6. 3 mM&M 140 6.y. i m*&mM. tff*©* + ^-tr;t-M<tftft 140 6.3.2 J R R - 3 Mfc)-!S«a«i©*miWI 142 6.3.3 JRR-3M&#$»*tfc5MJfa*©*#teMlfc 145 6.3. 4 J R R - 3 M¥«*FM>Cfc#SM#t&*8t tWe 147 6.3. 5 J R R - 4 KWaWtmaKJg 149 6.3.6 m#mttM7£m%«>mm 150 6.3. 7 &8c#ffc+ + -f-b>\,o><ffik 152 6.3.8 wwpnmmtj-?wism 154 6.3.9 flFSEfi^JffiftlpjafiC&SJC-H >T 154
6. 4 JRR - 4*M4««K<g»fl:tf* 183 7. B i s t a * 201 *£*<# 209 ft m
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f t»7 m+jpmiaimm&n'Bonm 222
IV
J.-¥ERI-:¥1 !ltl-1M
5. 研究炉に関する工学的開発研究……一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一-- 85
5. 1 高性能新型研究炉の開発研究………一一一一一-----.一一一一…一一一一一一一- 85
5.2 シリサイド仮扶建科破損実験一一一一一一一…一一一一一一一-.---------.一一……・ 87
5.3 JRR-3M中佳子ラジオグラフィ装置の開発"究一一一……一一…一一……--- 95
5.4 スーパーミラー中性子導管及び中性子ベンダーの開発研究一一一一一一一……ー 叩
6. 主な伎術的事項一一一一一一一一一一一一一一…一一一一一一一一一一…--------------… 103
6.1 原子炉施設及び畿審一一一一一一一…--・ E・-一一一一一一一一一一一一一一一一…----103
6. J. 1 J RR -2 主重水ポンプの使閉経験…一一一一一一一一一一…----------103
6. 1. 2 J R R -3 M 計算機設備の整備._-------・-一一一…一一一一一……一一一 105
6. 1. 3 J R R -3 M 銅御室騒音低減化対策…--------一一一…一一一一…一一------107
6. J. 4 J R R -3M 重水タンク供用耳目問中倹査-------.一一一一一一一一一一一一 108
6.1.5 J RR -4 熱交換器の更新工事一一一一一一一一一一一一一一一一一一 110
6.2 燃 料一一一一一一一一…ー………………一一……ー.------………-一一… 138
6.2. l 低濃縮仮状シリサイド懲将の国内加工に係る検討一一一一一一一一一一一一一一--138
6.3 照射技術一一一一一一一一一……………………………一一一一一---------ー……---140
6.品.1 原子炉懲粍併科のキャプセJ~照射後衛…………………………・一一一 140
6.3.2 JRR-3M均一照射設備の特性試験一一一一一一一一一一一一一一一………--142
6.3.3 JRR-3M短寿命放射化分街設備の特性試験ー…………………ー一一一 145
6.3.4 JRR-3M平衡炉心における照射設備特性測定………………………-…..147
6.3.5 JRR-4照射設備特性測定--..-------------.…………一………………….149
6.3.6 医療照射測定優器の整備一一一一一一一--------‘一一………………………… 150
6.3.7 低放射化キャプセルの開発一一---------…一一一一一一一一一一一一一-…一一 152
6.3.8 研究炉利朗集計ソフトの整備…一一一一一一一一一一一一一一一一一-------15-1
6.3.9 研究炉事IJm動向調査の結果について一一一ー一一一一一一一一一一一一一一一一…… 15-1
6.4 JRR-4'Jj医科漉縮度低減化計画一一一一一一一一一一一一………一一… …ー一一一-183
7. 国際協力一一一一一一一…..---_..---…………………一一一一…一一………一……-201
あとがき一一一一一一一…_._---.-_.._-.-一………---・ H ・-一一一一…一一一一……………… 209
付録
付録 1 研究炉部の組緩と業務……….-.-...__.-一一…………・………………一一一一-----213
付録2 平成3年度JAERI-Mレポート一覧……一一……………………一一一…… 214
付録3 平成3年度口頭発表一覧…一一…一一……--.----_.……一一一一一一一一一一… 215
付録4 平成3年度外部投積論文一覧…………………………一一一一…………--217
付録5 平成3年度官庁許認可一覧……一一一………………………………………… 218
付録6 研究炉の運転・利用に関する国際悔力の実績ー._-------………………一…一一一一 221
付録7 原子炉研修所運転実習の実績一一一一一---・H ・--……………………………-222
IV
JAKK1 M 92 -15.1
Contents
Preface ......................................... ] 1. Overview 3 1.1 Operation and Maintenance of Research Reactors 3 1.2 Technical Management 3 1.3 Utilization of Research Reactors 4 1.4 Research and Development on Research Reactor Engineering 5 1.5 Technical Topics Including Reduced Enrichment Program g 1.6 International Cooperation 7
2. Operation and Maintenance of Research Reactors 11 2.1 Operation and Maintenance of JRR-2 JJ 2.1.1 Operation i; 2.1.2 Maintenance 11 2.1.3 Reactor Core Management {3 2.1.4 Radiation Monitoring 14
2.2 Operation and Maintenance of JRR-3M lg 2.2.1 Operation 18 2.2.2 Maintenance • 18 2.2.3 Operation and Maintenance of Cold Neutron Source ]g 2.2.4 Reactor Core Management ig 2.2.5 Radiation Monitoring 20
2.3 Operation and Maintenance of JRR-4 23 2.3.1 Operation 23 2.3.2 Maintenance 23 2.3.3 Radiation Monitoring 27
3. Technical Management of Research Reactors 33 3.1 Water and Gas Managements 33 3. 2 Fuel Management 4Q
4. Utilization of Research Reactors 43 4.1 Irradiation 43 4.2 Experiments 55 4.3 Utilization Rate 66 4.4 Maintenance 74
5. Research and Development on Research Reactor Engineering 85 5.1 Investigations on High Performance Research Reactor 85 5.2 Pulse Irradiation Test of Silicide Fuel 87
V
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Contents
Preface •••.••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••
1. Overview •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 3
1.1 Operation and Maintenance of Research Reactors ••••••••••••••• 3
1.2 Technical Management ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3
1.3 Utilization of Research Reactors ••••••••••••••••••••••••••••• 4
1.4 Research and Development on Research Reactor Engineering ••••• 5
1.5 Technical Topics Including Reduced Enrichment Program •••••••• 6
1.6 International Cooperation •••••••••••••••••••••••••••••••••••• 7
2. Operation and Maintenance of Research Reactors ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 11
2.1 Operation and Maintenance of JRR-2 ..・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 11
2.1.1 Operation ...........・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 11
2. l. 2 Maintenauce... •• • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• .， .. " .. .. . . .. . . 11
2.1.3 Reactor Core Hanagement ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 13
2.1.4 Radiation Monitoring ••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 14
2.2 Operation and Haintenance of JRR-3H ........................・・ 18
2.2.1 Operation ....................・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 18
2.2.2 Maintenance •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• J8
2.2.3 Operation and Maintenance of Cold Neutron Source ・・・・・・・・・ 19
2.2.4 Reactor Core Hanagement ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 19
2.2.5 Radiation Monitoring ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20
2.3 Operation and Haintenance of JRR-4 ......・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 23
2.3.1 Operation ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 23
2.3.2 Maintenance ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 23
2.3.3 Radiation Monitoring ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 27
3. Technical Manage田entof Research Reactors ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 33
3.1 Water and Gas Managements ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 33
3.2 Fuel Management ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 40
4. Utilization of Research Reactors ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 43
4.1 Irradiation ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 43
4.2 Experiments ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 55
4.3 Utilization Rate ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 66
4.4 Maintenance •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••.•••••• 74
5. Research and Devel
v
JAEH1-M 92 154
5.3 Research and Development of JRR-3H Neutron Radiography Facility 95
5.4 Research and Development of Neutron Guide Tube and Bender Using Super Mirror 99
6. Technical Topics ]03 6.1 Reactor Facilities and Components 193 6.1.1 Employment Experience of Main Heavy Water Pump in
JRR-2 103 6.1.2 Preparation of Computers in JRR-3H 1Q5 6.1.3 Reduction of Noise in JRR-3M Control Room 10? 6.1.4 Inservice Inspection of Heavy Water Tank in JRR-3M jgg 6.1.5 Replacement of Heat Exchanger in JRR-4 j JQ
6.2 Fuels 138 6.2.1 Investigation on Domestic Production of LEU Plate
Type Silicide Fuel 133 6.3 Irradiation Technology 140 6.3.1 Irradiation Tests on Fuels and Materials )4Q 6.3.2 Characteristic Tests on Uniform Irradiation Facility
in JRR-3M 142 6.3.3 Characteristic Tests on Short Life Activation Analysis
Facility in JRR-3M 145 6.3.4 Characteristic Measurements on Irradiation Facility
in Eguilibrium Core of JRR-3M 147 6.3.5 Characteristics Tests on Irradiation Facility in
JRR-4 149 6.3.6 Preparation of Apparatus for BNCT j50 6.3.7 Development of Low Activation Capsule 152 6.3.8 Preparation of Data Acquisition Software for Reactor
Utilization 154 6.3.9 Results cf Survey for Movement on Reactor Utilization ••.•154
6.4 Reduced Uranium Enrichment Program of JRR-4 133 7. International Cooperation 201 Acknowledgement 209 Appendix 1 Organization of the Department of Research Reactor 213 Appendix 2 A List of JAERI-M Reports 214 Appendix 3 A List of Papers Presented at Meetings 215 Appendix 4 A List of Published Papers 217
VI
J:¥EHI-:¥1 92 -I臼
5.3 Research and Development of JRR-3H Neutron Radiography
Facility ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 95
5.4 Research and Development of Neutron Guide Tube and Bender
Using Super Mirror ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 99
6. Technical τopics .・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 103
6.1 Reactor Facilities and Components ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・司03
6.1.1 Employment Experience of Hain Heavy Water Pump in
JRR-2 ................・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 103
6.1.2 Preparation of Computers in JRR-3H ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 105
6.1.3 Reduction of Noise in JRR-3H Control Room ・・・・・・・・・・・・・・・・ 101
6.1.4 lnservice lnspection of Heavy Water Tank in JRR-3H ・・・・・・・ 108
6.1.5 Replacement of Heat Exchanger in JRR-4 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 110
6.2 Fuels...............................................・・・・・・・・・ 138
6.2.1 lnvestigation on Domestic Production of LEU Plate
Type Silicide Fuel ..............................・・・・・・・・・ 138
6.3 Irradi~tion Technology ..・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 140
6.3.1 lrradiation Tests on Fuels and Materials .............・・・・ 140
6.3.2 Characteristic Tests on Uniform lrradiation Facility
in JRR-3H ................・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 142
6.3.3 Characteristic Tests on Short Life Activation Analysis
Facility in JRR-3H ......................................・ 145
6.3.4 Characteristic Heasurements on Irradiation Facility
in Eguilibrium Core of JRR-3H ...........................・ 141
6.3.5 Characteristics Tests on lrradiation Facility in
JRR-4 ................................................・・・・ 149
6.3.6 Preparation of Apparatus for BNCT .........・・・・・・・・・・・・・・・ 150
6.3.7 Development of Low Activation Capsule ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 152
6.3.8 Preparation of Data Acquisition Software for Reactor
Utilization ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 154
6.3.9 Results cf Survey for Movement on Reactor Utilization ....154
6.4 Reduced Uranium Enrichment Program of JRR-4 .......・・・・・・・・・・・ 183
7. International Cooperation ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 201
Acknowledgement ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・209
Appendix 1 Organization of the Department of Research Reactor ......213
Appendix 2 A List of JAERI-H Reports ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
VI
JAEH1 - M 92 - 151
Appendix 5 A List of Granted Permissions on the Laus and Regulations Concerning Atomic Energy 218
Appendix 6 A List of International Cooperation Concerning Operation and Utilization of Research Reactors 221
Appendix 7 Status of Reactor Operation Training in Radioisotope and Nuclear Engineering School 222
VII
.i:¥E!<j -~I 92 -151
Appendix 5 A List of Granted Permissions on the Laws and
Regulations Concerning Atomic Energy ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 218
Appendix 6 A List of International Cooperation Concerning
Operation and Utilization of Research Reactors ・・・・・・・・・・ 221
Appendix 7 Status of Reactor Operation Training in Radioisotope
and Nuclear Engineering School ......................・・・・ 222
VII
JAHBii M VI |5.{
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1
.s，¥fr:!iE ¥1 :12 15.'
まえがき
研究炉部11. J R R -2. J R R -3 M及UJRR-4の施設を管理し‘初周に供するととも
に関連する研究・技術開発を実砲している。これらの植段の遷転は.年度毎に作成される[研
究炉運転・管理計画lに基づいて行われる。
JRR 2は.当初12サイフルの共同制問運転を計画したが.第5サクイJl遷伝中に主重水ポ
〉ブの敏障により原子炉が計画外停止u工。このため，第6サイタ11.以降の運転を中止するとと
もに同ポンプの故障に係る原圃調査及び製作・更級等をtj..心に業磁を進めた。なお.共同f!Jm
運転の悶.脳腫傷患者の医療照射を4回実S直した。
JRR-3Mは. 8サイク止の共同事j闘運転を行うとともに.改造後第 1回目の定期検査を実
絡し計画とおりの日程で無事終了した。また.ベリリウム反射体の製作.制御室の騒音対策及
び計算機設備周辺慢器の整備ヨ与を実砲した。
JRR-41ホ計画とおり39.遷悶の共同和11m運転を行『た。保守・整備では.定期倹査次
冷却系熱交換器の受紙.廃液中和縛循環ポンプの更新.泌2プー)~の清婦J点検.中性子:t袋の点
検等を実絡した。
僻究炉のt支術管理で11. JRR-2. JRR-3M及rJJRR-4ににつドて重水管理を行司
たか.全体では保有筆は41.493kgで計量管理上昨年度と大差なか『た。水・ガス管理に関しては.
JRR-2及びJRR-3Mについて共同事11m運転に伴う重水.軽水.ヘリウムガスの化学分ffr.
般射能震度の測定を行ったがt、ずれち管理上問題はなか『た。新燈料管理では.様"の艶1;
(r..r.. M 5・L，.L.及aL.次分}からIi猿庫での保管，懲斜交換に伴う炉殴への僚入までの仕
事を一貫して実婚した。使用済懲料の管理に関しては. JRR-2. JRR-3の俊m涜燃科貯
蔵抱設の保守.管埋を実施するとともに IAEA等の査察を受けた。
研究炉のや'1mては. JRR -2. JRR-3M及びJRR-4の各炉において共同事j闘を実絡
し照射総敬は 853件.キャプセ}~の総数で1789個であり.前年度比 I230ó と f.íった。実験豹Ijm
の状況をみると.JRR-3Mの中佳子どーム実験装置の整備が進んだことにより2562件・日の
事'1mとなり.前年度比 280%と大幅に増加した。さらに. JRR-2での医療照射を4回実絡す
るとともに.各炉に関係する所要の績設.設備の準備及び利用関連の後術開発を進めた。
研究炉に関する工学的開発研究においては.高性能新型研究炉開発研究の一環として.熱水力
特性評価に必須の限界熱流東栂関式の開発.炉心憎造問ア I~ ミニウム合金の破壊籾性特性評価を
主とする中性子照射試験等を行勺ている。さらに. NSRRを用いたシリサイド仮状惚料敏fs.実
験. J R R -3 r..f中性子弓ジオグラフィ装置の開発研究，スーパーミラー中佳子導管及び中性子
ベンダーの開発研究そ実砲し所期の成果を得た。
主な技術的事項に関しては.原子炉施設及び機器関連としてJRR-2主垂水ポンプの使用経
験. JRR-3M中間計算慢の整備. JRR-3M制御室騒音低減化対策. JRR-nl重水タ
シ今の供周期間中検査. JRR-4熱交換器の更新に係る調整設計及び盤作・工事について技術
的成果を述べている。さらに，燃料については低濃縮仮状シリサイド燃料の園内加工に係る倹討
ー
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を委託調査として実悔し.課題とR&D項目.リードタイム等を明らかに Lた。また.~射絞術
開発関係ては.原子炉懲科・燦料のキ1"プセJ~照射後術. JRR-3M均一照射設省の特控訴検.
J R R -3M短寿命位射化分街設憧の絡性試験. JRR-3M平衡炉心における照射設備終性測
定. JRR-4照射設備増計主調定，医療照射測定後器の整備.低放射化キTプセli，の開発.研究
炉事iJlfI集計ゾフトの餐偏及び厨究炉初陥動向調査に関する錠術的成果か記されてい答。なお.
JRR-4のウ弓ン猿縞低減化計画についても数骨の進展かみられており，炉aι、設計.立地詩編.
原子炉建匿の改修.医療照射設備等に関する検討結果が紹介されている。
国際ts力では.研究炉の運転・利悶に関して科学銭術庁原子力研究交涜制度.インドネシア原
子力庁・日本原子力研究所fi力取決め.オークリプジ国立碕究所.Jキシコ原子力研1i所.鱒岡
原子力研究所とのt"力等により，研究員の受入れ 02名}及び派遣 tB名〉を行勺た@
以上の他に.利用の便を考醸し.付録として研究炉認の組紙業密.レポート等の成果などを
集議した。
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1.
Overview
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1. 概 要
Ove刊'~ew
JAEKI - Ml 92 «5I
1. «
1.1 WXJF©»£1BB
0> J R R - 2
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j R R - 3 mmm&m<i>mmms&mm:mmuz0
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(3) J R R - 4 * * * © « * £ « . Bf?g^*tc^aSfBlc||^#39iiBI©S(sl*JffliIg*ff^3t<, C0«f«r(i.
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«iC. 12J1 fr£ 2 Ji©7iUBT-1 &&#iS i *S*S©*f t£ f r -> fc„ €•©». £ * # & * » » * - > - / © £ » . Nd2 7 - * O f f i t J ' A * . + t t T i H E 0 £ £ $ € * l l L f c .
Fig. I K¥i£ 3 fFflE§f3E*p®E • WSSmi:9mn8i*&Ft.
t.2 KseFottiras
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.s，¥E.;Bufi . ~I !9IZ 1M
1.概要
1.1 研究炉の歪伝管理
m JRR-2
本年度の共同利岡運転は.平成3年度研究炉運転・管理計画に適正づき股サイクルの遷伝を計
画したが.第5サイクJI，運転中に主重水ポンプの散隊により原子炉1;'計画外停止しずこ。このた
め運転計画を変更し.第 6サイクル以降の遭転を中止したe なお.共同利m~伝の贋.厳腫S
Z患者の医療照射を4圏実婚Lた.
聾備に関しては.主重水ポンプの4t憶に係石原因調盆及。製作・更新について業aを行弔た@
ま九年度計画に基づき. 2次冷却系ポンプの分解怠倹.圧縮空気系償奮の~・弘主重水蝕交
換器の洗浄等を安値した。訟お.ポンプの敏障に伴い，本年度の定期白書三検査を司iil&.4毒事lft
に繰り上げ開始した。
12) JRR-3M
本年度は.平成3年度続究炉運転・管理計画に基づき SサイクJ!.の共同制闘運転を実施した.
この間.地震及び瞬時停電により計2聞の計画外原子炉停止があ司た。
保守・整備では.改定後第 E回目の定賜倹査を約2ヶ月にわた 4 て実施し.計画どおりの
日程で無事完了した。また.予備高としてのベザ明ウム反射体の制作主制御室の騒音対策及び
J RR -3M計算獲設備の周辺機器整笛等を実施した。
冷中性子振装置に関しては.原子炉運転に合わせて. 8サイクルの運転を順調に実織すると
ともに J舎J寮設備コー凡ドボックス内熱交u高医例における水分蓄積笹厳に係る保守...
を行った。
131 J RR -4
本年度の運転は.研究炉運転管理計画に基づき39.週間の共同利用運転を行司た。この中には.
原子炉研修所の-.，課程4週間.原子炉工学専門疎密2週間及rJ麗際コース l遇慣が含まれて
いる。なお.地震.商用電源.電圧低下等によりs回の計画外原子炉停止があ司た。
施設の保守・笹備の直においては.1J:.]闘の定期倹査を5sから6月の5週間で実施し.さ
らに， 12月から2月のす遭闘で1次冷却系熱交篠宮の更衝を行司た。その他.廃遊中和信循環
ポシプの更斬.NIl2プーILの清鍋・点倹.中性子計書長の点倹等を実絡した。
Fig. Iに平成3年度僻究炉運転・管理計画と実・総信表を示す。
1.2 研究炉の錠衝管理
研究炉の水・ガス菅理の一環として， JRR-2， JRR-3M&C1JRR-4の各炉につい
て重水管理を行勺たe年度末における各炉合計の保有重水量は.裳荷量水が24.519kg，未使悶重
水カ(962kg・回限垂水プ"'，.01怨gとなり.全体では41.493kgで昨年度同僚であ勺た。 JRR-2
3 -
JAt-M • M 92 - 1SI
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f f t«#??ST! i . « t t © K f r A ^ I j * * - e © f * E f . S f ^ i f c t = $ ? i H J f t ^ © M U f t : © f t £ & - R L T f f o f c , fittOfiflMdHLTtt. J R R - 2 ©M.&OTWfc. J t f R - 3 M © L * . L«
« . J R R - 2 T f t t f f c J R R - 3 M T 5 3 f t . JRR - 4T10#t< f -»T l »5„ $ b t 8 i « * | « i i *$g©«f t£W^«: :3I*€ i l * t f» . 80a t f tSS8 l2 f t JUK4> I IM i&» '£ t t l f c« tffftS&
ftfllfilffRaTli. J R R - 2 . JRR-3©tt iJSSS«f*U*J5i&©tr3F. WSH&'JEHs -<S i t k K I A E A ^ © f i « £ £ t f f c . Kf l l f t t t f teHKil iACNLTML JRR-2 -CC i l ?«
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fiR«!*0^3iriraLT«. J R R - 2 ® £ f J R R - 3©*13(£ft f t lE*tt f* f<CffJILTl>£ s
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の水・ガス管理ては.年間5サイクルの共同利岡運転及び4回の医療照射逐伝tこ伴う重水経水
へl'ウムガスの住吉量分衡や敏射陸海E匿の測定を行司たが.いずれも管理基準範囲内であ『た。
JRR-31Mの水・ガス管理において肱，年間8サイクルの共同制闘運転に伴う艇1ft.t永及び
ヘリウムガスの化学分断と股射能震度の捌定を実絡した。いずれも管理主の問題はなか『たが.
1次冷却付 t鮭Jt-)中のトリチウム震度の上昇及びヘリウム系にお11る重水素H 管理目標舗に
MLては今後倹討の余絶かある。
新懲料管理ては.燦糾の製作からlii走馬車での保管，焼事事交換に伴う炉頂への般入までの作業を
一貫して行司た。愚斡の製作に関しては. JRR-2のM.及びM&次. J tミR-3MのLhl.
及び L.次分の農作を各炉の蓮伝に余絡令t ..，て対処すべく進めており.年度末f:l)iìi~料貯蔵量t
t孟開 JRH-2で何1*.. JRR-3Mて53ft:..JRR-<1で日体と拡『ている。さらに‘断懲料
愉送容器の寝作を昨年に引続き~め.続りの験送容認12基反びそのm属品か完成した。tIi給i主谷
器はL.次慾斜の姶送から使JIIを開始した。
使sJi高慢料管理では. JRR-2. JRR-3の使ms再燃料貯犠施設の保守.管理を実脆
するとともに IAEA等のfi.察を受付た。使mii守燃料の擬邸入に関して，:1， JRR-2では町嶋
への受入れ33ft・.JI~R-3Mでは55体. JRR-4は6体であり.縦断は. JRR-2から
JRR-3使用済燈料貯嶋.2へのE自体のみであ~'!.こ。 JRR-3M初期議前!Utの健全性信認
候査についても.外飽.寸法.ガンマスキf ン等の照射後試按か厳粛に.豊島している。使悶涜懲
科町栴水の管理に関しては. J RR -2及びJRR-3の水質は維持基準値内に管理している。
1.3 研究炉の利用
今年度の研究炉の共同列JJJI:t.J R R -2 の 5 サイク礼道転.JRR-SMの s~tイク lt!!転
及rFJRR-4の39.週間の運転に合わせてnわれた。これらの僻究炉による照射は.853件.
キャプセILの総数て. 1189個-r'あり.前年度比 123~oであ町 fこ。
実験事IJJIIの状況は.JRR-JMの中佳子ビーム実検設置の笹備か進み.設置~1l:富士かえ幅tこm
加し今年度t主. 2562件・臼のfJJJIIとおり.前年度比 2800>0である。
今年度は. JRR-2が垂水ポンプの飲障により通常の年度よりむ運転サイクJL:か少なか司
たが. JRR-3Mの本稲的な利用が.開鎗されたことか.fft加の主要な理由とな勺ている。
JRR-2での医療照射は. 4 回~!iした。
JRR-3Mでの照射利岡では，短時間照射のI自に.if裳キ十プセJLをJJH、た燈料・材料照射
試験のための長時間照射を開始した。また.キTプセJ!.設計基準及び検査拳拳の大幅改定を行い
JRR-3Mでの本絡的な照射利朗の開始に備えた。また.照射事IJm設備についての平衡炉心に
おける照射fLの中性子家.線量当身率に関する特性.~を行うとと ιに改選工事後初の定期点検
を原F炉の定期検査に合わせて行勺た。
シリコン字導体寝造のための均一照射設備については.照射の均一位か十分てないため.作動
状況の調査及びメカニズムの改良.照射特性測定及び照射方法の浸食を敏多く試みた。 ItJ性rヒーム実験に関しては.斬たな装置の設置を前年度に引続き行司た。
JRR-4の利用設備については.照射設備の中佳子東 7線S鹿島当畳率に関するキ針生測定を
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JAEK1 M S2 154
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JRR-4の利岡設備については.照射設備の中性子東7'・.量当量率に関する符性廊定を
行うととちに. 'J o: ';ンク実験台高揮のE監修.キTプセルホルダー需拡聖者。落下院止鏑の.・等を
行司fニ。共同事j岡実験室の聾備に隠しては. JRR-3Mの実験利岡穫の実検室内の値醤の宣E・
を完了させた。
事Ilmt主術開発に関しては.高分子材料PENを周いた低tt射-ftキ十プセJt.を開発し.標司性キ守
ブセlLlごして悶いられるようにした。また.将来の懲科材将照射試験のための微小変位濁定銭Ii
の開発として試験装置を整傷Lf:こ。
利悶計画策定に関連して.利岡状況の把握等のための.研究炉初悶集計ゾフトの重債を行司た。
また.JRR-2に関する.J1JJIJ動向調査を行った。さらに.原研の研究炉の将来の利踊に資する
ことを目的にして.今まで研究炉を利用したことのない研究償聞を含めて， 7:ケートによる調
査を主体にLて.研究炉の利m・8向調釜を行司た。また.科学技術庁に研究炉検討会が設置され
たことに伴L'.梅外研究炉の動向調査を着手した。
研究炉事11m協議会については.今年度は.平成31J:1月四日及び4%J:3Jj6自に開催し.研究
炉の運転計画. J RR -4のi!I:造計画についての意見が聴取されるとともに， JRR-3Mにお
ける即発7線分侃中性子ラジオグラフ 4.大学の中性子ビーム実験の状況.超』合中性子の生成
実験等について緩告された。
1.4 研究炉に闘する工学的開発研究
高性能新型研究炉の開発研究では，欧州及び米国における研究炉の現杭課..将来計画君事に
ついて講査を行うとともに.高出JJ密度炉心の熱水カ特性評価に必要な限界熱波豪相関式の開発
を目的として委託調査を実施し.圏内外における実験データ等を収集した。また.前年度締結し
たJAERI-ORNLのANS研究悔カ愉定に基づき研究員 I名をORNU::派遣し.然水カ
ループ実験.解衡に従事させてt唱。さらに.炉心、傷造村として有力ts-rJLミニウム合金の照射
試験を開始するとともに， 1If.壊靭位試償法に関する委託調査を行司た。
シリサイド板状懲将破損実債では.低.'鎗シリサイド燈斜ミニプレートを試斜として.これま
でに合計10図のパJt.ス照射鼠験をNSRRで実績した。照射試検及びその後の照射後試験によ勺
て種者の知見を得ることができた。
JRR-3M中性子ラフオグラフィ装置の開発研究においては.前年度実捜したJRR-3M
中性子弓ジオグラフィ装置の特性測定を進め.本室長置が極めて良好な性能を有することを滋認す
るとともに.大学を中心に外部の研究複関ξのfA力研究を実施している。
スーパーミラー中性子導管及び中佳子ベンダーの開発信究では.スーパーミラーに関する前年
度の開発研究成果を基に.スーパーミラーの蒸着条件をパラメータとした試作試験を行い， ft遺
業着条件を得ることができた。また.スーパーミラーを中性子導管に応闘したJRR-3M医第
照射設備の検討を行い.その可能性を明らかにした。中佳子ベンダーについては.連肉ガラス基
桓へのスーバーミラーの蒸着錠衡につドて債討した。
-5 -
JAEKI- M 92-151
1. 5 0 7 vities<ftt4b££&&jlfft*4l
1.5.1 er-ipMsaai/ns JRR-2 ±***> / ( D P - 1 StfD P - 2 ) ©gffiUlfccW LT«i. H* > ©SfcWI?.
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- 6 -
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1.5 ウラン遭鎗度低濠it等主な鏡衝的事項
本年度ては.第6章c::r主な技術的事項』として.つぎの4項目に分1;て研究炉の運転.利悶.
技術管理に係る錠術的トピヴクスを詳遣している。以下に要患を仮設する。
1.5.1 原子炉繕設及び概容
JRR-2主重水ポシプ<DP-}及びDP-2)の使朗経験に関して，1.同ポンプの故障原
因の錐定と対策について述べている。すなわち.設置後約四年経過した平成31f-1JJにDP-I
の敵陣により JRR-2か停止した。調査の結果. DP-1のモータ巻線郎で地絡しており.そ
の原因は長期間の使闘によるモータ巻線の絶縁材性能低下によるものと判明した。そこで.同時
期に痩作されたDP-2についても同緩の劣化が懸念されてるため. 2台の更衝を実砲している。
JRR-3M計算後設備の整備につt、ては.今年度は.ローカJs.エリ7ネ?トワーク tLAN)
を使fDして.JRR-3Mの運転ヂータを司暗闘するための警笛を行司た。主な内容比百究炉実
験管理棟と原子炉制蘭様I司のLAN回線の布設.運転データに7';セスするためのゾフトウェア
の作成である。本整備により. LANι:1t模されたパソコンカらJRR -3M，UJJ償役備に取り
込まれたデ-7のオンライン検索等か行えるようにな司た。
JRR-3M制御室騒音低様化対策にMLては.騒音レベル (61d B)の現.f5;からみて.長朗
間連続で監復業務を行う運転員の負担軽減を図る必要があるため.対応を図司た。すなわち.騒
音E震がCRDM関係自立籾御霊とデスデ彰銅御盤のフTンの風切奇であると特定できたため.司喪
音裳置を取付け.56d 81:経滅することに園長功した。
JRR-3M垂水タンヲ供1IJ1II悶中検査に関しては.倹査計画と照射状況についてj!!べである。
すなわち. JRR-3Mは高速中性子東か高いことから.垂水タンク内廟僚の中性子照射効果を
確認するため.供周期間中検査として監観試験片 t引張試験片〉による縄線的性質の磁認及び重
水タンヲ胴内の遠隔肉置車検査を実砲することとしており.キャプセ J~からの説聡Jl"取出し時1'Jj.
予態中性子照射量等について記している。
JRR-4熱交換器の更新工事においては. J次冷却系熱交換器の吏書官設信に係る設計f1:傑.
試験検査.現場工事害事について述べている。岡熱交換容は. JRR-4建設U来約25if-余に
わたh供用されてきた。昨年度実婚した腐食状況調査により，胴傭銅板 t付質 ;SS4))に
腐食の進行か認められたため，予防保全の観点から属医の材質をすーステナイト・ステンレス鋼
(SU S)に変換することも含めて同熱交換器を更訴することとした。本tf-度は.認可取得後.
工場事E作.据付工事を実施し.平成4年2JJに科錠庁の使用前検査に合格し.現在順調に穆働し
ている。
1. 5.2 燃料
低濃縮板状シリサイド燃料の園内加工に係る検討を実.した。周知のように.国内における継
料加工は.t:l作技術.費用対効果比等の面で不透明な点:まあるが.国外のそれに比べ国際環境の
舵響等によ~不確定要素の少なt ・ 1 リァトがある。そこで.原研で進めているシリサイド仮欽f医
科ミニプレート担造設衡をベースとすることを前提として.It途方法.耳目玉箪設計画.生産計画.
ー 6ー
JAKKf M K 15.1
R&DJSB. * I S © 7 - K M i ^ f l b f r C t S C t i ' t l f c ,
1.5.3 Httttffi
^*fK<i. rS?Tfr«*f • » « © * +T'tABWUJe. ®JRR-3M^-IE«&«©*|tfcisH*.
.?• j R R 3\mrfi5mi{tftw&!m®>\¥£tm. ®JRR-SM¥WP*ccfcit«H«a«f tt«e. <§-JRR-4II«f3WI»Bfl£. &l3tB4tiK£B80S* @SR#lfc* + -/-b^e>
i.5.4 J R R - 4 w m m i m m m m
2i6if«. mT&msMmsmi. mmm^wtfam^msm^mtttca #K. ¥«3^7fl
M&Lfco KRait tLTifcf f t f 5 (NUCEF. JRR-3M) ©3iHilJ6Kift&CMfe&f :-.?$
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i. 6 mn^&ti
&mmrrm:FJ]y:fiiimmiz£ii-?i,-->T®?j}m3zm (UTN> a»s I *©«?g#*§tf A*ifc<, BflS-r—7(4>t'1±^;5y + r ; 77^( ; j :5#e*^SSie©ra igT* . - , f co - J r . HM
-mwt<zte?%mmm<»tz&'<sr^Ti<z-w^timitm (BAEREJ ^ 2 « . w3E*p© Sfe&U&SpOfc*^ Kfci/Tlgsf-Alf (BATAN) 'MgTfc-.fco
-@lfflBf3E»^TIi. **£K^£ANSfrB (Advanced Neutron Source Project) i©i&jjBf ?E£B3tet. £ * ; & * « • »«©fcfeW^ai*£g«ffl&itL"tv.5o B A T A N i B * ! ^ * BF£i9f (Hflf) t©Bf!Ef&*lcoi>TI±. @SJ0*» (B-J Arrange«ent) WK»]I<=£-Si «T
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開発課題等についての検討を園内 tーカー 2祉に依鋪した。本調査の結果.銭術的課題.必要
R&D項目.大略のJード7イム等を明らかにすることができた。
1.5.3 照射技術
照射事IJsH主衝の高度化を図るべく.律令の伎術開発か鋭意進められている。照射伎術関連で11.
今年度は If'原子炉懲将.u科のキ+プセ)1.照射技術.②:JRR-3M均一照射設備の特性試検.
⑤JRR--3M短寿命脆射仕分析設備の増措誌験.@JRR-3M平衡炉心における照射設備特
性調定. (~'J RR -4照射設備特性測定. I~~.I医僚照射測定優去の聾低 IÎJ低fl射ltキ+ブセJ~の
開発.⑧研究会E利用集計ゾフトの整備及a⑨研究炉事(1m動向調査の総菜のg併について伎術開発
案妨を健進し初期の成果を得ることかできた。
1.5.4 J R R -4燃科震循度低減化計画
JRR-4 の~料濃縮度低減化説扇においては，前年度の予信的検討を路まえて.炉心設計.
立地評価.原子炉建家改修概急設計，医療照翁設備鈍念設計等を実施した。特に.平成3年7月
に原子力安全委員会において f水冷勾型試験研究悶原子炉絡設に関する安全設計審査指針』及び
f水冷却型試験研究m原子炉権設の安全評価に関する審査指針Jが策定されたため.今回の炉心
変更等に係る内容の適合性を検討した。
炉心設計については，シリサイド仮状懲科による筏設誌をfj."f，こ。また. 7ラスタータイプの
TRIGA型惨状燃料についても絞熱的設計及び事役解街の検討を行い.炉心性健.立地評価の
安全性等を比駁した。
立地評価については，現抱設の状態に対し.閉じ込め設笛.非常ml毒気設備害事の効果のシナリ
すを加え，比較検討した。
原子炉建家の改修については.屋根更新及び耐震壁.祭，住の鎗強~行うための憶念設計を実
錯した。耐震設計として先行炉 (NUCEF. JRR-3M)の設計閑地震飴及び絶盤データを
周ド.飾的Bクラス.動的S.時の慢能維持を信認した。
医療照射設備については.重水タン久サーマルコラム.リドタンク撃の改造により照射織を
設けるため.照射位置での中性子スペクトJ/..熱中性子束.ガンマ線東等の評価を実施した。
1.6 国際悔力
科学技術庁原子力交流制度によりマレーシ7原子力研究所<UTN】から i名の研究者を受け
入れた。研修テーマは中性子ラジオグラフィによる非厳嬢検査役衡の開発であ『た。一方.問制
度による当方専門家の派遣は.中性子ラジオグラフィ利用及びパーゾナルコンビュータによるヂ
-1収集に関する錠術指導のためバングラデシュ原子力研究所 (BAERE)へ2名.研究炉の
遷転管理指導のためイン Fネシア原子力庁 (BATAN)へI名であった。
二国間研究俗力では.本年度からANS計画 (Ad叩 IcedNeulron So日rceProject)との出力研
究を開飴し熱水力実験・解析のため研究員 1名を長期派遣している。 BATANと日本原子カ
研究所 t原研}との研究t6力については，同取り決め (8-J Arrange~nl) 附属書Eに基づいて
一 7
JAKK1-M 92-154
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6名の研修生を受け入れた。研修テーマは処斜11鋼倹出器の設計・運用法、温水層の施.解街.
研究炉の保守・管理.中性子家調定波及び制.設備の最適化解衝であq た。一方.同取り決めに
基づく派遣は4名で.派遣目的は第4回合同運営委員会への出席，照射錠術指導.俊朗読懲軒管
理街導及び炉運転管理支援・指導であった。 f.lお. BATANのMPR-30t戸については191J2
年 3月23日に30MWへの出力上昇を達成した。
健国原子力研究所【KAERυと原信との研究也カにより.研究炉の照射設備の調査及び工
作工場の調査のため研修生2名を受け入れた。メキシコ合衆国原子力研究所(I N 1 N)と原高
との原子力科学伎街平和利用取り決めに基づき.研究炉に関する協力の打ち合わせを行うため合
同委員会を相互に開催し. 1名を派遣し. 2名の来訪を受けた。
その他の協力活動として，インドネシ7政府の留学生 1名を長耳障受け入れた。テーマは僻究炉
における中性子照射技術の街究であ勺た。
8 -
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JRR守 .1 掴聞畠圃哩肱m
Lj1L4生込昌三宅-i Z EEl F， 阿川 11:杭青 !R;Elz:1ここ; ! !2 2:?引 112
十001
ocil i Operation schedule and result of research reactors Fig. 1.1
JAERI-M 92 154
2. m%P<omm^m Operation and Maintenanca
of Research Reactors
J_!¥I-:RI-M 92 -154
2. 研究炉の運転管理
Operation and Maint，組制曲
。fResearch R'僧賠tors
-IAEKI M 92 !•>!
2. fiff^fpOiifeWS
21 j R R - 2 © a i i » a
2. 1. 1 & fe ¥l£3{f-g©ftl^f<Jra«eii. SffllOMW. l2Bfgim&&&e>l2*i-4 IHZMMLtzfr. £ 5
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- 1 1 -
HEHI ¥1 92 I品1
乙研究炉の運転管理
2.1 JRR-2の運転管理
Z 1.1 運転
手成3年度の共同利用運転は.当初IOMW.12日間遠鏡運転の12サイク ILを計画したが.第5
サイケ IL運転中の7月21日 主重水ポンプDP-l系統の絶絡畿電器が作動して配線岡達断器が
開放したため.主重水ポンプ停止信号により原子炉が自動停止した。このため運転計画を変更し.
第6サイケ JL以降の運転を中止した。共同事l周運転の間.脳腫衝患者の医療照射を4回実施した。
JRR-2における 1サイク凡は，通常IOMW12日間違畿運転からなる。
本年度の運転実績をTable2. 1， 1に示す。また.計画外停止の状況をTable2. i. 2に示す。
Z 1. 2 保守・整備
<I)概略
本年度は，主重水ポンプの故障に伴い.その原因調査及びポンプの製作・更新に係る業務を
進めた。ポンプ更新に係る設工認申請は12月末に行い.平成4年 1月末に認可された。また.
本年度の業務計画に基づいて.二次冷却系ポンプの分解点検.圧縮空気系機器の整備.主重水
熱交換器の洗浄等を実施しf;こ。本年度は共同利用運転中の計装複器の異常はなか勺た。
なお.本年度の定期自主検査は.当初平成4年2月中旬より開始する予定であ勺たが.前述
の主重水ポンプの故障に伴い，平成41J:1月初旬に繰り上げ開始した。
以下に本年度実施した主な保守・整備について述べる。
(2) 主な保守・整備
① 二次冷却系ポンプの点検
循環ポンプ2台及び二次冷却塔への押上げポンプ2台は.平成2年11月に更新し.これま
で順調に稼動している。製作当時.循環ポンプ I台にベアリング温度が上昇する現象があり.
改善策として共通ベッドの補強を行司た経緯がある。この時点で.ベアリングは全て交換
しているが，共通ベッド補強前のシャフト等への影響か残司ていないことを信認するため.
分解点検を実絡した。分解点検時の積算運転時間は約1600時間であった。点検内容は.シャ
フトの振れ測定，インペヲとウエ7リングのヲリ 7ランス測定.オイ ILシール及びグランド
パッキンの交換.ベアリング温度測定並びに振動測定であり.測定結果は全て基準値内で
あった。
②圧縮空気系の整備
一次冷却系及びヘリウム系の空気作動弁の操作動力源として使悶している本系統は.設置
以来本格的な整備がなされておらず.平成2年度の定期自主検蜜跨に不具合が認められた。
そのため.本系統の警備を平成3年lHJから平成4年 1月にわたって実絡した。
整備は.圧縮空気系のほほ全系統にわたって実施した。
ー 11
JAEKI-M 92 151
(f) iMsmoismii^T.'rvyT.wm^o^s.
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{t^&ftc^JSTjfSti. &&&©?&§*¥ 1300kcal/nf • h • TC£l±*B«C. X^-fA &£*£#. 'J >«*^>«?A|!feifti^^fT->fc 0 *iiJi*«tg{4¥6E4^K35 1-9->f ?;!.©
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- 1 2 -
J:¥EHI -:¥1 92 -15.1
主要な整備事項は.
(f)主要配管の鋼管からステレンス鏑管への変更
(u)弁閉.スリーブ乾t乗用及び空気呼吸器用の各圧縮空気系統毎に減圧弁.フィルター等
を設けたバネ，~の設置
であり.主要配管材料の改良及び圧縮空気系の系統管理の明確化を図司た。
③ 主重水熱交候器の化学挽浄
主重水熱交倹器【DE-1. 2)二次側の化学洗浄は黙通過率の回復を目的として年間整
備計画の中で毎年実施されている。
本年度は2月20日から 3月10日の問実施した。
化学説浄の実施方法は.洗浄後の熱通過率 1300kcal/nf. h・℃以上を目標に.スライム
除去洗浄， リン酸カルシウム除去訟浄を行勺た。熱通過率確認は平成4年度第 1サイヲ'J，の
原子炉運転、時に実施する予定である。
洗浄後の廃液処理lま.スライム除去後浄廃液，リン酸カJLシウム除去挽浄廃濠(約lllon】
については，認可業者により焼却処理を行い、水洗水(約38too)については.水墳が傍水
基準値以 Fであることを確認後.構内一般傍水講に鋳水した。
④ mtJ街]俸試験裳置の改造
当該ftIlJ御俸試験義置はJRR-2制御棒駆動設置の健全性を確認するための袋買である。
平成2年度にベアリングハウジングの磨耗やモータの消耗及び節品の入手か随筆なことか
ら制御俸装置の一部である制御棒駆動装置及び水平輔が全面的に新方式に更新された。
この更新により従来の試験装置では制御棒駆動装置を動作できなくなり.制御俸のストロ
-7タイムを始めとした機能試験か不可能になったため.平成8年度に改透した。主な改造
箇所は. f日試験装置が交涜仕様・リレー方式であったのに対して続試験装置はモータを除い
た駆動装置回路を直読仕様.制御回路をマイクロコンビュータによるリレー制御方式とし
信頼性の向上と試験内容の変更に柔軟に対応でるきようにした。また，基準電圧発生器を設
置してモ-7の特性曲線をとれるようにするなどソフト面の充実も図司た。
⑤ スペーサ取扱いキTスクの整備
主重水ポンプの更新に伴う燃料取出し作業を行っていたところ，スペーサ引抜きやに
トル 7リミァタか働き昇降閉モータが空転するトラブルが発生した。原因究明を行勺たとこ
ろ.スペーサ昇降悶手動ハンドル輸に使用している玉輪受が経年劣化により磨耗及びグリー
ス切れ等が生じて.手動ハンドル軸受と連動している昇降用モータに負荷が加わ4 たためと
判明した。製作以来約15年間使悶しており.その他の軸受についても同様の事象が懸念され
るため.スベーサ取扱いキャスクの整備作業を実泊した。
整備内容は，キャスク昇降装置の軸受・電磁クラッチ等消耗品の交換及びウォームギヤ・
チェンの点検である。庄検を行った結果.繍受ユニットについても.シールの償傷及び
グリースの劣化等により回転状態に異常をきたしていることが認められた。
整備作業後の作動試験により.スペーサ取扱いキャスクの各機能が正常に作動する事を信
認した。
⑥ 運転データファイリング・システムの整備
-12-
IAKKI M 92 13.1
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- 13-
.I.-¥EHI -:¥1 92-15-1
JRR-2の運転データ，図面.保守.工事記録等の文書及び各種資絡を一元管理し.課
内に設置された各パゾコンから容易に参照.検索，印刷できるようにすることを目的として
運転データ7，イリング・システムを構築した。本システムを傷築す-5ために. JRR-2
で所持する約10台のパゾコンを対象にパゾコンLAN(ローカル・エ'17・ネットワーク}
を導入した。
通信の方式はイーサ本 7 トであり.電送路にはIOBase-T規俗{より対線}を採闘した。
ネットワークの中継様であるHUB.サーバーパソコン.プリンタを計算密室におき.これ
より各パゾコンまでを配線した。錫御室とは気密鑓子盤を利用し接続した。
本年度は. I〆 Fと各種周辺機器の崎入及びシステムの構築までを行q た。畿器の設置に
当たっては，機種の選定からケープJL配線.ソフトウェア・インストーJ!.等実作業まで全て
をJRR-2課員により行った。制御室と居室聞の通信方法及び距健の問題などがあったが.
適切なLAN規絡の導入により解決され.システムの運用を開始した。
現在は.定期自主検査の要領奮とデータシート.保守記録累担当涯週間記事.図面，そ
の他各緩資料が課内のとこからでも保存.参照.印刷できるようになっている。また.原子
炉運転時においては.リ 7/Lタイムな原子炉運転データが表示できるように整備されている。
さらに.原子炉運転ヂータのリアルタイム及びヒストリカJLトレンド表示.構内LANと
の緩続等設備機能の拡張についても倹討を進めてt唱。
⑦ 核燃料貯蔵庫の塗装等
絞燃料貯蔵庫は建築後14年が経過し.建物の外函の塗裳の劣化及び絵排気ダヲトの著しい
腐食がみられた。
このため.屋恨及びタ霊堂についてウレタン系，アクリ JLゴム系の防水塗科による再塗装並
びにダクトの一部更新を実絡した。
乙1.3 炉心管理
(J) 燃料交換
JRR-2は昭和田年記局(R2-62-02サイク JL)より..縮度低減化計画に基づき.
それまで使用してい高浪縮燃料から中震縞燃料に移行した。この時点で残司ていた未使用の高
漉縮燃料を使いきるため.中獲縮燃料との混合炉心で運転できるように原子炉設置変更許可申
請を行い.本年度の第 2サイク JLまで混合炉心により運転を行司てきた。第2ザイクJJ.，運転終
了後，高濃縮燃料が炉心から金て取り出されたため.第3サイクJf，以降全炉心が中濠鎗煙、科と
な勺fニ。
本年度の燃料要素の交換本教は，全 5サイク JLの運転で 9体であ..，f;こ。 1サイクル当たりの
燃料要素交換本数は.平均1.8体であった。
本年度の燃料要素の交換状況をTable2. 1. 3に示す。使用済燃料要素の平均燃焼率は.
30. 480oであり.昨年とほぼ同様であった。
(2) 反応度管理
原子炉起動時における余剰反応度は.4.86.....5.9096 sk/kの範囲に調整した(試料による反
応度減少を含む}。
-13-
JAKH1 M 92- 154
2. j . 4 stuja^a (1) « St
^ £ U > £ f t l ± ^ - f c 0 £ti. Stai*i©t«a«*flFil{i. * * * * • > • / ( D P - J) Plffl *«?. *¥fa*7l ( H T - 8 . H T - 1 5) <Z>.£&&WE£5T6->£*<. C*l6©fe*tel» •f ft t>a«ttEH«ffK«<Jt;Sti. ttfHM%k#CHHitt*->fc. (2) «cajfeiti±«j»
ft#fim*Stf*fcg£li&©Raj*&tf¥^«K£Table 2. 1. 4 tz^ta Sl«*i6»Sj©iptHl Sfcfflgfi. &lKWmB&MlZitLX,'Ar5.V>6. JH2.4?0-C<&9. +5*<&t>ttT*->fco (3) tklt*It«iE*if<Z>£9HMSft
J RR - 2 (ct>it5ffi«f*Sl*»ae*if©Sa**S**Table a 1. 5 Cjj;*-,,
- 1 4 -
2.1.4 .6ll:射線管理
01 概況
.J .. ¥EIiI :¥1 92 -1品4
JRR-2の今年度の共同利用運転倒問中における.炉室内の政射線レベJ!.は.前年度に比
べ著しい変化はなか司 fニ。また..設内空〉支な~射線作業は.主垂水ポンプ WP-l) 阿部
点検.水平実験孔<HT-8. HT-15)のJ点検盤情作業等てーあ勺たが.これらの作業低い
ずれも適切な防護措置か施さ札放射線管理上特に問題はなかった。
121 政出般射性物質
放射性気体及び波休廃棄物の放出量及び平均濠度をTable2.].4に示す。気体廃棄鈎の年開
放出最は，放出管理目標値に対して..A r 5. 70o. • H2. 4c!oであり.十分低い値であ-，f.こ。
(3) 放射線業務従事者の実効線量当量
JRR-2における放射線業務従事者の実効線量当量をTable2. 1. 5に示す。
-14-
Table 2 . 1 . 1 Operational data of JRR-2
C y c l e
N o .
D a t e O p e r a t i o n t i m e ( h t : m i n )
I n t e g r a t e d p o w e r (MW h )
T o t a l I n t e g r a t e d p o w e r ( M W h )
U n s c h e d u 1 e d S h u t d o w n
Beginning ^ ^ 7 0 , 8 6 5 : 1 2 _ ^ ^ ^ 6 2 9 , 4 0 3 . 2 _ ^ ^ ^
0 1 4/ 1 -4 /21 2 3 3 : 3 6 2 , 2 2 2 . 4 6 3 1, 7 1 5 . 6 0
Maintenance 4/22 ~ 5 / 5 0 : 0 0 0 . 0 6 3 1, 7 1 5 . 6 0
0 2 5/ 6 ~5/26 2 8 0 : 0 6 2 . 6 9 7 . 6 6 3 4 , 4 1 3 . 2 0
0 3 5/27 -6 /16 2 0 6 : 1 2 1 , 9 1 1 . 8 6 3 6 . 3 2 5 . 0 1
0 4 6/17 ~ 7 / 7 2 3 2 : 3 1 2 , 2 2 1 . 9 6 3 8 , 5 4 6 , 9 0
0 5 7/ 8 -7 /28 1 5 4 : 5 6 1 , 4 4 6 . 6 6 3 0 . 9 9 3 . 5 1
M»lnten»nco 7/28 -3 /31 0 : 0 0 0 . 0 6 3 9 , 9 9 3 . 5 0
T o t a l ^ ^ 1 . t 0 7 : 2 1 1 0 , 5 0 0 . 3 ^ ^ ^ 2
E n d i n g 7 2 , 0 7 2 : 3 3 6 3 9 , 9 0 3 . 5 ^ ^ ^
Table 2.1.1 Operational data of JRR・2
u.
c y c I e D a t e o p e r a t 0 n ime I n t e g r a t e d T 0 t a I U n s c h e d u I c d
(hr:min) power (MWh) I n t e g r a t e d S h u t down
N o. power (MWh)
Beglnnlng ~ 70.965 12 ~イ----629.403.2 ---------ァ
o 1 4/ 1 -4/21 233:36 2.222.4 631.715.6 。Malnlenance 4/22 -5/ 5 。:0 0 O. 0 631.715. G 。
すーー 『 ーー干、
o 2 5/ 6 -5/26 2 8 0 0 6 2.697.6 634. 413.2 。o 3 5/27 -6/16 2 0 6 1 2 1. 9 1 1. 8 636.325.0
o 4 6/17 -7/ 7 23231 2. 2 2 1. 9 638.546. D 。o 5 71 8 -7/28 154 : 5 6 1. 446.6 639.993.5
Malnlenance 7/28 -3/31 。:0 0 O. 0 639.993.5 。T 0 t a I ~/ 1. t 0 7 2 1 10.500.3 ぶ~ 2
IEnding ン/ 72.072 33 レ~ 639.993.5 二二三
官九戸内向内向
'戸目
笹
山
田
駒
田
JAEUt \f X> Hi
Table 2 . 1 . 2 Unscheduled shut down i n JRR-2
Date i i
Cause of trouble
( 1991. 6.25 Earthquake
1991. 7.21 i (
Main pimp stop ( D P - I )
Table ? . 1 . 3 Summary o f r e f u e l i n g i n JRR-2
C y c l e No. {Core , L o c a l ion
Loaded F u e l ! Unloaded Fuel Element No. \ Element No.
I Burn—up *5fl
01 '[ 2D TCCQ72 ! TCCQ59 22. Ot
02 4B
1 TCC073 TCC051
! 1 29. 14
02 ; 5B TCC074 TCC052 30. 83
03
i ic 1
TCCD75 jjf MB 700 31. 30
03 ! 3C TCCC76 |2f NB 701 !
34. 27 03
i i 5 C TCC077 IjSJ TNB 85 32. 90
04 t
lA TCC078 TCCOSO 23. 64
05 3B TCC079 TCC057 31. 86
05 2C TCC080 TCC049 32. 03
Average Burn-up 30. 48
•« HEU Fue 1
- 1 6 -
J，¥丘:m ~a 9"1 U5.1
Table 2.1.2 UlIlschedUlled shut do'留tlI illl JRR-2
「BatCause of tr~u~ne
Eartbquake
1laill pu.p sl叩(DP-I)
Table ~.1.3 Summary of refueliog io JRR-2
Cycle川;Location!， Element::-lo. Element No.
01 2D TCC072 TCCGS9J 22.. 01
48 TCC013 TCC051 291. H
02 . 8 58 TCC074 TCC052 30. 83 自
IC TCC075 NB 'i!lll) 31. 30
03 3C TCCIl76 NB 701 34. 21
5C TCC077 TNB 85 32. 90
04 IA TCC078 TCC060 29. 64
38 TCC079 TCC057 31. 86
05
2C TCC080 TCC049 32. 03
Average
Burn-up
業 HEUFuel
-16-
•MEM M 92 - !54
Table 2.1.4 Radioactive wastes from JRR-2
" \ ^ Gas | Liquid «ste
" \ ^ "Ar , H 'H "Or "Co "Za Annual release
rate (Bo/V) &3X10" 2. 3x10*' a 5x10' L§xi3« 1.4X10* 5.3x10*
Annual average concentration
(Bq/aft L2x|0* 4L5x!0-« a 9x10' Lixir* L6xir* 5.9x10-'
Bust Lout life Short life
"Co 1311 »>l "Br B * T K f c £B3E^ "CI. '"Cs Annual release rate <6VY)
0 22x10* a 2x10* 17x10* aflxio« 2. ix W« 4,0XKP
Annual average concentration <2.7xl0-' <2.6xj0-» <aixio-« <1.6xl0-« <i.5xio-« <L8xlQ-» <tlxl0" 7
Table 2.1.5 Effective dose equivalent to workers in JRR-2
^ \ 1st
quarter
2nd
quarter
3rd
quarter
4th
quarter Annual
Total workers *
(Persons) 214 209 212 229
.. .
304 T o t a l d o s e
(Person • mSv) 7.0 2.5 2 9 6.6 lao
Average dose (mSv)
0.03 0.01 0.01 0.03 0.03
Maximum dose (roSv)
0.8 0.5 0.6 . . 1.9
* : The number of workers monitored in JRR-2 (dose:film badge)
- 1 7 -
.fl .. U::恥n"n a -!5AI
Table 2.L.4 Radioae~ive 町'ast聖書 frO!ll JRR-2
¥ ¥ Cas lnq掴idIISt!
-・Ar ~H 'H &'Cr '"eo lSlD
Almual reJsse 6.3XIO日 23xI0" 3.5x10・ J.oxIO' J.4XIO' 5.3xlO'
rate (OQIY)
Annual awerage
αIIIC側 tratioo L2xIO-' 4.5xlσ・ 3.9xl0' 1.1xnlσ= UX{O・2 5.9Xll:l-'
(1!qI白。
へDllst
I.DII& Iife Short Iifel "Co U!r a・~~ 盆・3111: :rCI.IU~ 1
Annal release 。 22xI0' 3.2XIO・4. 7xlO・ 3.i)x[OC 2IX[O・-tOXID' I rale <IWY>
concentration 1<2. 7X)O-1 I <2. 6Xto-' I <3. 1 xlO-' 1<1. 6xlO-1 1<1. 5XIO-s 1(1. 3XI0.s 1<4.1 x
(!Iq/i胡
Table 2.1.5 Effective dose equivalent to首'orkersio JRR-2
代二 1st 2nd 3rd
ql峰rter quarter quarter
Total workers・214 笈陪 212
(Persons)
Total dose 7.0 2.5 2.9
(Person • osv)
Average dose a偲 0.01 0.01
匂sv)
Maximum dose 0.8
舗 v)0.5 0.6
一*:Them噛 erof削 rkersmonitored in JRR-2
(dose:film badge)
-17-
An目ualq鴎 rler
2沼 004
6.6 lao
a田 0.00
0.6 1.9
JAivKl M 9 2 - 1 5 1
1 2 J R R - 3 M f f l * t e » S
2.2. 1 JS fe
tits. 0 4+1-7 /Kc-5i *r«^JH«*©#«e§©fca«> i mm&iiTMm&mtiL. 3 an©
*i*'*i 1 ©©ItBWJitA^-*/;,, 3-*£8©iH£3?«£Table 2.2.JK. ItSfteih&Table 2.2.2 iripir,,
222 S^-S« (1) « %
**KJ±. J R R - 3 (&£»£ 1 ®H©^WS£«S&£f««8lfe*^lllfeLfc. £ « & £
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^ T t P g « X # 7 U - > l i . JRR-3tS^mA^ttfflLTl^-S*©Tfc»>. « £ * ! * £ «
- 18-
J:\ir:D~D ¥1 9在← ~M
2.2 JRR-3Mの運転管理
2.2.1 運転
本年度の運転l:t.平成3年度研究炉運転・管理計画に基づき 8サイクjt-の運転を実施した。
なお.04サイクルについては定m倹査の手続きのため111関連れて運転を開始し. 3週間の
連続運転となった。 02サイクルでは量産震により. 1) 6サイクルにおいては眠時停電によりそ
れぞれ 1回の計画外停止があ司た@
今年度の運転実績をTable2. 2. Jに.計画外停止をTable2.2. 2に示す。
2.2.2 保守・豊信
nl観況
本年度は. JRR-3l!t造後第 I回目の定期自主検査及び定販倹査を実絡した。定期自主
験査は. 8月26日から約2ヶ月にわた 4 て行い.定販倹査の官庁立会倹査低11)月3日-5日.
10月14日及びlOfl3J日-JlJ'JJ日に実施し.日月 1日付けで定期検査合信証が交付された。
(2) 主な保守整備
① 原子炉プー凡水溢流タンクの水位上昇の原因調査とガスケット交後
昨年度に発生した原子炉プ-/L水溢漉タンクの水位か上昇する現象につドては.調査の結
果.水jJ照射設備のHR-I及びHR-2の原子炉プール内配管からの漏洩水1;¥原子炉プーJ!.
に流出していたためであることが判明した。漏洩は配管のフランジ認からであり.同フランジ
認のガスケットの不具合によるむのであ『た。ガスケットを定期自主検査期間中に交像し.以
降この現象は解消された。
② 自然循環弁の点検
昨年度.原子炉運転停止後開政する自然循環弁か.開閉動作の電動債のオーバト JLク信号に
より不作動となる現象があ")た。原因調査を5月の原子炉停止期間及び9f1の定期自主倹査期
間に実8きした結果.プール外に設けてある電動駆動豊富のリミ 7 トスイッチが.弁本体が金閉を
過ぎたところで作動するように設定してあ司たため.電動僚に祭理なトルクが生じていたため
であることが判明した。リミットスイ 7チの作動点を適切に謂墜し終了した。その後は正常に
作動している。
③ ベリリウム反射体の鍵作
ベリリウム反射体の寿命は.中性子照射量からは釣6-7年と予劃されているが，形状が複
雑であるためスエリングによる曲がりによる変換寿命予測は不路実である。このことから.交
換問として6体【 1/2セ?りを予備品として痩作した。なお. JRR-3改造時に予備晶
6体がすでに製作されており.これで 1炉心分(1セット】の予備品が備えられたことになる。
ベリリウム反射休の盤作にあた司ては.設工認を7月初日に申請し. 9月4日に認可を取得
した。その後使用前検査を 1月7日に，族強科使用に係る.設検釜を JflI7日に申t脅し所定
の検査を受検した後.それぞれ3月18日及び3月幻自に合絡託の交付を受けた。
④ 原子炉建家天井クレーンの整備
原子炉建家天井クレーンは. JRR-3改造前から使用している f、のであり.緩近無線装置
-18-
JAEKB - M Sd - 15>J
? u - > Ktf 9 u - > *r- *©»8£i2flA*£ ^ fltr*•#rifttit»
J RR - 3M#*a»£©H£«±IS!?iP*E'f16ld B£*§1>C kfr*>. fiifflMfelcafrf S ®£li©jiffle*^©fc». JRR-2*M£®»#£PJKA (56dB) £B»OMMB:i**f
*tS(i. JRR-3MCt-.TJRfc^JSIT<6-5t*^^*lfc*S«**fflt»5^fetL. X*
~3OB0IBJr*SfeLfco C0*£3l»l^©lim;i56d B£fcDMft0©B*£i$i£Lfc,, ® JRR-SMgtSWMoM
f*©ftt£^a«l©*+IM!y6tfciIlKftfttt:ttffiLTi>$0 • *» * . «rt*» f-"?-?£*J8L rJRR - sMOjUE^-^cD-a^snaBrKc^-sfc*. 7D> ^ > Kst««a*©g«£
2.2.3 tf+ft^isa^iiestfft* • g«
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ft* • S*fc LT*«jLfc!*£ifcSiSE«^ffl*#*ll©**jm. *£»«©& nWT-x'J SA «£•£* -§ J: -5 cai6#*e*s©AP«i*^ajnij^»a-r511 *>K. lats^sa-r S«d. ff^©M»aRTtt«Bn«JI£8MeL-r«XS«iBiM.«. CftS03fflte:.fce>'\9 9
2.2.4 SM>WS
(l) S*f£&
£*<f ?AniftR<::6-ft8ia£ltLfc. *^ff©««3cil*»»i55* (WESSIIMMSft.
- 1 9 -
.J.-¥f-:Hil -:¥1 !Jr.! -15>1
か誤動作を生ずるようにな-，1;こ。このため現在の袋線誌に会議した隻鎗裳置に吏訴するとともに.
ヲレーン及びヲレーンガータの清婦を12月から4月にか砂て実施した。
r~ 制御室の騒音対策
JRR-3M中央制御室の騒音は原子炉運転中6ldBと大きいことから.長期闘運転に対する
運転員の負担餐滅等のため. JRR-2制御室の騒音と同レベl!.(56d B)を自信に圏直音低減対
策を実蟻した。
対策(1. J RR -3Mにと司て最も有錫であると考えられた吸音装置を周いる方法とし.スク
ラム達断器..制御修コイ)1.電源創...各積操作阜等Eこ設置した。工事は，平成4年4n却臼
--30日の聞に実篇した。この結集制御室の極音信56d8と怒り当仰の目標を逮虚した.
⑥ JRR-3M計算俊設備の鐙信
JRR-3M計算健設備は.原子炉出力をはじめとする各種の運転データを取り込み.運転記
録の作成や設備の集中量観並びに運転舞作に使用している。今期は..館内ネットワークを使用し
てJRR-3Mの運転データのー認を利岡可能にするため，フロントエンド計算・設・の差値と
してLAN回路の敷設及びフロントエンド計算慢のゾフトウェアの聾.を実施した。
2.2.3 冷中性子源装置の運転及び保守・聾舗
冷中性子源装置は.前年度にヲI続き原子炉の運転に伴い8サイクJ"の運転を順調に実絡した。
保守・整備については前年度からヘリウム冷療設備のコールドポ7クス内熱交換審高圧倒に水分
か蓄積する現象が続いていたため.乾燥審人口弁の移縁及び舵燥器再生111.長の変更を行う対策を
実纏した。この結果.熱交換器高圧倒に蓄積する水分は著しく改善された。
第 1回目の定期倹査は.主要な機器及び配管の他圧力容器について実施し.いずれも良好信状
態であ『た。
保守・整備として実絡した熱交換審高圧倒への水分蓄積の対策(;1.乾燥震の出口側でヘリウム
涜量を調型をするように調整弁を乾燥器の入口側から出口側へ移設するとともに.乾燥審を再生す
る場合.再生の最終段階で乾爆器内を真空傷気する工程を組込んだ。これらの対策によりヘリウ
ム系内から約 300fCの水を取り出すことができ.以後.~サイクルの運転において熱交換器高圧
倒への水分蓄積か著しく減少されることにな『た。
定期検査では，保安規定に基づく主要慣器及び配管の検査の他にヘリウム貯僧等の第二積圧カ
容器検姦を実施した。いずれの倹釜も検査結果は良好であった。
乙2.4 炉心管理
(Jl燃料交換
今年度の型医科交換は!:;パッチ分散方式 t炉心懲料を1，/5ずつ交換する方式}により各運
転サイクJL開始前に合計8回実指した。本年度の燃科交換本教は55体(標準璽f医科要素43体.
フ寸ロワ型燃料要素121初であり.使用済燃料の最大燃焼度は約40%.平均燃焼度は約30%で
あ弓た。
-19-
JAEKI XJ 92 - l&l
(2) SIc-flESS & * * £ * * ?U£||H©*»5l!&flE(ii&12.5?<>Ak/k. KlcK#ltife*SI*i& 9.5%Afc/kT.fc
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2.2.5 tttfK&S in «t %
J R R - 3 M 0 ¥ £ 3 * K C ^ L f e S f t f l r a M H M f £ £ L T I i . « » £ * ( * * . #3£tt W « t t # * f t * £ L X«*«:. JgtfldJBiMtoSl* • « ^ . tt«aF««lr«lfe 2 : / - A ©Rife ftnRuieimm>ftmmg<Dmittmftmmx-ii3'>tz0 stz. ®&p*»%m&3i#i$Lkbx.
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KWttm<*SCf«*eilltt ( f t f f l » « » e « » a ^ # t o > ©&ffl*&Cf¥£»BK£ Table
2.2.3 i^-r«, t*8iiaffl"Ar. sH®*EBittaj*tt. -e*i-e*i0ftaieaH««©o.42 °6. 1.12°6-C*-.fco (3) & M U 3 *
J R R - 3 MC*>^5iJr«**Sfaeff#«z>^5»i6aa*^Table 2.2. 4 Kip-To fe#H6f£* <D3miztii*X(±. SWtttt«tttlS!fitJiB$ttU I l«r<fittf<l4tt^ofc 0 *]B3*IU!. SB 2W¥m&tf%3Eg*W©«tf< ( i . Hl f ¥IJflM«>£tfc • f&^. g^ |p*»^ iW«S»CfK « t t f t«M88«>CMSSf t l lC J:S t>©Ti&So
- 2 0 -
.JAI-:刷 .¥1 92 -1M
121 反応度管理
各運転サイクル起動自の過剥反応度は鈎12.5%ak/k.反応度停止余絡は約 9.5%akikであ
り.制限値'最大過剥反応度16%aklk.反応度停止余絡 I%a勧官以上〉を漬足していた。ま
た. Jサイクルあたりの懲携による遁"反応度の減少は，約2.8%aklkであ『た。
2.2.5 敏射線管理
m概況
JRR-3Mの平成3年度に実施した定常的な量生射線作業としては.:l!:軒交換作ゑ非定常
的な政射線作業としては主に，照射利周設備の怠倹・保守.使関務燈将貯梅!il2プールの除染
作業及び彼慣懲科密封容器の密封溶接作業等であ4 た。また.原子炉本体定期自主検査として.
自然循環弁分解点検及び原子炉プール水t静化設備の点績が実績された。これらの作業は.いず
れも適切な敏射線防護指置が施され，異常な敏ばく及び汚染の発生はなく.ft:.射線管理上特別
fJ問題はなか勺た。
切排出放射位物質
鍍射性気体及び液体廃棄物〈使用済農科貯護纏設を含む、。〉の鋒出量及び乎均震度を Table
乙乙 3に示す。気体廃棄物の"Ar.'Hの年間政出畳は.それぞれの政出管理目僚値の0.42
Oo. 1. 1206であった。
(31 実効線量当量
JRR-3Mにおける放射線業務従事者の実効鎗量当量~Table 2. 2. 4に示す。肱射線作業
の実施においては.適切な放射鍵防護措置を施し.異常f，i髭ぼくは布かq た。第 1田半期.第
2四半期及び第3四半期の敏Iま〈は.照射利用設備の点検・保守.原子炉本体定期検蓋及び破
損燃料密封容器の密封1容後作業によるものである。
-20-
JAEK1 - M 32 154
Table 2.2.1 Operational date of J8R-3M
j Cycle No Date | Operation tiae ( br.-Bin )
Integrated
paserOffi)
Total Intecrated powrOM)
Unscheduled
Shut do*
Bigining 2.638:53 40.280.9 Bigining 2.638:53 40.280.9
0 1 Maintenance
0 2 03
Measurement of chacteristic
Periodical Inspection
04 05
Maintenance 06 0 7 08
4 / 1 - 5 / 5 5 / 6 - 6 / 2 6 / 3 - 7 / 7 7/ 8 - 8/11 8/12 - 8/18
8/19 -10/13
10/14 -11/17 11/18 -12/22 12/23 - 1 / 5 1 / 6 - 2 / 9 2/10 - 3/15 3/16 - 4/19
606:47 1:43
606:28 607:41
2:17
16:38
436:20 612:49
0:00 608:48 609:26 580:49
11.711.2 0
11.559.2 11.634.2
0.1
0
8.379.3 11.705.2
0 11.616.0 11.632.5 11.171.9
51.992.1 51.992.1 63.551.3 75.185.5 75.185.6
75.185.6
83.564.9 95.27a 1 95.270.1
106.886.1 118.581.6 129.690.5
0 0 1 0 0
0
0 0 0 1 0 0
Total 4.698:46 39.406.6 , Total 4.698:46 39.406.6 ,
Ending 7.328:39 129.690.5 Ending 7.328:39 129.690.5
Table 2.2.2 Unscheduled shut down In JRR-3M
Date Cause of Trouble
1992.6.25 Earthquake
1993.2.1 Trouble of electlic power supply
- 2 1 -
JAlleiil-:¥1 !r.! -15.11
Table 2.2.1 Operational date of JRR・・3M
Integrated Total !Insched¥lled
Date i1peraticn ti・e latecraled
( br:.in ) llaerOllH) P側哩rO・0 SllUl dQ¥¥
Bigining 一 a臼8:53 一 40.280.9 一
o 1 4/1-5/5 創16:47 U.τ11.2 51. 鈎~1 。Maintenance 5/6-6/2 1:43 。 51.992.1 。
02 6/3-7/1 揃 :28 U.白9.2 63.ぉ1.3
03 718 -8111 印1:41 U.伎路.2 15.185.5 。!leasure・entof 8/12 -8/]8 2:17 iU 15.185.6 。chacteristic
Periodical 8119 -10/13 16:38 。 i5.1昆 6 。Jnspection
04 10/14 -1l/17 436:20 &幻9.3 83.弱4..9 。05 11/18 -12/22 612:49 H. 105. 2 95.釘0.1 。
!laintenance 12/23 -1/5 。:ω 。 95.210‘1 。06 1/6-2/9 ω8:48 11.616.0 l06.m訟 1!
07 2/10 -3/15 日目9:26 U.郎2.5 118. 581. 6 。08 3/16 - 4119 580:49 1l.m.9 129.690.5 。
Total 一 4.698:46 s9. 406. 6 一 2
E!lding 7.328:39 一 一.
τ'able 2.2.2 Unscbeduled shut down in .lIRR-3M
Date Cause of Trouble
1992.6圃 25 Earthquake
l叩3.2.1 Trouble of electlic power supply
-21-
Table 2.2.3 Radioactive wastes from JRR-3M
Gas D u s t L l q i u d
"Ar 'H "Co i n , 'H "Cr "Co ' " C s "Zn
Annual release rate
(Bq/Y) 2 6x10" 8.3X10"1 0 0 1.8x10" 1.3x10' 1.4x10' 1.0x10' 2.1x10'
Annual average concentration
(Bq/cm1) <1.6xl0-' 6.9x10-' <5.9X10-'° <2.1X10"' 4.3x10' 3.1x10-' a 3x10"' 2.4x10-' 5.0x10"'
L i q i u d
"•Sb " • T c "Mo '"W " ' H f "»Ce "Nb " ' R U
Annual release rate
(Bq/Y) aixio» 5.2x10' 4.9x10' 1.7x10' 5.6x10' 9.2x10' 1.1x10' 1.4x10'
Annual average concentration
(Bq/cm») 22x10-' 1.2xl0"4 1.2x10-' 4.1x10"' 1.3x10"* 2.2x10" 26x10"' 3,3x10-'
Table 2.2.4 Effective dose equivalent to workers in JRR-3M
1st quarter
2nd quarter
3rd quarter
4th quarter
Annual
Total workers • (persons) 1 83 4 0 6 331 30 1 6 0 8
Total dose (person • nfiv) 2. 7 1 6 1 . 3 0. 6 0 1 64. 6
Average dose WSv) 0. 0 1 0. 4 0 0 0. 27
Maximum dose (mSv) 0. 6 8. 7 0. 4 8. 7
*The number of workers monitored in JRR-3M (dose:film badge)
Table 2.2.3 Radioactive wastes fr匂mJRR-3M
トOE、3
Gas Dust LlqJud
IIAr 'H IOCO 'H "Cr -・Co II7C S "Zn
Annua 1 re lease rate 2. 6x10" 8.3x10" 。 。 1.8xiO" 1. 3xiO' 1.4x10' 1.0xI0' 2. ixlO・
(8q/Y)
Annua 1 average conceBqnjtcrarnts ion <1. 6x1O"' 6.9xI0-1 <5.9X10・s・<2. IX10-' 4.3x10' 3.lx10・1 3. 3x10-1 包4x10-1 5.0x10-'
(Bq/cm')
Liqiud
11・Sb II-Tc -・Mo 1・'W IflH f 川 'Ce UNb 1・'RuAnnual re1ease rate 9.ldO・ 5.2x10・ 4.9x10' 1. 7xl0・ 5.6x10・ 9.2x10' 1.1xl0・ 1. 4xl0・
(BqfY)
Annual average concenftream・tion 2. 2xlO"' 1.2xI0-4 1.2x10・1 4.lxl0-4 1. 3xl0-' 2. 2xlO-' 2.6x10・ 3.3xl0"
(Ba/cm')
Table 2.2.4 Effective dose equivalent to workers in JRR・3M
1st 2nd 3rd 4th Annu.1 quarter quarter quarlcr Quarter
Tot{ape l珊rkers・rsons) 183 406 331 301 608
Tota1 dose (person ・mSv) 2. 7 1 6 1. 3 O. 6 。 1 B 4. 6
Average dose 匂~y) O. 0 I O. " o o O. 27
ー，
Maxinun dose (mSV) O. 6 8. 7 O. 4 一 8. 7
本ThenUl百beror附 rkersIOOni lored i n JRR-:t.l (dose: rilm badgc)
」
hmE21V同
申
N1-伊曲
JAEKI-M 92-15*
13 J R R - 4 © « £ * 3
i l l I £ ¥J£3*£Ktt. itB£fc039i8ra©#H«ffl®££ilJtLfc<, S^^Bf*4©iife3WtJi. Si
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- 2 3 -
J:¥Efil-~I 92 -la!I
2.3 JRR-4の還舷管理
2.3.1 運転
平成3年度は，計画とおり39:週間の共同利用運転を実績した。原子炉研修生の運転..は.原
子炉研修所一般課程及び原子炉工学専門諜程.並びに国際傷力事業団{]I CA主催の原子力基
礎コース}の原子炉運転訓練，原子炉特性測定実習.制御棒校正等の実習を例年どおり実施した。
なお.勉震.商弱電源.電圧低下等により 3回の計画外原子炉停止があ..，tこ.
本年度の運転実績をTable2. 3. 1に，計画外停止の後況をTable2. 3. 2に.故障・不具合挟況
をTable2. 3.3に示す。
2.3.2 保守・整備
ul 概要
保守・整備に関し.定期自主検査を5月27日-6月28日及び12月16日-2J'JBBに.定期官
庁検査を6月24臼-6月27日に実施し. 7月 1日付けで定期検査会絡証が交付された。また.
設備及び機器の保守・整備として，原子炉プーJI-， 計測制御等及び冷却系錠鏡器の点後・聾備
を実篇した。以下に主な保守・整備の内容を記す。
(21 主な保守・整備
① 原子炉本体関係
(イ) No.2プールの清掃・点検
原子炉プールの債近の点検は.昭和57年に行われたが，当時恥2プールにモック7，プ
装置か設置されており.検査問ゴンドラの移動に制限を受けたため.ごく一都の検査を実
施したのみであった。
本年度.モックア ';1プ義置の搬去が行われたため.鍬去作業終了後プールの清信及び点
検を行った。点検の結果は.スクラッチ，打痕及び腐食が一部にみられたものの.ライニ
ングの健全性に支障を及tますような有意な欠陥は認められなかった。恥2プールライニン
グの材料はA5052であるカ九腐食については，プール底面(特にピット内)Iこ局部的
なア，~ミニウム腐食か多数認められ.大きなもので直径約20..x高さ 4 ・程度のアルミニ
ウムの酸化物と思われれる白い鏑癌が生じていた。この鋪箔発生については.底面での冷
却水の滞留が原固とf量定される。酸化物を除去した後は，最大約7田 X深さ 3・程度のく
ぼみとな勺ていたが.必要厚さは穣保されていたため.直ちに傭修する必要はないものと
判断し.今後とも観察を続けることとした。
(u) 炉心タンク内異物の回収
平成4年2月.原子炉運転中の定時炉心値測において.反射体 (8← 3)上部に異物を
発見した。運転終了後に鉄ピス(長さ約12...)を回収した。開放塑プールタイプの原子炉
施設では.定時炉心観測が品質管理上重要性であることを再確認した。
② 中性子計測設備及び制御設情関係
(イ) 不足電圧継電器の整備
JRR-4では.商用電源の電圧低下により原子炉をスクラムさせるために不足電圧継
-23-
JAEK1-M 92-154
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- 2 4 -
.J.-¥F.HI-:¥1 92 -154
電器が設備されている。
この不足電圧継電器について，点検時の電圧設定タププ誤設定から8月初日に原子炉が
自動停止した。そのため.不憂えEタァプ孔をカパーで防塞するととともに.同継電器の
タッププラグ設定値を運転手引に明記し.防止対策を行4 た。
(u) 自動銅鐸系サーボ7ンプ修理
5月7日のIOW初期定常出力運転中.自動制御系サーボアンプが放障し予笛7ンプと交
換した。故障の原因は.終段の出カトランジスタの経年劣化に伴う不良であ『た。このト
ランジスタの使周期聞は約4年であり.一般的な使限状況での寿命7-10年4こ比べて.不
良に到った期聞は極めて短かったが.この理由としては過労によるものと考えられる。過
労発生については. JRR-4においては. IOW初期臨界運転n<1t能力の不安定な状態下
で自動制御で行われるため.自動制御采のサーボアンプが頒纂に作動していることによる
ものと推測される。
。1) C I C位置調整周治具の交換
JRR-4では自力の量筏は銭的自力 (C1 Cからの電流}に基づき行われており.一
次冷却水流量.炉心出入口温度差等から計算で求められた熱出力との差が大きくな勺た場
合には. C 1 Cの設置位置を上下に移動させて都島カとの重合を図ることとしている。
7月23日の熱出力校正において，線形出力系 (Lin-N-I)CIC位置調墜悶治異
が不調とな司た。点検の結果. C 1 C駆動部のテフロン塑歯車のー認が欠ulしていること
が判 4 たため，予備品として交換した。欠績の原因は.当該歯車固定闘のロ 7 クピンを締
め過ぎたためであ司た。
(ニ} ノイズ対策
a.燃料破損検出系 (FFD)
10月8日の定絡運転時を始め，その後数度に亘り FFDの指示が異常上昇する事象が
発生した。この事象については.一次冷却水の該種分街ではFP接種の増加に異常が認
められなかったことから.ノイズと推測された。一般にノイズの発生には再現性が少な
く.また発生の可能性のある場所は多岐にわたり調査が困難である。今回発生の可能性
の大きい場所として.線形出力系7ンプモジュー，r..の外書官接続周コネクタの動合部と推
測されたため.同部分の調査を行った。調査の結果.ノイズは同コネクタとビン電源の
受け側双方の差し込み不足から生じたものであることが判明し，外古事接続問コネクタに
スペーサを婦人することで改善を図った。改善後ノイズ発生は生じていない。
b.ペリオド系
8月14日及び30日の原子炉運転において. lOW臨界近接時ペリオド系にノイズが発生
した。このノイズは微調整棒駆動用モータ系統の作動と連動して発生することが確認さ
れた。このため.同モータ系統の電源であるスコット・トランスの移設及びモータの交
換を行った。その後ノイズは発生していなL、。その後.交換されたモータの詳細点検の
結果.ベアリングの劣化か認められた。このことから.ノイズの発生はモータの回転不
良から誘発される過電波が.スコット・トランスを介して隣後するペリオド信号線に混
入し.ノイズが発生したものと考えられる。
24 -
.IAKUI- M 92 154
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- 2 5 -
.1九EHI-~1 92-lfi.t
c.線形協力系 (Lin-N-I)
11月268L i n -N-1系にノイズが発生した。原因調査において.ノイズの発生場
所はLin-N-IJD高圧電源にあること，また.休日明けの最初の通電日に発生し易
L 、事カ、判勺た。このため.環境条件の変化に伴う高圧回路の電施漏洩と縫刻されたため，
新高圧電源回路を用い.恒温槽でJRR-4の制御室環境(冬季夜間湿度約7596約温度
15'C)を穫複し，ノイズの発生等を銀察した。しかし.ノイズの発生は認ぬられず.こ
のことから回路自身は正常に作動することが信認された。一方.当該高圧電源モジュー
}~内部の詳細点検の結果，高圧配線に集塵効果により汚れが認められ.塵換を介して供
体側へのリークを生ずる可能性が高い状態であったと推測されたことから，
(J)Lin-N-l系統及び対数出力系 (Log-N)の高圧電源モジュールの粛正配
線部のJ点検清掃. (n)ヒートラ Lのための制御室計義機器の終夜通電(土曜日.日曜日
を除く).
を実施した。その後ノイズの発生は生じていなL、。
③ 原子炉建家関係
w 炉室分電盤及びクレーンの改修
開放型のプ-J~を持つJRR-4 炉室内は，極めて湿度が高く絵震が発生し易L 、。この
ため，冬季の夜悶は特に天井照明を継続して点灯す.Qことにより.天井での結露の発生を
防止してL唱。本通電による夜間通電中の漏電火災等の防止のため，関係する照明朗分電
盤のブレーカを溺電プレーカに変更した。また.過度の湿度により絶縁劣化が生じる炉室
天井ヲレーンについても同鎌に揚電対策の一貫として漏電プレーカの設置を行った。
(u) 天井クレーン(15t )ワイヤーの交換
平成2年度s クレーン等安全規則第41条に基づく性信倹査を行い.主巻(15t周)ワイ
ヤーの交換を行勺た。
ワイヤーロープの仕僚を以下に示す。
・J1 S G 3525 13号
-φ14mmxFi29 普通Zより
・ 長 さ : 約 200m
(11) その他
保全区成の屋外灯のうち，支柱の腐食及び回路の経年劣化による絶縁不良により点灯不
能とな「た 1基を更新した。また.炉室ローディングドッグ (A)シ十 7ターの一部改修
及び実験準備室シャッターの開閉機電気設備の更新を行った。
④ 冷却系統設備関係
(0 補助ポンプ制御回路補修
原子炉起動前の安全保護系統の作動確認点検におわて. FRA-3系統(一次冷却材流
量低の信号により原子炉をスクラムさるとともに，補助ポンプを自動起動させる系統)に
おいて作動の異常が認められた。
調査の結果.自動起動回路のリレー (63WX-1・3)の篠点の劣化であることが判明
し，同リレーを交換した。
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JAKKI -M 92 -15-1
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^S&tfffilr8&*&ffiR«!Bl£Table 2. a 4 S^Table 2.3. 5 C g t . W * © (6
- 2 6 -
.l:¥EHI ~:\I 92 -15-1
(日) 炉心タンヲ水筒担系樹脂の交換
樹脂の寿命により.幡製能力か低下した炉心タンク水槍餐系fiI.2.館街簡の樹脂交倹を
行った。使用期間は1988iFI2月から1991iF4 Jiの2年4ヶ月であり.精製積算水量 24014
m'である。
(11) 炉心タンク水橋盟系後備フィルターの交換
炉心タンク水揚銀系fil.2後備フィ Jt.ター 9本のエレメント t焼給金属}の交換を行った。
交換したフィルターの積算流量は3503nfであ『た。通常水質下での寿命積算涜量は一般に
15000nfから20000ばであることから.本フィルターの寿命は極めて短か司fこ。この理由に
ついては.冬季の結露水が天井の難燃材(ケムエラスト FS-6000)を溶解しプール
及び炉心タンク水に混入したためと考えられる。
(ニ) 廃夜中和装置循環・排水ポンプの更新
純水製造装置の樹脂の再生時に傍節される薬液の循環.中和.傍水に使用されてわる循
環・傍水ポンプは設置後18年以上経過しており.薬液によるポンプ鎗の厳肉.輸受It~の
磨耗等老朽化か著しt‘のでこれを更新した。また.同装置関連機器の整備として.計量槽
防護堤ドレン配管の一部改修.苛位ソーダ計量構内書官へ耐アルカリ性ライニング塗装作業
等を行司た。
(t:) モック7ップ実験装置の撤去
モッケアップ実験裳置は.JRR-4低漫縞燃料炉心の水力学特性・炉心内の流量分布
等に関するデータを得るため昭和56年に設置され使用されてきたが.実験の終了により徹
去することとした。このため，平成3年12月16日から平成4年 1Jl23日かけて.熱交換器
の更新工事と並行して本装置の全面撤去作業を行った。
モックアップ実験装置撤去物は.電源.操作盤.配総額.炉心ブリッジ.炉心タンク.
配管類，制御仮.格子板，集水筒.ポンプ.弁.ポンプ支持架台及び模様燃科要素であ勺
た。作業に当たり炉室 I階及び2陪プール脇に.汚染区域(バリア).切断エリア，一時
保管エリア等を設置し汚染区域内の作業には.ゴム長靴.ビニールアノラック(プール
内除染).半面・全面マスケ等を使用した。また.プール内には足場を組み.床にベニヤ
板を敷いて，落下物による傷の防止に努めながら作業を行った。
撤去品のうち汚染のあるものについては，除染等の後保管廃棄容器に収納し.汚染処理
場に移送した。除染作業は.主にNo.2プールを使用し，高圧ジェット洗浄機及びデッキブ
ヲシを使用して行った。切断にあたって特にミストの発生する作業に対しては，ビニール
でクリーンハウスを造り.局所排気を行った。切断機lま.エアープラズマ切断機及びバン
ドソーを使用した。保管廃棄容器に収納した撤去品は. 4.8nf容器 I基分であった。
モックアップ装置を綴去した後.No.2プールの底函.同プール内ピット及び同グレーチ
ングの清掃を行った。
作業前の線量測定及び汚染検査結果.作業期間中における作業者の線量当量.作業従事
者数及び保管廃棄容器収納物をTable乙3.4及びTable2. 3. 5に示す。
(へ) その 他
廃液中和梅について.ライ二ング点検補修.空気作動弁の交換等を行った。
-26-
JAKKI-M 92-154
2.3.3 nmmmm (1) « H
M S i f g + I ^ S S n f c J R R - 4icfctf5i«ft |*i(lffiltt . ffe3c«SfflSE«fffHI. t » ? r , : / * i * f i S © » ? { * • *±ft3t£0S*ettflHIticft-7flgTC*->fc#. » # * £
(2) Sfa}«t«ftt«jH©^g ¥ « 3 *f S + © J R R - 4 Jcfctf SS*R£f*ft»li!»«tttftK©IF«fe**Table 2. a 6
(3) «ftSS ¥>£3*£lg>£©JRR- 4Kfctf3fEli6#0**3*©fF«83l£Table 2.a7(::ijrfo
- 2 7 -
J.-¥EHI--11 92 -15-1
2. 3. 3 般射線管理
(J)概要
原子炉定絡出力 3.5MW運転時における施設内の線量当量率及び表面密度は.前年度に比綬
して特に変化はなか勺た。
乎成3年度中に実施されたJRR-4における主な象射線作業は，豊島交換器の更新作業.
モックアップ実験装置の解体・徹去作業及び種者の試料照射に伴う作業でーあったが.政射線管
理上特に問題となるような作業はなか..，t.こ。
121 排出産主射性物質の管理
平成3年度中のJRR-4における気体及び液体排出政射性物質の評価結果をTable2. 3. 6
に示す。
(3) 線量当量
平成3年度中のJRR-4における作業者の線量当量の評価結果をTable2. 3. 7に示す。
マaqF“
Table 2.3.1 Operational data of JRR-4
MONTH
(Year.Month)
OPERATION DAYS
(Day)
OPERATION TIMES
( hr :min)
MONTHLY INTEGRATED POWER
(MWh)
TOTAL INTEGRATED POWER
(MWh)
UNSCHEDULED SHUTDOWN
INTEGRATED VALUE TO 1991.3 25,093:14 47,436.260
1991.4 17 111:39 336.704 47,772.964 0 .5 12 83:49 252.528 48,025.492 0 .6 3 18:38 12.533 48,038.025 1 .7 17 108:47 233.478 48,271.503 0 .8 17 110:22 333.925 48,605.428 1 .9 16 111:26 336.700 48,942.128 0 .10 19 127:10 384.388 49,326.516 0 .11 17 103;37 273.588 49,600.104 0 .12 8 52:17 126.262 49,726.366 0
1992.1 0 0:00 0.000 49,726.366 0 .2 13 82:09 242.482 49,968.848 0 .3 17 109:12 295.208 50,264.056 1
TOTAL 156 1,020:06 2.827.796 3 INTEGRATED VALUE TO 1992.3 26,113:20 50,264.056
Table 2.3.1 Operational data of JRR町 4
"" 0。
MONTH OPERATlON DAYS OPERATlON TIMES MONTHLY INTEGRATED TOTAL lNTEGRATED UNSCHEDULED POWER POWER SHUTDOWN
(Year.Month) (Day) (hr:min) ( MWh) (MWh)
INTEGRATED VALUE 25，093:14 47，436.260
TO 1991.3 -- -1991.4 17 111: 39 336.704 47，772.964 。
.5 12 83 :49 252.528 48，025.492 。
.6 3 18:38 12.533 48，038.025 1
.7 17 108:47 233.478 48，271.503 。
.8 17 110:22 333.925 48，605.428
.9 16 111 :26 336.700 48，942.128 。.10 19 127:10 384.388 49，326.516 。.11 17 103:37 273.588 49，600.104 。.12 s 52:17 126.262 119，726.3&6 o
1992.1 。 。:00 0.000 49，726.366 。.2 13 82:09 242.482 49，968.848 。.3 17 109: 12 295.208 50，2611.056
~--='"一ー言言句~1
TOTAL 156 1，020:06 2.827.796 3 ー，、一
lNTEGRATED VALUE 50.26/，.0%
TO 1992.3 26.113:20
.』』甲山内-
V -喧t、ε
~
Table 2.3.2 Unscheduled shutdown In JRR-4
DATE CAUSE OF SHUTDOWN
1991.6.25 EARTHQUAKE
1991.'..20 DROPED VOLTAGE OF ELECTRIC POWER IN NEUTRON MEASURING INSTRUMENTS
1992.3. 3 MISOPERATION OF RANGE SELICTOR SWITCH
Tatle 2.3.3 Classfication of trubles in JRR-4
CLASSFICATED SYSTEM IN JRR-4 COUNTS OF TROUBLE
EQUIPMENT IN COOLING SYSTEM 1 MEASURING INSTURUMENTS IN COOLING SYSTEM 2 NEUTRON MEASUREMENT SYSTEM 6 POWER SUPPLY,VENTILATION SYSTEM OR RADIATION MONITORING SYSTEM 0
IRRADIATION AND EXPERIMENTAL FACILITIES 0 OTHERS 0
TOTAL 9
Table 2.3.2 Unscheduled shutdown 1n JRR-4
DATE CAUSE OF SHUTDOWN
1991.6.25 EARTHQUAKE
1991. "， .20 DROPED VOLTAGE OF ELECTRIC POWER IN NEUTRON MEASURING INSTURUMENTS .‘
1992.3. 3 MISOPERATION OF RANGE SELl CTOR SWlTClI
一
N <s:>
Tatle 2.3.3 Classf1cat1on of trubles 1n JRR・4
」シ甲い岡両国日目
CLASSFICATED SYSTEM IN JRR-4 COUNTS OF TROU8LE
EQUIPMENT IN COOLING SYSTEM l
MEASURING INSTURUMENTS IN COOLING SYSTEM 2
NEUTRON MEASUREMENT SYSTEM 6
POWER SUPPLY，VENTILATION SYSTEM OR RADIATION MONITORING SYSTEM o
IRRADIATION AND EXPERIMENTAL FACILITIES o
OTHERS o
TOTAL 9
事
s、ー
-mvH
JAEKI-M 82- 1M
Table 2.3.4 Radiation dose evaluation at withdrawal of experimental facility
No. l7-)\,
a
BM^mm&: «b*r B ( r ) 6. 5 B q / c m
mm.s'Co. " C o . " M n . " Z a )
No. l7-)\,
a
fPH#£H (P-D«I) < 0 . : # S v
No. l7-)\,
a 8 A
A S (A • H)
B £ S t t (80 : ( fgakS£*rX9SlS) 6 2 A • B
( ® f ^ h f r - T I - A X : I 3 9 A - B
Table 2.3.5 List of wastes into disposal container
DO S mm if? #c (DD) KM mm®& f t #
iP'W>?77>? sus ( 01660- t&1500 ) x 100 6 < IQjiSv
JP'W»77>y AL ( 01660- 01500 )xl00 1 < lOpSv
ES!*<tt&r FC20 0700 X1300 1 < 10#Sv
WKtttft AL 80X80X1000 60 < 10/zSv
fe?& AL 940 X890 xl30 1 < 10/zSv
i t> At"-At-x - 012 100a < IOJKSV
*P'l>*>ttJKo£& AL4SUS 800 X800 3 < 10#Sv WL ft.
77>? SUS 050 1 < lOjiSv t-.tt-7.ft
{mmtm»m&^tx)
- 3 0 -
J:¥EIiI-~n !r~ -1:>-1
Table 2.3.4 Radiation dose evaluation at田ithdrdwalof experimental facility
No. 2プール i線量当量率 :巌大
作業前線畳測定 l表面汚染密度:最大
15uSv/h(場所プールゲート前〉
β(1) O. 5BQ/cm
及び汚染検査の
結果
〈核種:5'C O. 向 Co. 5~Mn. “ Zn)
乍一一一'1r;;;~~.一一一二工{ふ一一一一一る作業者の線量当
量
トー一一 ー ー ト 一一一一一一一一一一一作業に従事した
験員数
8人
与業従事詩延べ|目立跡
人数〈人・日) 〈縁)テクトピア・アトムス: 139人 .8
Table 2.3.5 List of wastes into disposal container
EEロZ 名 材質 形 状 〈回} 欽量 表直線量 自首考
炉心~)nヨンヨ SUS (φ1660・ rt1500 ) x 100 6¥ < 10μSv
炉心わりわ? AL (φ1660‘ φ15凹)xl00 1 [< 10μSv
竪型水中心T FC20 φ7ωX1300 1 ! < 10μSv
模擬燃料 AL 80x80Xlωo 60 く 10μS官
格子板 AL 940 x 890 x 130 11 < 10μS官
うtン入Eニ肱-]. φ12 100. < 10μSII
炉心わ付属品 AL&SUS 800 x800 3 i < 10μSv 仮状
SUS 。50 1 I < 10 tL Sv ピニ喜志・1付
(形状は自分量を含む}
-30
一
lable 2.3.6 Radioactive wastes from JRR-4
Nuclide Dust Gas Liquid
Nuclide 6 B C o 1 3 1 J 4 , A r 3II 2 4 H a 5 , C r "Co , 3 T C s
Annual r e l e a s e
rate (Bq/y) 0 0 1 . 6 X 1 0 9 1 . 8 X 1 0 ' 1 . 2 X 1 0 7 6 . 0 X 1 0 6 1 . 6 X 1 0 6 9 . 9 X 1 0 6
Annual average concentrat ion
(Bq/CB 3) < 2 . 4 X 1 0 - 9 < 5 . 9 X 1 0 - 9 < 4 . 8 X 1 0 - 3 3 . 7 X 1 0 " 2 .4X10"* 1 . 2 X 1 0 " 8 3 . 3 X 1 0 " 3 2 . 0 X 1 0 " 3
Table 2.3.7 Effective dose equivalent to workers in JRR-4
The 1st quarter The 2nd quarter The 3rd quarter The 4th quarter Annual
Total workers* (persons) 65 62 67 117 131
Total dose* (personf*Sv) 0.2 0.2 0.0 0.0 0.6
Average dose (nSv) 0.00 0.01 0.00 0.00 0.00
Haxiiui dose (nSv) 0.2 0.2 __— _ _ _ 0.2
•The nuiber of workers Monitored in JRR-4 (Dose : fil» badge)
Radioactive wastes from JRR・4
Dust Gas Liquid Nuclide
6自Co 1311 11 Ar 311 2tNa &ICr 6BCo 131CS
一Annual release
rate (Bq!y) 。 。 L6X 10由 1.8X10G 1.2X 107 6.0X 106 l.6X 100 9.9X 10&
a胃
Annual averale concentration <2.4x 10・9 <5.9xIO・g <4.8x10・3 3.7 X 10. 2.4 X 10・E 1.2X10・2 3.3X 10・3 2.0XI0"S
(Bq/c圃3)
Cable 2.3.6
』』何回向田阿国
ι心ー
;を
国駒田
Effect1ve dose cqu1valent to workers 1n JRR・4
The 1st quarter The 2nd quarter Tho 3rd quartcr Thc 4th quart唖r Annual
Total workers* 65 62 87 117 131 (persons)
T 0 t a 1 d 05 e* 1).2 0.2 0.0 0.0 0.6 {person'圃Sv)
Avera，e dose 0.00 0.01 0.00 0.00 0.00
{圃Sv)
HaxIlu圃 dose0.2 0.2 一 一 0.2 (阻Sv)
Table 2.3.7
事Thenu圃berof lIork目rs圃onitoredin JRR・4(Dose : f11. bad，e)
JAEUI-M 92-154
3. m%&a>®.mmm Technical Management of
Research Reactors
J:¥EHI-:!I.I 92 -1臼
3. 研究炉の技術管理
T帥 n回 IMa闇伊nentof
R制帽rchR伺 ctors
JAEKI-.M 92 15!
3. fflftip(D&mmm
3.1 flF3E«P<0* • fixmm
3.1.1 s*wa
^C-fctf-S J R R - 2 . J R R - 3 M&tf J R R - 4 ©**®Stt»TaMe 3.1.1 C ^ f o
3.1. 2 J R R - 2 © * - *rx®«
©i<£fl'»eS*TaWe 3.1.2&tFFig. 3.1.1 (^"To
m * * £*8K©f8Ttt>i: <. p H/A&a**fi (5 - 8) ©IBfflrt-e&-,fc„
(2) & £ £ I I * MSfifi^OX-Vf 9AKK«>ll««JiffU«^->fc« p H « S i l * * « [ ( 5 - 8 ) ©leffl
(3) r.#c?#*p* » £ * . :z&tt*p*<z>pH<it>-f*i&B9£4Mft ( B ~ 9 ) ® K a A ? & 0 . VKS*fr«*
fc-*^^*©»*&*«r«t-r-5SKigat>3«T-e. *K^a«asFr*<»fc, */-. - # # *P*©2ft£2Eim\ C t i C # l ^ e » ^ , 7 - 9 y - > S - 3 0 6£40itg*a?£AU * »
(4) ••\')'tf£.ifz.
^ J F<P«fe^K-x ' ; '5A«ff«T«*<. gaB«fi(90vol96«±) « • + » » £ l/tVfc„
^•^ffili. A " / - > 3 @ . A. B / - > 2 i a © £ f f 5 E i m \ ¥J mri®*.<)•}£.#Z& mmuz0 nT<p«fetf.©^>j^A*-x>t>©£**#xiiKj±. HS^SAD-ewan^fi (o.5voi°o> *gx5: t iw*->fc . m*^«"xiBe^-r^fc*©»^fiK&<i3i5]m\
(5) t i t S & f *>3>ft*tB&
lcx»L/ ;„ c©-f*>3£DMHIS©!llHSS»ifi 2.500m' (7*-f 7Attffl) T'A'J. £ *
(6) -e © fife (D ± M * t f > 7 ( D P - 1 ) ©&»tCo i<T
¥ * 3 * S S 5 - 9 - ' l ' ? / i a f e + © 7 f l 2 1 B l w i S * ^ > ^ ( D P - 1) i><&mMztzlb.
- 3 3 -
J.-¥F.H1 -:¥1 92. 1;;1
3.研究炉の技術管理
3.1 研究炉の水・ガス管理
3. 1. 1 重水管理
研究炉では，現在約 40tooの重水を管理してL、る。平成S年度での重水移動はなか『た。年度
末におけるJRR-2.JRR-3M及lfJRR-4の重水管理技ii.Table3. 1. 1に示す。
3.1.2 J R R -2の水・ガス管理
年間5サイヲルの共同事l悶運転及び4回の医療照射運転に伴う*・ガス分析を行司fこ。これら
の主な分析結果をTable3. 1. 2及びFig.3. 1.1 Iこ示す。
(J)垂水
量水a度の低下はなく. pHは管理基準値 (5-8)の箆囲内であ4 た。
(2) 熱遭厳経水
熱遮蔽軽水のトリチウム漉度の異常な上昇はなか勺た。 pHIま管理基準値(5-8)の範囲
内であ勺た。熟達厳軽水系への軽水補給は5回行い.備給量は合計約 9.5ばであ『た。
(3) 二次冷却水
舗給水.二次冷却水のpHIまt，ずれも管理基準値(6-9)の範囲内であり.導電率からみ
た二次冷却水の補給水に対する濃縮倍数も 3以下で.水質管理は良好であった。また.二次冷
卸水の交換を2回行い.これに伴い防食鋼タワークリーンS-306を初旬基礎投入し.水処
理を実施した。
{41 ヘリウムガス
原子炉運転時にヘリウム援度低下はなく.管理目標値(90vo196以上〉を十分猫足していた。
原子炉共同利用運転の前に.ヘリウム漫度を上昇させるためにヘリウムチャージを行勺た。
今年度は. Aゾーン 3回. A. Bゾーン 2回の合計5回行い，約 112mのヘリウムガス告
使用した。原子炉運転中のヘリウムガス中の重水素ガス濠度は.再結合器入口で管理基準値
(0.5¥'0100 )を超えることはなか司た。重水素ガスと再結合するための酸素補給は3回行い.
舗給量は合計70fであった。
{51 精製系イオン交換樹脂
今年度は.重水筒製系のイオン交換樹脂の交換はなく.熱遮厳軽水系イオン交俊樹脂を 7fl
に交換した。このイオン交換樹脂の積算精製量は約 2.500nl(7サイクル使用)であり.交換
時期はこれまでと同様である。
(6) そ の他
① 主重水ポンプ<DP-l)の故障について
平成3年度第 5サイヲ JL運転中の7月21日に主重水ポンプ CDP-l)か2故障したため.
第Bサイヲ JL以降の原子炉の運転は中止となり.その後の水・ガス分析は実施しなかった。
qo qd
JAEKI-M 92 151
3.1. 3 J R R - 3 M © * • ifT.'Sm ; F«3^ f f i ( i ^@l8*Y5" l .© f tH f f l f f l *e«Cf* -9* - #XSHff£fT->fc0 C * l £ © £ f c # * f
*S5l£Table 3.1. 3fttfFig. 1 1 . 2 I M ; t o ID -# /£ i f l t J ( S * )
J R R - 3 M * # J g ^ : i H £ # 5 I T ^ 1 ! 6 t . * l T l ^ l 6 * t t © p H ( 5 . 0 ~ ? . 5 ) S C f « | * * (10//s ce) £i :SHSf£LTWc„ - t f C f S f l l / k f O M ^ A t e . CBgjJcf'Kft 0.015?6#£*i .3f t*3ta^©Sy£@H*R#
aic<to«*4»* ^©atas. ®sf fMtcgf f l5* i r i»5^ ' i >i>>AA^©ttaj©3^ffiTtdt $*i§o ZOiftX—SilfiftA^l«©{*. -^'J >J^i»^£©ftEfSi::J:-5&©i%££*t-5o
* * © h y r^u&m.kmT&omiu&iitvr&mt Fig. ai.3tc^-rtfctj-Cifeo. v•; ^ ^ A « j g « « » a i * c J t M L T ± 3 L T f 5 < , »«i±8i«©fta5it**<aiE$*t. a s m s E«$+©*«f«® l- ' J^^ABKRS (60Bq- of) J«TTgSL£l»fc-&&#*©HR:iJMcA< -C#<ci»c k(zt£5tzif>, 4 « « © f i « f l : c - o l > T ^ - * « l # - r 5 £ . * * ' * 5 0
(2) -JWftifltt fl£*ft*lftftfflc!>1t£ft*MF4-S;: t i e * 0 . - f t i f t « i t f ® » t S * c « - r 5 # * * T ' ©
B * g f g » £ 7 « T C g £ U * a © R f t ^ * * S « ) 5 < f c ^ « - » » f c 0 p H J i £ « £ ¥ t t ( 6 ~ 9) ©ieiart-cfeo/;0
(3) £ # < * £ * # * K # f f t t LT&ff l L T l > 5 £ * ® « S 0 f i T t t 4 - * ^ f c o p Ht i&gB«f t (5.0-7.5)©16
' J ^ A g J g i l i l ? : i p f f l a * a i A i © M £ l i Fig. 3 . 1 . 4 i r ^ ^ t f c 0 l l ^ l P f f l « l * a j * < c « :
(4) ^ ' J ^ A *
^ ^ < p a f e ^ © ^ ' ; ^ A * J S < S T ( i i K £ < . f fSB««(90vol?6Kl±) * T E 1 5 c t l i «^->fco M*5ffl±. S * © g C * f * # l l ? T £ £ U ' M l ' 5 A # x « f « i r » ! | $ * l 5 0 * * * » « ©fSB£fiti0.5voI<>6ttT-C !;fc.5j!K ^S§aHt tH±© 0.58~0.93vol?6T<&->*:<, S*sd a R * < g i ^ H « i . S * * © I B t f i J ' i f L - C ^ ' J ^ A - 7 - D T f f l § f t ^ J g r ' f f e - g - S ^ © » « *
- 3 4 -
.J:¥Ekト :¥1 92 -15-1
3. 1. 3 J R R -3 Mの水・ガス管理
平成 3 年度は年間 8 サイク I~の共同利用運転に伴う水・ガス分衝を行 ...， f::.。これらの主な分街
結壌をTable3. 1. 3及びFig・3.1.2に示す。
1)) 一次冷却材 f餐水}
JRR--3M本体縫設運転手引で定められている基準値のpH(5.0-1. 5)及び導電率
()Oμs Cl!I)を十分満足していた。
一次冷却水中のトリチウムは.①経水中に約 0.015%含まれる重水素からの生成②三重接分
裂による喰料体からのS支出.③反射材に使悶されているべIJJ}ゥムからのttmの3方法で生成
される。この内で一番生成量が多いのは，ベリリウムからの敏臨によるものと考えられる。
トリチウムlま.浄化系では除去されずに一次冷却水に蓄積され..度が上昇する。一次冷却
水中のトリチウム漫度と原子炉の積算出力との関係は Fig.3. 1. 3に示すとおりであり. トリ
チウム濠度tま積算出力に比例して上昇している。敏射性廃液の敏出基準がi!'{i[され.周辺監観
区媛外の水中のトリチウム震度限度 (ωBq〆 01)以下で管理し広いと一次冷却水の一般傍*が
できないことになるため.生成量の低説化について今後倹討する必要がある。
(21 二次冷却付
補給水量や防食剤の補給量を調整することにより.二次冷却材の補給水に対する導電率での
11縞倍数を7以下に管理し.系統の防食効果を高めるように努めた。 pHは管理基準値 (6-
9 )の'包囲内であった。
(3) 反射体重水系
反射体として使用している重水の温度の低下はなかq た。 p況は管理目標値(5.0-7.5)の範
関内であった。
反射体重水中のトリチウムは，重水素か照射されて生成され蓄積される。反射体重水中のト
リチウム護度と原子炉の積算出力との関係は Fig.3.1. 4に示すとおり原子炉の積算出力に比
例して上昇している。
(4) ヘリウム系
原子炉遷転時のヘリウム濃度低下は少なし管産目標値(90¥'0196以上〉を下回ることは
なか4 た。重水素は.重水の放射線分解で発生し.ヘリウムガス中に蓄積される。重水素温度
の管理目標値はO.5~叫%以下であるが.管理目標値以上の 0.58-0.93\'0196でぬ勺た。重水素
漫度が高い原因は.重水素の発生量に対してヘリウムブロアの容量不足で再結合器への循環量
か少なし十分に再結合されてないためと考えられる。このことから管理目標値について再検
討する必、要かある。
34 -
Table 3.1.1 Heavy water inventory in JRR-2, JRR--3M and JRR-4
« 8 « # (»«) * fli m * 7k (kg) ID] IR * * ( k g ) S It ( k g )
J R R - 2 J R R - 3 M J R R - 4
1 6 , 2 5 2 7 , 2 6 6 1 , 0 0 1
4 4 8 5 1 4
0
3 3 6 1 5 , 4 1 0
2 5 7
1 7 , 0 3 6 2 3 , 1 9 9
1 , 2 5 8
& 1+ (kg) 2 4 , 5 1 9 9 6 2 1 6 , 0 1 2 4 1 . 4 9 3
I CO
Table 3 .1 .2 Measured values of helium gas, heavy water and primary cooling water in JRR-2
% m a a f l t V B M ffi ft *
m 7k
« * « K (nolX) * * * le ttft 9 7 . 1 ~ 9 7 . 3
m 7k
P H 8 - 8 5 , 9 4 - 7 . 2 4
m 7k
3f « * {U S / c» )
I f f i H A D l u S/cuJJl T 0 , 1 3 - 0 . 1 9
m 7k
3f « * {U S / c» ) «is * us • 0 , 0 4 ~ 0 . 0 6 m 7k
( B q / c n 3 ) 3- «7k is * a i i5i a a 2 . 0 6 x 1 0 3
m 7k
( B q / c n 3 ) u r n * * jg » {| £ 13) »2 * 4 . 3 4
m 7k
( B q / c i 3 ) £ * 7 k ana t BUSK 2. Jl x 1 0 3 ~ 6. 41 x 1 0 '
m 7k
( B q / c i 3 ) « « S7k a « a t [si a K 1. 30 x 10' - 1. 60 x 10' -\ H i *> V 9 A i t * ( v o l JO 9 0 v o 1 % Jil ± 9 4 . 0 0 - 9 8 . 6 0
ft m m « 7k
P H 5 - 8 6 . 9 8 - 7 . 1 0
ft m m « 7k 3f * W <X S / c )
« < B * A D 1 *i S/enPJ. T 0 , 9 6 ~ 0 . 7 3 ft m m « 7k 3f * W <X S / c ) # is * m a 0 . 0 7 - 0 . 1 9
ft m m « 7k
^ V f- * A MS. ( B q / e » 3 ) «7*tt t IB) H « 1. 63 x 10' ~ 1. 9S x 1 0 s
- ifc ft £P 7k B * p H 7 , 5 ~ 7 . 7
- ifc ft £P 7k z »: ft in * p H 6 - 9 8 . 5 - 8 . 9
*1) H f i • 2) r Ml * "
M W * * 7 V f / 1 »* BIJ » © l l
Heavy water lnventory ln JRR・2，JRR・.3Mand JRR・4
袋荷量水 Og) 来使用量水 (kg) 回収量水 (kK) f、3 It (k 1)
J R R - 2 16.252 448 336 I 7 . 0 3 6 JRR-3M 7 . 2 6 6 5 1 4 1 6 . 4 1 !l 2 3 . 1 !l !l
J R R - 4 1 . 0 0 1 。 267 1 . 2 6 8 I
.g; It (k g) 2 4 • 5 1 9 962 1 6 • 0 I 2 4 1 • 4 9 3 」ー伊
Table 3.1.1
-hhmEEt--F由
-VH
;ミ
Measured values of hellum gas， heavy water and primary cooling water in JRR・2
系 腕 項 目 管理益目Iltl 担.IJ 定 防 県
一 量冨盟量E民a・-島-~--~唱ー.-・ ・ー，重水自由度{圃01") ifiill.tに総持 97.1-97.3
p H 5 - 8 5.94-7.24
噂 電 * 樹。脂浴入ロ 1μS/e関以下 0.13-0.19
{μS/e欄} 樹 脂 裕 出 口 園田ーーー 0.04-0.06 重 水
会 β 放射能自由度川} 主.水 通常値と問極度 2.06><103
(Bq/c圃3) 精製重水 通常舗と間程度 一4 . 3 4
7放射能白血鹿川} :t!量水 通常舗と問限度 2.81>< 103- 6.41>< 10'
(8q/c圃3) 精製重水 通常舗と悶程度 1.30>< 10'-1. 60>< 10' ，、リ守ム へリ.， A iI皮 (voU) 90vol96以よ 94.00-98.60
p H 5 - 8 5.98-7.10
~遮厳経水11 11 !ll 樹 脂 省 人 口 1μ8/e間以下 0.96-0.73
(μs/c.) 樹 脂 締 出 口 ----- 0.01-0.19
トリチウム繍度(Bq/c・3) i.!~舗と岡砲If 1.63>< 10~- 1.9S>< 10~
原水 p H ー回目ーー 7.5-7.7 二 次 冷却水
二次冷却水 pH 8.5-8.9 6 - 9
Table 3.1.2
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トリチウふを除〈。原子炉出力 10MWサンプリング 1時 間 後 の 傭
7 線 ス ベ ク ト ル か ら の ? i !a健
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Table 3.1.3 Measured values of helium gas, heavy water and primary cooling water in JRR-3M
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- ft ft £fl 7k
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Measured values of helium gas. heavy water and primary cooling water in JRR-3M
系 主充 調 同 管理基ifI値 担'1 ~ f1i 墨=p H 5.0-7.5 6.03-7.64
導 電 事 樹脂溶入口 lμS/C冊以下 0.21-0.69 {μS/cm) 樹 脂 塔 血 ロ - - - ・・・・ ・・・・ 0.07-0.09
一次冷却水金 β 放射能濃度中 1) 一次冷却水 通 常 値 と 間 程 度 4.S1X 102-4.61X 102
(Ba/cm3) 一次系浄化盆 通常値と同線度 < 2 . 0
7放射能Ba/濃e度叫) 一次冷却水 通2常邑血値ーと回線皮 1.59X 103-S.10X 103
(Ba/cm3) 一次系浄化水 ;m と悶穏度 1.1Sx 102-7.99X 102
トリチウム濃度 (BQ/_c欄勺 通常値と間程度 1.26x 102- 4.S4x 102
原ル子浄伊化プ水ー p H 5.0-7.5 6.01 -7.2 7
S Fプール p H 5.0-7.5 5.77-6.6li
s暴 括 承 ル p H 5.0-7.5 6.16-7.10
ヘリウム ヘリウム濃度 (V01" ) 9 0 V 0 1 % 以 上 98.05-98.~3
重水濃度 (m01") 高濃度 1;::維持 9 9 . 4 1 - 9_ 9 . ~ 8 p H 5.0-7.5 6.26-7.60 全 β 放射能濃度 (Bqlc m勺 tl) 通常備と間程度 6.91XIO'
量 7/< 7 放射能濃度 tBq/c闇3) t2) i堕常価と岡i量度 8. 5 S X 1 0 ' - 1. 2 8 x_l 0 2
導 11 問司)自 樹 脂 矯 入 ロ 1 u. S/c開以下 0.09-0.11 (μS/c 樹 脂熔出口 同ー『ーー 0.02-0.0~
トリチウム濃度 (MB Q/ C m 3 ) 通 常 備 と 同 鰻 皮 3. 78 X 10' - 4. 7 3 x~O ~
二次冷却水原水 p H -・・ a園圃・ ・岨. - 冒-
ー次冷却水~ーH 6 -旦一一 7.8-8.7
Table 3.1.3
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ング 1時間後の値トリチウムを除〈。 原子炉出力 2 0 M W サンプリ
7 線 スベクトルからの定量値
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3.2 研究炉の燈料管理
3.乙 1 新燃料管理
(1) J R R -2の燃料盤作
J RR -2 M.次燃科は.平成3年10月に22体納入され，平成4年3月に使用前検査を受
検し合格した。
M.次燃料については. 本年度中に3回の工場立会検査を終え.平成4年2Jlに納入され.
4月に使用前検査を受ける予定である。
(2) J RR -3Mの燃科製作
JRR-3MのL.次の燃科は， 子成3年5月に32体納入され 7月に使用前検査を受検
し合絡した。また. L ‘抄:及びL5次の燃料は，型作.工場立会検査も順調に進み.平成4
年4月に納入予定である。受入れ後の使用前検査はそれぞれ5月及び7月に受検の予定であ
る。
(3) J R R -2. 3 M. 4の燃料貯蔵量
平成3年度末の各原子炉の未使爾燃料の貯蔵量をTable3.2. 1に示す。 JRR-3M及び
4の原子炉施設とも順調に運転され.計画通り新燃料を使用した。一方. JRR-2は.冷
却ポンプの故障により第 6サイクJL以降の運転を休止したため.燃科の俊明予定を大幅に下
まわった。
(4) 未使関燃料輸送容器の製作
未使用燃料鎗送容器 (JRF-90Y-960五型〉の製作は，大洗研究所原子炉第 l認
を発注元にして昨年度と同様に共同で作業を進め.残りの輸送容器12基.貨物コンテナー 6
基及び固縛装置18基が完成した。新輸送容器は L.次未使用燃料32体の輸送から使用を開
始した。
3.2.2 使用済燃料管理
(J) J R R -2. 3 M. 4の使用済燃料貯蔵量
平成3年度の各施設における使用済燃料の搬出入は.Table 3. 2. 2に示すとおりである。
JRR-2の貯槽への受入れは，冷却系ポンプ改修のため金炉心燃料24体を含め33体であ
る。同貯槽から傑出した使用済燃料は. JRR-3M貯槽No.2で保管するために移送した60
体である。年度末における使用済燃料貯蔵数の合計はlJ6体である。
JRR-3Mでは.炉心から使用済燃料55体を受け入れた。年度末における使用済燃料貯
蔵数は，使用済燃料プールに69体，貯槽No.lにUO.燃料体407体.金属天然ウラン燃料体8
体，問要素3本及び乾式貯蔵施設に問要素 1.798本である。
JRR-4では，燃料交換により 6体受入れ，年度末における貯蔵数は15体である。
(2) JRR-3M初期装荷燃料の健全性穆認検査
JRR-3の初期装荷燃料の 6サイクル運転後.計算燃焼度39.596に達した燃料要素
(R 3 S 00 5 1)の健全性確認検査のための照射後試験は，予定どおり進んでL喝。この燃
料要素は.プール内でのウェットシッピング検査で異常のないことを確認した後. 12月5日
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JAEK1 M 92 l i t
(3) ttfflift«mir1l*<z>*a £«*Cfc i t £ JRR-2S t f JRR-3 fc l f l »« fHr l l *©*Kl iTab l e a2 .3K^-f
ifcOT. PffiflMc<Z>*ff(2«&SqMlrtT*S. J R R - 2 £>«?**© f- »; f - ^ A « « « . # # £ * > •7&&<7>tzib<D-kJp4j>mmmg:A
i i i : ( H f « t * i : i O . i)ii*fl£*i::JttSU£)20?b±PLfco
Table 3.2.1 Fresh fuel inventory in JRR-2, JRR-3M and JRR-4
^ \ JRR-2 JRR-3 M
JRR-4 ^ \ JRR-2 mm 7 * D 7 I
JRR-4
sra«*K«R 29* 63 13 16
S A ti 44 26 6 0
& & 9 43 12 6
**&&&&& 64 46 7 10
*: Including EBP0F2 type Fueles
Table 3.2.2 Spent fuel inventory in JRR-2, JRR-3M and JRR-4
JRR-2 JRR-3
JRR-4 JRR-2
-f-)\,
JRR-3
Na2
I f « Sal #25$#SffifS: JRR-4
JRR-2
-f-)\,
JRR-3
Na2 U02
£sm*M'y?> &K33&9?: ' JRR-4
JRR-2
-f-)\,
JRR-3
Na2 U02 mm s * £ 3&
JRR-4
mszm*srm%. 83 0 15 0 407 0 0 1,798 9
S A ft 33 60 55 0 0 8 3 0 6
% tfe 60 0 1 0 0 0 0 0 6
^ ¥ * * f i « « 56 60 69 0 407 8 3 1,798 15
- 4 1 -
.l:¥EHI-~I 9~ -l5-t
ホット弓ホヘ鰻入し.惚科要素外観検査及び寸法検査.燃料要素を解体した懲科仮の状態で
の外観検査，寸法検査及び重量検査を経て現在.ガンマスキ十ン倹査を実施している。これ
までの倹査では.異常等はなく健全性が歯車認されている。
(3) 使用済燃料貯槽水の管理
年度末における JRR-2及びJRR-3使用白書懲科貯槽水の水質はTable3. 2. 3に示す
とおりで.両貯僧水の水質は維持基挙値内である。
JRR-2の貯槽水のトリチウム猿度は.冷却系ポンプ改修のための金炉心燃料24体受入
れに伴う付着重水により，前年度末に比厳し約20%上昇した。
Table 3.2.1 Fresh fuel inventory in JRR-2. JRR-3M and JRR-4
¥ ¥ JRR-3 M
JRR-2 JRR-( 標準型 フォロア型
前年度末貯蔵数 29・ 63 13 16
~ 入 れ 44 26 6 。搬 出 9 43 12 6
今年度末貯蔵数 64 46 7 10
本 IncludingEBPOF2 type Fueles
Table 3.2.2 Spent fuel inventory in JRR-2. JRR-3M and JRR-4
JRR-2 JRR-3
JRR-2 JRR-3 使用済 貯槽No.l 乾式保管施設JRR-4
使用済 貯槽 燃料 板状 金属天然ウラン 金属天然ウラン燃 料 UO. プール No.2 プール 燃料 燃料体 要素 要 素
前年度末貯蔵数 83 。 15 。407 。 。 1. 798 9
受 入 れ 33 60 55 。。 8 3 。 6
搬 出 60 。 。。。 。 。 6
今年度末貯蔵数 56 60 69 。407 8 3 1. 798 15
-41一
JAKK1-M 92-154
Table 3 . 2 . 3 Chemical a n a l y s i s of pool water i n JRR-2 and JRR-3M
mmmm JRR-2 JRR-3 Ifel JRR-3 No2
-f - )\> * PH 5.5-7.5 5.7 — —
-f - )\> * PH 5.0-7.5 — 5.6 5.7
m m m us/cm) 10HT 1.06 0.95 0.99
it m m m K (.Bq/n/) 3.7 ikthmmwiT fttfigi&EtT «ms««T
h'Jf-^ASIg (Bq/nO 663 16 1.8
fi * (°C) 30 &TF 19 18 18.5
- 4 2 -
JAEHI-:¥I 92-154
Table 3.2.3 Chemical analysis of pool田'aterin JRR-2 and JRR-3H
¥¥¥¥¥¥¥¥¥¥ 維持基準値 JRR-2 JRR-3 No.l JRR-3ぬ2
5.5-7.5 5. 7 一プール水IlH
5.0-7.5 5.6 5.7
導電率 (μS/cm) 10以下 L佃 0.95 0.99
放射能濃度tBq/ml) 3.7 検出感度以下 検出感度以下 検出感度以下
(除、トリチウム)
トリチウム濃度 (Bq/ml) 663 16 1.8
温 度 ("C) 30以下 19 18 18.5
-42-
JAEKl M 92-154
4. m % ¥ © m m
Utilization of Research Reactors
J:¥EHl :l.l 92 -1;).1
4. 研究炉の利 用
Utilizotion of Re鈎 archRa町 to陪
JAEHI M 92 m
4. m ft *F © fa ffl
^^«3«*I^f«]fflafeii. JRR-2«Cfel>T«i5U-'f 7/t. J R R - 3 M t J R R - 4 C f c l>T(i ifSSt8©ltBtfc0 8*^7; l , ( J R R - 3 M ) &tf39il!8) ( J R R - 4 ) ?ft)*l/Co VlT{z^m.®W3L&Q>nmz-o\-X&'<Za £fc. 3#K«i. iRfciPffiflffittiK©^*. '* *©g«(;*x.Ts«>sftK 'itfeitLfco i<t£t>*>. mxftTxgtzmmcini&im. mn&
»i#ra^%«uri >*ifc^m • fiT* L. ffi^©^«t&©*iJffl^t&t6#K2tTrsJi t LTs-r*J ffl$£«fflLfc„ WS^ICJ:6^lfg*lc-ol»TJi, 354. 3»Ci£^£o
4.1 83 **
mittpzmm Ltzmmt. &?ip0>mmzW'>xmmtzfit>ti. *&#& 853 - (U^KJ:O 23°6«) . *i--/-brt.S5t. 1789fB (iu*KJ:023?6ii) <Z>m4ft<3iffi3*l/:« Table 4.1. lCBf 3EJp©!s#^st£--to
mttBtomz*5£. Fig. 4.1. ]JC^-*-J:9JL. «Sfl*££fcOft#Jt#1Jr#*:a5fH76?6) ^ i f t / : , */: . 4818 R I ©Sit, * « • hU—9-fflR I©« i i . GC JFJBflSfi- • ftttj&l*. mmwR. mtsm%vi%.tmmmizmm£titz0 -v-mmst, S ^ B K * (4O#«±) . &
l*rafi9WC*itT*5i: Fig. 4A.2lz&tiL7lz. V4 9 MmximTiPmiim • UftK
ff©a^^«jDLTl«5o
4.1.1 JRR-2Kfc( J5gHi J R R - 2 -C©S#(4. ^iA#fi64#. * 1- f-k)l& 100(BT*> o tza Table 4.1. 2 KfSW*
: © 7 * . f - 6 1 « ( V T - l . !0~l2St/^>=JT) T C t t ^ t J l M l i , £ l f 7 # K > A«ff *ifc„ *©rtlRli. tm*i-7 ' -b; t3{*. £6fflR I ©Sit 3{*. *fflfl& ( S * * g ) UTefc •5„ ttz. mizfefr>bmmLxm%fLx\,^irr-7-k)ifr6tii&i), ^-rti *>«**& 3 i>i±*m *TZf*)lXtb%0 m&-tfm**7-kl<0lZ^l:ti. !^XIig£4«»Sffl* + 7-b -C;fc S, Table 4. I. 3 ^ 4 . 1 . 5 <C^L>®#Cfcl;f 3Jgtf?fJffl#iK£^-fc>
-«« f i ?L ( V T - 5 . 7, 8) JcfctfSJBtftt. jfgiJ--f ?A.£J|ifei LfcJH#*{*f;b*t.
£ £ J H R I © 8 £ . *lfc- H/—tfflRIOKig^lcfiJffl^nfco
- 4 3 -
.l.-¥EH! :'ll 92 Iふ4
4.研究炉の利用
原子炉の共同利用運転は. JRR-2においては5サイ 7J[.. JRR-3MとJRR-4にお
いては年度当初の計画とおり 8サイヲ 11.(JRR--3M>及び39.週間【JRR-4)行われた。
以下に今年度の研究炉の利用について述べる。なお.今年度は，研究炉の利用状況の表現を.従
来の表現に加えて別な角度から検討した。すなわち.従来行q てきた照射における件数，舗数あ
るL、は実験における利用日数という表現に対して，利闘のじ、況を照射個量生に照射時間あるいは実
験時開を考慮にt、れた時間・個で示し.研究炉の設備毎の利用可能能力に対する比として表す利
用率を採用した。事j同率による検討結果につL‘ては，第4.3節に述べる。
4. 1 照射
研究炉を利用した照射は.原子炉の運転に伴勺て順調に行われ.申込件数 853宇!'(前年度より
2306増).キ十プセJt.数. 1189個(前年度より2396増}の照射が実施されたの Table4.1. 1に研
究炉の照射実績をエす。
照射目的別にみると.Fig. 4.1.1に示すようL ほほ例年どおり主主射化分街が大部分(1696)
を占めた。また.生産用R1の製造，実験・トレーサ周R1の製造.原子炉問f食料・材料照射.
核物理研究，照射損傷研究と広範囲に利用された。サイヲル照射，長時間照射 (40分以上)，短
時間照射に分けてみると Fig・4.1.2に示すように.サイク}I，照射では原子炉周燃料・材料照
射.生産用R1の製造及び放射化分街が大部分を占め.短時間照射にな.:;にしたが『て彼射化分
衡の割合か増加している。
4.1.1 J R R -2における照射
JRR-2での照射は，内込件数64件.キTプセ}J，数 100個であった。 Table4.1.2に照射実
績を示す。
このうち炉心領域 (VT-1. 10-12及びJ ンコア)でのキTプセ}¥.照射は，合計7体 船 が 行
れた。その内訳は.材料キャブセJt.3体，生産用R1の製造3体，その他【標準線源) 1体であ
る。また.前年度から継続して照射しているキTプセルが6体あり.いずれも燃料あるいは材料
キャプセルである。燃料・材料キャプセルのほとんどは，計装又は毎度制御塑のキTプセJt.であ
る。 Table4. 1. 3から4.1.5に炉心領岐における照射利用状況を示す。
一般垂直孔 (VT-5. 7. 8)における照射は，運転サイク Jt-を単位とした照射が行われ.
申込件数16件，キ十プセJt.数19簡の照射が実施された。照射目的別では.放射化分析 (5896)，
生産用R1の製造，実験・トレーサ用R1の製造等に利用された。
注〉体は今年度照射のキャプセJL本数を示し.個数との相違は.例えば I本のキャプセ凡を 3サ
イク)~照射する場合. 1体3網と数える。
-43-
JAKKI-.Y1 92-154
$tz. R i^mmmmMn, <VT- 4> rn. t$mm&a>m*i£m\ A U - H S . i r -
^ii^fiSWJi. #*t*T©«JH£fTl\ #&*HS32#. * + :/«?A»36«®!Htl£!!MjLite B « B « » ! T ' « . ftttffc^sf (58?6>. mm- hu—9-BR !©»£. £*IBR Iowmizm mzutzo
4.1. 2 J R R - 3 MCfclf -S»Jtt JRR-3M{±. IS2*^?A*^ft!g*Jffliftc*Ht&Lfc0 *©£*. ¥l£3*FKtif>&#
»(± 251fi=. *?7i:il& 378«©!HW?!)fflA4& fco Table 4 1. 6IC J R R - 3MtCfeJf«!H
«M>iB« ( V T - 1. R G - 1 ~ 4 . B R - 1 - 4 . S H - 1 . DR - 1 ) T'®* + 7-fcA ffittti. £ftl6f***rfrttfc 0 *©ft3Ui. * l»*+7- t r /Hfr . Mtt^ + y-fertSft. £SJH R l©Ki*lltt. M * « « l # - C * 5 o a t t - tm+i- r - fcAOSfcAif t t . Sfr£X{ifi8i(8lil Sffl*i-7"-trvlT<65<, Table 4 I. 7&CH. I. 8C^fr««Kfc«#©|BJf#JJHIftX£,T^o
* * M W ^ « ( H R - I . 2) CfctfSJBJtfti, l$IBI*te«)B*}A<lt*?*l. #E#«64 t t . *r^-tA»8Jii«>JH#***ii3=*lfc. JH#Bfi8Tt?tt. M f f l R l O S I (39?6) . ifc#Mfc# »f (32°o> . smtum. mm- bis-vmRi<z>ii&mzmm&titz0
a S . « « f a * ( P N - l . 2)K*fit5!Htt(i. ^*efflKW^fft>*l. $&fM5tl54ft-. * + 7-tr/l-ai81fS©W#A'*ig^*lJto mtfU&MZti. *##<««ft:#Sf (85?6) T*-ofc 0
«WMfl:#efffl!8*&« (PIM-3) tcfci»T«. £ t LT3ffisff&&»©*mfl:5Hfn»<fTfc*i.
4 1.3 JRR-4(Ztstt&m*t
z<Dmmmmtm&#wi 538ft. **?* nmsumribitzo Table 4 l. 9 (r J R R - 4 K*Jlt«»Jtt3g»£^-f<, T><4 7&vs><-(7T(i. ^*tt*^iirame*T'©iH*f*m\ #&#« 435ft. * + y
t A » 67HB®!HW^*fttfcc swawsi ru . gtttft^w (7o?6). tmmR i ©Kit (9° 0 ) . mm- hu—*HjR iffl»ii) 8 (?6>. gwiBFss (3?6). si?ip**#• mm
4t (2 9 0). sutffl*w3E (2?6) tt£mzt>tzz&mzmmztitz0
fc. UttfHftarCtt. *4Wtt4M&tr (95?6) X'tb->tza
- 4 4 -
Jt¥f.HI -:¥] 純一 1;';
また. R 1生産専用照射lL(VT-4)では.時閥単位の照射を行い. A u -1 9 8. J r -
192等のRI製造照射を実施した。利用実績は.申込件数9件.キTプセJt.数9個であ『た。
気送管照射は.分単位での照射を行h 申込件数砲件.キャプセル量生36・Eの照射を実臆したe
照射民的別では.政射化分析【部!'o).実験・トレーサ周RIの寝造.生産隠R1の製進等に利
用された。
4. 1. 2 J R R -3 Mにおける照射
JRR-3Mは.第2サイクJI.から共同制闘運転を開始した。その結果.平成3fJoJlI孟申込件
数は 251ft. キ T プセ J~数 318個の照射利悶があ勺た。 TabE e 4. 1. 6にJRR-3Mにおげる照
射実績を示す。
炉心領峻 (VT-1. RG-1-4. BR-I-4. SH-L DR-1)でのキTプセル
照射は.合計16体が行われた。その内訳は.強椀キャプセJ!d体.材料キfプセJL31*.生産mR Iの寝造11体.照射損傷I体である。鍵科・併科キTプセルのほとんどは.dt袋又は温度制御
型のキ・γプセJLである。 Table4.1.1反び4.1.8に炉心領峻における照射ftli沼状況を示す。
水力照射設備 <HR-1. 2)における照射は2 時簡単位の照射が行われ.申込件1764件.
キャプセ凡数8-1舗の照射か実施された。照射目的別では.生産fflRl の製途 (39~ó) .主主射化分
断 (3200に照射損語.実験・トレーサ周RJの製途等に1町民1された。
気送照射設備 (PN-l. 2)における照射は.分単位の照射が行われ.申込件数154件.キャ
プセn数181個の照射が実Sをされた。照射目的別では.大半が段:Mfi:分針 (8596)であ『た。
At射化分断悶照射設備 (PN-3)においては.主として短寿命接種の放射化分僚が行わ礼
申込件数15件.キfプセJl.数85個の事l闘があ..，1.こ。
4.1.3 J R R -4における照射
JRR-4 における照射は，例年どおりTパイプ~ Sパイプ及び安選管照射装置で実施され.
その利用実績は申込件数 538件.キャプセJL数1311個であった。
Table 4.1.9にJRR-4における照射実績を示す。
Tパイプ及びSパイプでは.分単位から時間単位までの照射を行い.申込件数 435ft-.キャプ
セJL数 671個の照射を実絡した。照射目的別では，放射化分析【101?6).生産関R1の製造
( 9 oo) .実験・トレーサ悶R1の製造】 8U6) • t実物理研究 (396).原子炉燃料・材料照
射 (2 90) .照射f員傷研究(2116)等多岐にわたる分野に利用された。
気送管照射では.分単位の照射を行い.申込件数 103件.キャプセル数倒0個の照射を実指し
た。照射目的別では.大半が放射化分析 (9596)であ『た。
-44-
JAEKI- M 92-IM
Table 4.1.1 Number of capsules irradiated during 1991 fiscal year
H ? *p St Ift | 9s £> & »
J R R - 2 ft ft
m B
3 6 2 8
6 9 3 1
6 4
1 0 0
J R R - 3 <* ft
• a
6 9
8 9
1 8 2
2 S 9
2 5 t
3 7 8
J R R - 4 * tit
« «
1 4 0
3 7 3
3 9 S
9 3 8
5 3 8
1 . 3 1 1
# it
« ft 2 4 5
5 3 1
6 0 8
1 . 2 5 8
8 5 3
1 . 7 8 9
Table 4.1.2 Summary of JRR-2 in-pile irradiation during 1991 fiscal year
-*< 7>t,
m PS m * i
-*< 7>t,
min -* -f 7 >v S » 1
IT-4
1 aurs
1 i rt-SBB vr-5.7.8
! f 1
-*< 7>t,
min 1
- O j VT-1
f 1
| i VT-10. j 11.12 1
1 jvr-| 5.7.8
1 IT-4
1 aurs
1 i rt-SBB vr-5.7.8
I i j 2 u £ S j & St
i
1
. 4/ 8— 4/17) 5(3) j 0 3(3! ! 2
1
> 1
i i
i
i
3
3
1
1
10
16(6)
2
5 /13- 5/24) ia» 0 { 0
4(4) j 0 3(3)
1 -2(1) i
3
3
2
3(1)
1
1
8
17(9)
3
• 6; 3 - 6/12!
i#» • i » 2 1 i
4 6 1 6 j 21 3
• 6; 3 - 6/12! h i s 3(3) [ 1 3(1) a i , 4 | 8 1 6 j 28(5)
4
< 6 /24- 7/ 3)
j (*» | 1 j 0 0 i 9 ''
". ..! 3 1 2 | 10 4
< 6 /24- 7/ 3) |«» 3(2) 1(1) 3(3) i 2 1 3 1 3 17(6)
5
( 7 /15- 7/21)
!»» 1 0 0 l » ! 1 3 8 15 5
( 7 /15- 7/21) ;ss& 3(2) 1(1) 3(3) l i | 1 3 9 22(6)
S It
i f f ia l 4 | I 2 6 9 ! 14 10 18 j 64
S It ! ® S | 18(14) [ 3(2) 15(13) 8'2) 9 ! 16 11(1) i 20 j 100(32) |
i*: ( ' wi^eafKssttSJMSSitfcis-r,,
45-
.]'-¥f.HI-:¥1 92.-1M
Table 4.1.1 Number of capsules irradiated during 1991 fiscal year
原子煩 蔽 内 'も 合 n 翫
蛍
一
数
件
一
個内
4R
R
，d
3 ti 2 IS tl 4
& 9 3 I I 1) Q
件書量 l
，、d'，. 1
ラ-‘
・62今
一-
69
RR- 3 1- 一一 r.----.--.-~
向日曹
'0
・a'h'a
-a一
命
S
歎
一
量
件
値
a-R
R
冒d
93 S 1. 3 1 1
件敵 :1 4 5 61)5 8 5 3
合計 い』ー一_.....ー・- 一一
ー歎 5 3 I 1. 258 1. 1 S 9
Table 4.1.2 Summary of JRR-2 in-pile irradiation during 1991 fiscal year
サイ 7)~
， 4/ 8-4/17i
ゅ
ー
5/13-5124)
3
6; 3-6/12)
! oi24-i/ 3)
3
( ;/15-7/21)
会計
所 内|所外 j
珊孔 j サイクル照射
サイヲ
jt-!η・II ~T-!~・! ~T~ D I ¥H ;筑間|土問j能否|合 計
i uj l a山 j3LOli iEJB i 'j噛 20:02 lj31 10
;四'-5…r'0' 3(3li 2 r r" :ij 11附}
!件数1010 0!111:312111 8 ;由 r-'~… r"--o"r 3(3) . r 2(1) r . . r . 3"1" 3(i) .r....Tir;91 j件数I1) 1 I 2 1! 4 : 6 i 1 I 6 21 :主主iid)1i (3(l)!u; 4 : E J I ! s ; 286}
izド山}i刈:l :i :l :; :jよ;件数 11001111 318115 i-;W~räムーj"'ïiïi'r 3~3;'T .'. i'r 1["--"r--3"T--9' T'2i(6l i件数 4 2 6 i 9 -i -14-II0IlsT-~ !四iiii副
'i主、 { ‘内t立本年度における継続環射を示す。
-45-
Table 4.1.3 History of irradiation with JRR-2 core region from 1972 fiscal year
^ \ _ _ 1972 1913 1976 1977 1378 1979 1980 1931 1982 1983 1984 1985 1986 1937 1988 1989 1990 1991 ft 8 » * JP 3 4 3 3 4 3 2 2 1 3 2 4 4 2 2 2 4 50 l l f i H d f x * 8 5 2 2 4 8 10 7 4 6 10 4 7 9 10 3 3 108 XMIF'fcftF 1 1 0 0 0 0 1 2 0 4 1 1 0 0 0 0 0 12 im**8 6 5 0 1 1 1 2 1 0 5 0 2 1 0 0 1 0 28 Sm-M 2 3 0 2 3 0 0 1 0 0 2 0 0 0 0 0 0 14 R I 4 1 18 10 9 11 13 13 19 5 2 24 19 7 9 3 16 5 4 195 1 8 1 X 8 4 5 2 3 1 0 0 0 1 1 4 2 3 3
1
4
1
1
1
43
33 * «> It 1 2 2 5 6 3 0 1 0 0 0 2 4 4 3
1
4
1
1
1
43
33
ft 47 34 21 26 34 29 34 19 7 43 35 21 24 27 21 32 16 13 483
』
』
何
亘
己
紹
回
同
区
History of irradiation with JRR-2 core region from 1972 fiscal year
¥¥¥ 1~12 1~13 U16 1971 1918 197~ 198~ 1981 1982 1983 198~ 198~ 1986 1981 1988 1989 1m 1991 計
核融合炉 50
多目的高温ガAIii 81 10 61 1 0 91 10 31 108
高速増殖炉・転換炉 1 2
原子炉E力容器 28
軽水炉最・材料 1 4
R I生産 1 8 1 0 91 11 1 3 1 3 1 9 21 24 1 9 31 1 6
43 基 a研究
そ の 他 33
計 47 34 2 1 26 3 4 29 34 1 9 71 43 35 2 1 24 27 2 1 32 1 6 1 3 483 I
Table 4.1.3
ーー.a>
Table 4.1.4 Summary of JRR-2 core region irradiation during 1991 fiscal year
01 02 03 04 05
y 3 y
3 A ICR-101 ICR-99 ICR-5(5S)
y 3 y
3 A 0. 07 0. 06 "" "* , ... & d 6 . . . . .
y 3 y
3 B
y 3 y
6 B ICTHB9H W ^ B f t U I MS. C/CM -y 7K 2 WCr-Mo G O
y 3 y
6 B 0.55 0.55 0.55 0.55 0.55
y 3 y
: c y 3 y
6 C iai-88H msmiR No-C£fc. 7i5ftffl G y 3 y
6 C 0.48 0.48 0.48
y 3 y 2 D ICIV87H H f $ # § f j | 2 lffl.AIMSI.I1aaAI; 03
y 3 y 2 D 0,23 0.23 0.23 0.23 D. 23
y 3 y
5 D
y 3 y
6 D ICN-91H B f l l | « SU5304. HzO
y 3 y
6 D 0.22 0.22 0.22 ' V It g ; Mm V1R-60 HozO (i ; Mm 0.0B 0.08 0.0B c
VL-IO V0M-34H fe}f£|ftp LI o o e e e , , V0PM4H tmm LIzO O R B © VL-IO 0.21 0.21 0.15 0.15 0.15 U T 1 1 V0F-40H mmsi U02CPf O B \ 1 w 1
0.30 0.30 0.30 0.30 0.30 I JT 1 1 VOM-43 ««8H5fflIS! •T/IDfBOOH V0M-46H «KSUi5fflI» f/KHBOOH O f t v U.,-^ 0.43 0.43 0.39 0.39 0.39 '
S8t«HKJ5Ht%Ak/k) -2.49 -2.42 -2.40 -1.76 -1,76
l i m - — • at « o sg^^asiBRBi 9 t.-9fasnm * • i s m © (SZBH9P 0 #7.7. Y ~ 7
』hHR刃向
ζ
お
l-z
Summary of JRR-2 core region irradiation dur1ng 1991 f1scal year
両がごfJレ 01 02 03 04 05 3 〈 ICRm101 J ¥ lCR-明 ICR=ST町一一
門 D ED7Dl0& T 0.06
3 B
ら B IC~ト日割高温材料強度黒鉛. CIC3ya-:/ 'Jト.2!~ Cr-Mo CG廿イ 0.550.5505，5 0 55 0. 55
ン- c コトーら C IC仲間HP用別解明 門o-C合金 71ライト銅 G 一一一 一一「ァo.~ Q~ o.~
2 D IC~ト87H 固体物理第2 黒鉛.向lN.5U190，AU03 日23 日23 0.23 0.2.3 0. 23
5 0
6 D IC門-9lH照射1線 5us304. H20
日2'2 D. 2，20.2，2
半面装
無三判士 VlR-6o ! HozO
1 ロl衣 o.0B 0.080.08
〉T_-::10 VO門-34H担割開発 LI 0 G付円白 VOMdH材料開発 llzO0胸骨白'，M.， ム日21 0.21 T 0.15 0.15 0.15
VT_-l ォ V町-4日H燃料堕担 凶2cpf G円ーご~~，..L..L D，3o D. 30 0.羽 01.3o 0. 3D
〉1_=-_12 VO~ト43 材料応用工学イ刀ロイ80加 岨ti-4印材料応用工学 01口イ日田H白骨，(圃断固よ 0.43 0.43 T 0.39 O.39 0，39
合尉捌反応頃1%以 /kl! -2.1 49 -2.42 -2..40 -1.76 -1.76
i桔 ヰー ←ー→ m装 G 混合ガス温度制御 ⑪ヒータ温度制御¥1問 で5 ・一一+烈~t装 @15置種目御 eガススイープ
Table 4.1.4
.ι ー司
Table 4.1.5 Description of capsules irradiated with JRR-2 core region during 1991 fiscal
*ii*m mm It ft h« It S $1 1 SHU iK 1
( n v 1 ) HtWHo.
{mm until mrsa
CC) <K<)K/K )
I C R - 9 9 R 1 Kift C d , 0 , - U , 0 , 1 * * I B (MT 3 A 03-04 -0.06 I C R - 9 9 R 1 Kift C d , 0 , - U , 0 , 1 * * I B (MT 3 A 03-04 -0.06
I C R - 1 0 1 R 1 Sift Cd,0,-*S , 0 , i * * i e < m 3 A 03-01 ( l t m >
•0.07 I C R - 1 0 1 R 1 Sift Cd,0,-*S , 0 , i * * i e < m 3 A 03-01 ( l t m >
•0.07
[ C R - S ( 5 5 )
R 1 Hit S l i f t * ; Ml 3 A 03-05 -0.06 [ C R - S ( 5 5 )
R 1 Hit S l i f t * ; Ml 3 A 03-05 -0.06
1 C M - 8 7 a<*«ia«i2 R M . A l N . S i 1(0. AH , 0 ,
i * * i * CA T/C 3 * 4»lT 2 D 0 3 - 0 1 -( I 0 9 W )
70 -0.23 1 C M - 8 7 a<*«ia«i2 R M . A l N . S i 1(0. AH , 0 ,
i * * i * CA T/C 3 * 4»lT 2 D 0 3 - 0 1 -( I 0 9 W )
70 -0.23
1 C M - 8 8 H miUKVr •o-Cftft >I»U«I
2 * * 1 * CA T/C 7 * «*»'» <>JT 6 C 1 .59x10" 1 .22x10"
02-07-03-03 (4»<J»)
520 •0.48
1 C M - 8 9 H ffaitttiiff 2+Cr-Ho
2 * * 1 * CA T/C 8 * <IOT 6 I) 02 -07 -<ISM>»)
400 820
-0,55
1 C M - 9 1 H Mttw i n SUS304 H.O
i * * i e CA T/C 4 * mi A D 2 . 2 8 x 1 0 " 2 . 1 7 x 1 0 "
02-03-03-02 (7f<>»)
130 -0.22 1 C M - 9 1 H Mttw i n SUS304 H.O
i * * i e CA T/C 4 * mi A D 2 . 2 8 x 1 0 " 2 . 1 7 x 1 0 "
02-03-03-02 (7f<>»)
130 -0.22
V 1 R - 6 0 i f i u w n llo.O. i * * i * V T - 1 03 -03 -<10fO»)
-0.08 W2 V 1 R - 6 0 i f i u w n llo.O. i * * i * V T - 1 03 -03 -<10fO»)
-0.08 W2
V O M - 3 4 H ttMia* Li.O. Li.SiO,
2 * * l « CA T/C 8 * SPND 2 $ t-* , * 'J l »»-7"
V T - 1 0 2 . 3 « x | 0 " 3 . 5 2 x 1 0 "
02-07-03-02 C3»<>*)
- 9 0 0 -0.21
V 0 M - 4 4 H It VIM ft Li.O 2 * * 1 * CA T/C 8 * SPND 2 *
A f t i ' M t K I I B V T - 1 0 03 -02 -<4t<»*>
150-700 •0.15 V 0 M - 4 4 H It VIM ft Li.O 2 * * 1 * CA T/C 8 * SPND 2 *
A f t i ' M t K I I B V T - 1 0 03 -02 -<4t<»*>
150-700 •0.15
V O F - 4 0 H (KM MM Uo, cpf 3 * * 1 * l i e T/C 5 * CA T/C 3 *
V T - 1 1 01 -09 -<26«<»»)
1535 -0.30 V O F - 4 0 H (KM MM Uo, cpf 3 * * 1 * l i e T/C 5 * CA T/C 3 *
V T - 1 1 01 -09 -<26«<»»)
1535 -0.30
V O M - 4 3 wwemi* <J]v< 80011 V - * - V T - 1 2 9 . 3 4 X 1 0 " 1 .75x10"
01-08-03-02 U 4 t < H )
•0.43 V O M - 4 3 wwemi* <J]v< 80011 V - * - V T - 1 2 9 . 3 4 X 1 0 " 1 .75x10"
01-08-03-02 U 4 t < H )
•0.43
V 0 M - 4 6 H ttMlCffll* <»«< 80011 l » * l * CA T/C 8 * V T - 1 2 1.41X10" 2 . 6 5 x 1 0 "
03-03-03-05 <3»f»»)
700 -0.39
* 1 i R : Itllftt?. TR : HS'l'tt* (> 1 Me V) M 2 >iwl//*tf tf.
』h
，m完向戸国
唱
曲
目
同
区
Description of capsules irradiated with JRR-2 core region during 1991 f1scal year
制 l
キ+プセlレ名称 附研究室 試 h7'U構造 計 自l 御 照射礼 照射量 照射fmNo.照射温度 h7't./i応自(n v t ) (KiU/1H舟蝕} ('C ) (96<1K/K)
ICR-99 R 1製造 Gd，O， -A a ，0， 11気密 I ~l1 S 一一 03・04 一 -0.06 (Jfm)
ICR・10 1 RI魁遺 Gd，O，-A a ，0， 11~ 1Pl In1 3 一 03・01 一 -0.07 (Jfm)
ICR-S RI製造 s 11~ 1Pl l~lT S 一 03・05 一-0.06
(5 5 ) (Jfm】
ICM目 87 国体物思飾 2 鳳鉛.A2 N.Si 11~ 1Pl CA TlC 3本 {n1 20 一 03・01句 70 -0.23 110. A R ，0， (10'41帰}
ICM-88H 照射解締 10・C合傘 21~ 1Pl CA TfC 7本 混合.-~ l~lT 6 C 1. 59x 10・・ 02・07向。3・03 520 -0.41 2け4ト鋼 1. 22 x 10・・ (4tH')
ICM-89H 高温材料強度 鳳船.~l~"~-. ，. 21~ 1Pl CI， TfC 8本 混合..~ j~lT 6 s
一 02・07帽 400 '0.55 2tCr-Mo t-' (I3'm) 820
ICM-91H 開射郷 1煤 SUSS04 1 霞~\Il CA TfC 4本 Inr自D 2.28xIO" 02・03陶 03・02 130 -0.22 ".0 2. 17x 10" (7W')
VIR-60 tt.館lIift! 110.0. 11~ 1Pl VT-I
一 03・03- 一 -0.01 1M 2 (lOW島}
VOM-34H 材耳1開!! Li.O. 2.~ 1Pl CA TlC 8本 混合~' ~.位置蝿聾 VT -10 2.36)( 10" 02・07-03・02 向900 -0.21 LI.SiO. SPND 2本 t・，.t' X x，・γ 3.52x 10" C3fm)
VOM-4411 材刺開宛 LI.O 21~ 1fl CA TlC 8本 混合n.IIL."聾 VT-IO
一 03・02・， 150町 700 '0.15 SPND 2本 t・，.t' x X，・γ wm)
VOF'-40H 燃料開射 Uo. cpr s.~鰐 lRe TfC 5本 混合t-X V T -1 1 一 01・00陶 1535 '0.30 CA TfC 3本 位低調聾 (26H1')
VOM-43 材科応m工学 Inoj 80011 1)ーキー VT-12 9.34)< 10" 。1・08-03・02 一-0. .3
1.75xI0" <l4Wり
VOM-461l 特別応m工学 4~løl 80011 1.~ 1I: CA TfC 8本 111.合.-x VT-12 1. 41 x 10" 03・03向。3・05 700 '0.39 t・9 2.65 x 10" (3W島}
』ー・四・ーー
Table 4.1.5
... ∞
上段;州中佳子.下院:高適中性乎(>1 M e V) ホルダ壱含む.
被 1国K2
JAERl-M 92-154
Table 4.1.6 Summary of JRR-3 in -p i l e irradiation during 1991 f i s c a l year
S rt Hff »
& it
\ KW1TL V T I 1
R G 1
1—4
B R 1
1 - 4
S H 1 1
0 R 1 1
„ R 1
1. 2
P N 1
1. 2
P N 1 3
H R 1
1. 2
P N 1
1. 2
P N I 3
& it
I
( 4 / 8 - 5 / 3)
# » 0 0 0 0 0 0 0 0 1 3 0 4 I
( 4 / 8 - 5 / 3) HBt 0 0 1(1) 0 0 0 0 0 2 3 0 6(1)
2
( 6/10- 7/ 5)
ftBt 0 0 1 0 0 6 2 0 1 25 2 37 2
( 6/10- 7/ 5) as 0 0 1 0 0 6 2 0 1 25 24 59
3
( 7/15- 8/ 9)
ffift 1 2 2 0 0 1 1 0 0 19 3 29 3
( 7/15- 8/ 9) £tt 1 2 3 0 0 1 1 0 0 20 3 31
4
(10/21-11/15)
tttt 1 0 0 0 0 3 0 0 1 6 2 13 4
(10/21-11/15) est 1 0 0 0 0 3 0 0 1 6 26 37
5
(11/25-12/20)
#s 0 3 1 0 0 9 1 0 9 39 5 67 5
(11/25-12/20) « t 0 3 1 0 0 9 1 0 18 40 5 77
6
( 1/13- 2/ 7)
#a 1 2 0 0 0 14 2 0 2 30 I 52 6
( 1/13- 2/ 7) •as 1 3(1) 0 0 0 21 2 0 2 55 24 108(1)
7
( 2/17- 3/13)
<<HS 1 1 V 0 0 6 0 0 2 26 0 38 7
( 2/17- 3/13) fflS 1 4(4) 2' 0 0 9 0 0 2 26 0 44(3)
8 »»
( 3/24- 4/17)
fas 0 0 0 0 0 7 0 0 2 0 2 11 8 »»
( 3/24- 4/17) m 0 4(4) 0 0 0 7 0 0 2 0 3 16(1)
£ It m 4 8 6' 0 0 46 6 0 18 148 15 251
£ It fiSS 4 16(8) 8(1) * 0 0 56 6 0 28 175 85 378(9)
** Mttt3/3 1£-?tU:„
- 4 9 -
JAERI-!¥1 92 -154
τable 4.1.6 Summary of JRR-3 in-pile irradiation dur孟.ug1991 fiscal year
所 内 所 外
照射孔 I
I v R B s D H P P 日 P P
T G R H R R N N R N N
1 I合計
サイクル ¥ 1 1-4 1-4 1 1 1. 2 1. 2 3 1. 2 1. 2 3
|撒 。。。。。。B B 1 3 。 4 ..・・'.'--0-・...・・..咽』・ ..._-_."・』 ----------. -・ー--------一...喝..回一日 _.Hーー・・・降争 ‘・....-..‘・“ 『日日一...--._-一...-ー・'._--'-‘・ ..回+・4・色色白..‘ ーーー・b・...
B 。1(1) B B B 。B 2 3 B 6(1)
2 l件数 。。E 。。s 2 。 1 25 2 ~
( 6/111-7/ 5)団散1 0 1 0 0101612 1 0 お 124 1淘
3 件数 2 1 2 1 0 I 0 。1011913129
( 7/15-8/ ω |同僅散教11121310101111101012013131
一 >-1.....:...-1-...:...-1.....:...-1-....:...-1-....:....I.....~..+...:I.....:....I.....:....I....~....I....:
5 件数 01311101019111019139151 釘
(U/25-12/20) 1僅散I 0 1 3 。J 0 I 9 0118140151π
6 件数 21010101141 210121 初 52
( 1113-2/ 7) 1億数 3ml 010101211210121 ぉ 124 1108(1)
7 併教 2・1010161010121 お 1 0 1 38
( 2117-3/13) 1信教 4ω} 2・ 。a 9 。。 2 お 。44【3)
8 u I側 010101010171010121012111意$ …-ーー一ーー、一ーーー一一、一..-_..._-.._..........ー・・
( 3/24-(117) 1億数[ 0 1 4ω 101010171010121013116(I)
合計 I.:.I.....>.I.~~~:;...I.;;~:~...I.....:....I..<....I....:....1-....: にほぼ l....:....l.;:~;* 1件1錨務外ぴ拷甥放研ヨ含む。
** I団十』孟3/31までとした。
-49-
Table 4.1.7 Summary of JRR-3 core region irradiation during 1991 fiscal year
01 02 03 04 05 06 07 08 RG-1
RGR-04 RGR-09 RGM-08 %m 0.02 RG-1 ' 5 ' Ir ' Al£$
RG-2 RGR-D5 RGM-02H WJ5 0.21 RG-2 ' YtbOrYbiOj' 5 U S B
RG-3 RGF-OIH mm 0.00 RG-3 UOjCPf
RG-4 RGM-03H Wgi 0.18 RG-4 ' suse BR-1 BRR-01 BR-1 J Ir '
BR-2 BRR-05 BR-2 Yb
BR-3 BRR-02 BRM-06 BR-3 ' YfoOa-YtoOa' SU5, Z r - H f l
BR-4 BRR-04 BR-4 ' OiOj-YtoOs1
VT-1 VTR-01 VTR-02 VTR-04 VTR-03
VT-1 ' GAQrYDifc KCI ' ' S ' KCI
5H-1 8itW«l!6Ak/IO -0.26 -0 .07 -0 .23 -0.41 -0 .65 -0.41
l i % l i % * ' fal K l i %
』h
，m完同1V両足!田町広
Summary of JRR-3 core region irradiation during 1991 fiscal year
両手工21レ 01 02 03 04 os 05 07 08 RGR-04 RGR-09 RGf←08 l受開 0. 02
RG-1 5 内l芭i金
RG-2 RGR-05 RGM・02H利応 O. 21
Yb203・YbZ03 sus⑪
RG-3 RGF・・D1H燃踊 0.田
U02cpf
RG-4 RG/'叩3H材応 0. 18 SUS8
8R・-1限R-D1
8R-2 BRR-05 Yb
BR-3 8RR-02 BR門・白
Yb203・Yb20l SUS. Zr-Hf
8R.-4 BRR-04
Cr zOI-YbzOI
VT-1 ド. VTR-01 VTR-02 VTR-Q4 VTR・03Gd201・Yb20l KCI 5 KCI
5H-1 合計測1&服I%hk/kl -0. 28 -0. 07 -0. 23 -0. 41 -0. 65 -0.41
考←ー→酎装 G 混合ガス湿度制御 @ヒーヲ温度筒IJ御
備 ー一一帯熊~t装 O 国空制御 eガスヌイーブ
Table 4.1. 7
U市
o
Table 4.1.8 Description of capsules irradiated with JRR-3 core region during 1991 fiscal year
*t7*M» OT£S it ft 4t7'W»fi » s $1 « BIU sK I
H ft 1 ( n v i )
BftWMIo. ( J K I M f O * » )
Hits* CC>
R G F - 0 1 H asttKUt UO, cpf 2I41IE CA T/C 4 * RG - 3 03-01~ 04-01 (5M>»)
1100 0 R G F - 0 1 H asttKUt UO, cpf 2I41IE CA T/C 4 * RG - 3 03-01~ 04-01 (5M>»)
1100 0
R C M - 0 2 H # W l S f f l I # SUS 316 SUS 304
1 • « « CA T/C 8 * t - * R G - 2 03-08~ <7M»»)
305 -0.2139 R C M - 0 2 H # W l S f f l I # SUS 316 SUS 304
1 • « « CA T/C 8 * t - * R G - 2 03-08~ <7M»»)
305 -0.2139
R G M - 0 3 H M W K J f l l * SUS 316 SUS 304
1 « « . * CA T/C 8 * t - ? R C - 4 03-07~ ( 4 0 f O * )
310 -0.18 R G M - 0 3 H M W K J f l l * SUS 316 SUS 304
1 « « . * CA T/C 8 * t - ? R C - 4 03-07~ ( 4 0 f O * )
310 -0.18
R G R - 0 4 ( 1 . 2 . 3 )
R 1 H i S S 1 Iftffi R G - 1 03-03 R G R - 0 4 ( 1 . 2 . 3 )
R 1 H i S S 1 Iftffi R G - 1 03-03
RG R - 0 5 M f f l H R Vb.O.-At , 0 , 1 « « « R G - 2 03-03 <MO*>
RG R - 0 5 M f f l H R Vb.O.-At , 0 , 1 « « « R G - 2 03-03 <MO*>
R G M - 0 8 ttlfiMft ACfc* V - + - R G - 1 03-06— (5<f>»)
-0.020 R G M - 0 8 ttlfiMft ACfc* V - + - R G - 1 03-06— (5<f>»)
-0.020
R G R - 0 9 ( 1 . 2 )
R 1 S I X Ir 1 » S l t t R G - 1 03-05 ( M O * >
R G R - 0 9 ( 1 . 2 )
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B R R - 0 1 ( 1 , 2 )
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B R R - 0 1 ( 1 , 2 )
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B R R - 0 2 M f f l M f t Yb.O.-AG , 0 , 1 » * U B B R - 3 03-03 ( M O * >
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B R R - 0 4 R 1 » « Cr.O. l * * l * B R - 4 03-05 ( M O * )
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B R R - 0 5 w m eg » Yb,0,-AB . 0 . 1 * S l « B R - 2 03-07 ( M O * )
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D R M - 0 6 * * M » J ? > H l 1 S f t « B R - 3 4.3!x 1 0 " 2.19x 1 0 "
03-07 <MO*>
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V T R - 0 1 R l S I S Cdi0>-A Q I O I 1 l f t « V T - 1 03-03 (MO*>
V T R - 0 1 R l S I S Cdi0>-A Q I O I 1 l f t « V T - 1 03-03 (MO*>
V T R - 0 2 R 1 l i f t Kce 1 * f t » V T - 1 03-04 ( M O * )
V T R - 0 2 R 1 l i f t Kce 1 * f t » V T - 1 03-04 ( M O * )
VTR- 0 3 R 1 S i * KCJ 1 ftft* V T - 1 03-07 <MO»>
VTR- 0 3 R 1 S i * KCJ 1 ftft* V T - 1 03-07 <MO»>
V T R - 0 4 R I S l i t S 1 I f t l t t V T - 1 03-06 ( M O * >
V T R - 0 4 R I S l i t S 1 I f t l t t V T - 1 03-06 ( M O * >
HI ± » : ft-r-tt*. T « : *aftt* (> 1M e V)
」〉閉山田
h-Y同
唱向!回目V占
Description of capsules irradiated with JRR-3ιore region during 1991 fiscal year
員同 I
キ十プセル名器 側研究室 試 料 h7'U構造 計 装 市l 御 照射礼 照射量 照射fj川O. 照射温度 h7'U&応度(n V I ) {照射，u.敵〉 ('C ) I "'" XfX )
RGF-OIH 館料照射 UO. cpf 2.保管 CA TlC 4本 RG-3 03・01-04・。l 1100 。一 (5W~)
RGM-02H 材桝応用工学 SUS 316 1.気管 CA TlC 8本 ヒータ R G -2 一
03・06- 305 -0.2139 SUS 304 (19m)
RGM-03H 材料応mヱ学 SUS 316 l.lI!.曾 CA TfC 8本 ヒータ R G -4 一
03・07- 310 -0. IS SUS 804 (40'イ，.)
RGR-04 R 1割遺 s IllI!.lI'I RG田 1一
03・03一( 1. 2.3 】 C1t0川
RGR-05 中]周開発 Yb，O，-A R ，0， Ill1!.lI'I RG-2 一
03・03一(IW.)
RGM-08 続術開発 H合金 I) _キー R G -1 一
03・06-一
-0.020 (5.イ，.)
RGR-09 R 1製造 Ir 11気密 R G -1 一
03・05一( 1. 2 ) (IW ル}
BRR-OI R 1製造 1 r l重!U! BR-1 一
03・03一(1. 2 ) (J'!?~)
BRR-02 理Uffl開発 Yb，O，-A 2，0， IllI!.lI'I B R -3 一
03・08一(1W.)
BRR-04 R I製遺 Cr，O， l電気密 BR-4 一
03・05一11tH.)
sRR-05 利m開発 Yb，O，-A R .0. l量気密 B R -2 一
08・07 一(IW.) IDRM-06 大学開館 ステンレス鋼 l電気管 B R -3 4.S8xI0・・ 03・07
一2.19 x 10・・ C1t!?) VTR-01 R 1製造 Gd，O.-A R .0. 11気密 V T -I
一03・03
一(1fm)
VTR-02 RIII造 KC R 11県相官 V T -1 一
03・04一(1 '0.)
VTR-03 R 1製造 XC R 11気密 V T -1 一
03・07一(lW 舟}
VTR-04 R 1製造 s l重気密 V T -1 一
03・06一(lW.)
Table 4.1.8
u、】
下段:高適中佳子(>1 M e V) 」ュ段:制中性子.!IE 1
JAERI-M 92-154
Table 4 . 1 . 9 Summary of JRR-4 i n - p i l e i r r a d i a t i o n during 1991 f i s c a l year
j s * m 3r ft m H £ It
n ^ ^ \ T ^ V 7 S'<- f : f as* 1'*4rt S'<<Cf » £ S £ It
4 ft a 9 1 2 14 7 1 34
4 m » 9 1 8 15 11 10 54
5 ft Sc 8 3 3 21 11 3 49
5 fa & 10 3 3 23 12 15 66
6 ft «t ....to * 6 ® » —Je. • • " * !
7 ft s 14 4 2 23 10 3 56
7 ® % 25 7 7 44 15 12 110
8 ft & 10 2 1 25 5 4 47
8 @ 8 12 31 1 30 12 20 106
9 ft 8 8 2 1 18 5 15 49
9 l@ a 10 2 1 38 6 93 150
10 ft & 9 0 10 19 8 17 63
10 <I St 9 0 47 34 12 78 180
11 # » 13 0 2 34 5 10 64
11 f i 8 13 0 2 44 7 67 133
12 ft » 7 4 0 22 5 6 44
12 41 St 7 23 0 36 6 40 112
1 ft » «fe *n . . . . j * * 1 fl lie
i t ffl
2 ft 8 8 2 6 33 13 5 67
2 ffl ^ 10 2 101 44 26 86 269
3 ft St 6 2 1 36 9 11 65
3 {1 8 6 3 20 55 18 29 131
£ i t ft & 92 20 28 245 78 75 538
£ i t ® & 111 72 190 363 125 450 1311
- 5 2 -
JAERI-M 92-154
Table 4.1.9 Summary of JRR-4 in-pile irradiation during 1991 fisc.，11 year
子寸11Jプ15パイプ|ム
所 外
管一
送一
気一
プ一
イ一
7
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，-
qu
一
プ一
イ一
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'官、-官且
，
T
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4 トーー一..1・………… .1.…34
個数
件数
9
8 3
8
3
15
21
11
11
10
3
個数 105 ドー
15 66 3 3 23 12
件数6 ト………ー1.一定一一ー1..........….1・h ・期一一十一一一一十一検ー…十…一一一.1一一査…
個数
件数 14 56 4 2 23 10 3 7 ーー一一ートー…...・H ・-
個数I25
件数 10
7
2
7 44 15
5
12 110
4 47 25 8 トー
個数 12
件数 8
31
2
12
5
20 106
15 49
個数 109 1....
件数 B
2
0 10
6
B
93
17
150
63 10 1..
180 個数 9
件数 13
。。
47
2
34
34
12
5
78
10 64 11
個数 13
件数 7
。4
2 44
22
7
5
133 67
6 44 。個数
12 トー112 7 23 。 36 6 40
"'-auu
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件数 11 65 6 2 36 9 h'i-00
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A口
-52
JAER1-M 92-154
« * 5 S 33fl(2X) iS«(27)
Fig. 4.1.1 Percentages of irradiation classified to purpose during 1991 fiscal year in the research reactors
- 5 3 -
JAERI -:¥1 92 -154
按物理 33個 {2lU 所内 {27}
実験・トレーサ
周 R1の製造
所内U3}
1. 7 8 9鏑
放射化分析
1.368個
(76'"
用
Fig. 4.1.1 Percentages of irradiation classified to purpose duri.lg 1991 fiscal year in the research reactors
。、u'hu
»W<t#«T
/ J R R - 2 :*-f?;HRlW\ / J R R - 2 J R R - 3 M J RR - 4
S HUB !BW : V T - 4
: TMWfssaa'srawwra
' J R R - Z J R R - 3M J RR- 4
fil*|H|IHW SliSflHW «J8*IHIW TffiWWS^SKRWWO 4o^*i«at> ,9ias««iw i
Fig. 4.1.2 Comparison of there grouped irradiation time durations based on irradiation statistics of 1991 fiscal year
』〉阿見目11V同
主主射化分析
-
進
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ω
周
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原子炉問燃料材料
<T1 .... 照射 f員傷 18 個 (4~) 申
Mi-mw品原子炉周燃料材料 18 個 (2~)トレーサ用 RIの製造トレーサ周 R I の製造 2僧 (3~)
核物思 29個(2'0
、1til--/〆
の射
筒
照射管
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射射及及
射
照
照
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照管官射未
聞送滋照分
時
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M
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，d，J
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トレーサ周 RI の製造 55 個 (4~)
¥11111//
の簡射照ma ぴ及
射
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射射
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2
3--D品
DA
R
R
vdyd
F'EE
、、
Comparison of there grouped irradiation time durations based on irradiation statistics of 1991 fiscal year
Fig. 4.1.2
JAEHI-M 92-154
4.2 m *
4.2.1 J R R - 2ICfclt^Hife
JLT© t"-/»*««. J R R - 3 M(^-ofcg*^*5fc*B?^Ki: 'J *->£*<. 5 *©8*T' ftt>tiKo ttz. mmnmiL ( V T - I D r-«. *<±^M«tcj:5^ua>*fe B ^^© 3 , p© K- t'>7frrrt>titz0 Table 4.2. 1 ic J R R - 2 irfctf5SUfc?iJffl*fcz5l£jjrro
J R R - 2 e D < M £ F t - - £ * l * * K B L T « . ttWFfflttllO'MtF^*-^?*gg M H T - 1 5 f f l JMb**+t t*0Sf*B©l te*m\ WtKflttRttnittt«fi%fl£^&t»
4.2.2. JRR-3MKfctf5*lfc jRR-3M(cfeits*¥Si^?L©fijffli±. w^ipcozmLtzmmzftirmmK, *>ogsi
#flf*#ttl;:frfcSo ^©/i^-rfe. &>M*-PJ:&fe$6i::ft* (5m/sHT) razm^* #-?©£/£«::/&* Lfccttt. *#<c**T*«„ *fc. iS-JS#^:ft (S I - l ) T-o+ftf-S4t«cisi/>; n>*S H
B
B -X© 3 1 p© K-t°>r<coi>r(i. m*<Dm&Rif&iMm&ftitzo Table 4.2. 2 1= J R R - 3 Mtzts\fZ>WBmffl1k&L$:7Flre
4-^Kfi. &#i£?*t©T i - 2 , T i - 3izmt±¥&mttmm%m<D2m®t>n?®m s s s^s t su mmm&mmmtLxe>&M4£%ikUz0 ttz, {t^SR^m&cf^^ttj-mmo mjjvm>>btizw%tf>-?m#vmmw&mzti. mmmtwisztitz,, c©sas t ;^m
*©JIM#a<itfct>*vri*So §t>K. JR*attBf5E0f-C©+ft^fiftHI8f«4S (T 1 - 1) RV H8ns*tt?#ftgg cc i - i) «roi>rii. samtefflft&cWf-sfm^wa^iifcfTofco
T S 4 J : 7 i : t * i t f e t : , *SSW*©»»»iLfcfr*K«ffl«H«fl:©fc»C. a B e ^ A
4.2.3 JRR-4l l fc^5gHfe
m?ip®&m&]Sfritz&me>mmizmm&titzo 4-*mi±. m*mjMfrt>iimLx$mz
nwt-is-vja>m^Ba
a^©3,p©K-e>?, '«Nim©»sc££!m»fi-sttifiSffl«
mm&fttititza ttz. imm.£xmmLxmMLxi>tz&mm-<r*>i-±>><(DftSii*mm ttmzmmtitzmmmnmm, m&&um* 5 9 9 B T * - ^ „ Table 4 . 2 . 3 K J R R -
4 iztsV2>mikmm#.BL&7F-ro ->>)=)> K-t'>7C-ol>-CI±, RSItSiR*l4B>i^S©90%iri:t*-ofco Table 4.2.4KBF2S
- 5 5 -
J..¥EHト :¥1 92 -154
4.2 実験
4.乙 JRR-2における実験
今年度も，サーマルコラムに設置されている照射室で4回の医療照射が実施された。水平実験
孔でのビーム実験は. JRR-3Mに移った蓑置があるため前年度より減ったが. 5基の装置で
行われた。また.垂直実験孔 (VT-9)では，中性子照射によるシリコン単結晶への"pの
ドーピングが行われた。 Table4.乙1IこJRR-2における実験利用状況を示す。
JRR-2の中性子ビーム実験装置に関しては.熱中性子住設備の中性子ラジオグラフィ装置
及びHT-15の東北大学中性子園折装置の撤去を行い，核燃料物質使用施設等保安規定からも
削除した。
4.乙乙 JRR-3Mにおける実験
JRR-3Mにおける水平実験孔の利用は.原子炉の安定した運転に伴って順調に，かっ活発
に行われた。利岡内容は，各種の中性子回折実験，構造解続，中性子ラジオグラフィ，即発7線
分析等多岐にわたる。そのなかでも，冷中性子よりもさらに低速 (5m/s以下)である超冷中
性子の生成に成功したことは.大きな成果である。また.均一照射設備 (Sl-l)での中性子
照射によるシリコン単結品への31pのドーピングについては.装置の調整及び試験照射を行った。
Table 4.2. 2にJRR-3Mにおける実験利用状況を示す。
今年度は.熱中性子導管のTl-2.Tl-3に東北大学金属材料研究所の2基の中性子回針
装置を設置し，核燃料使用施設としての検査を受検した。また，化学部の熱及び冷中性子導管の
両方で用いられる即発ガンマ線分析装置か設置され，基礎実験が開始された。この装置及び中性
子ラフオグラフィ蓑置については，将来の共伺利用が計画されており，これに向けての基礎デー
タの取得か進められている。さらに，東大物性研究所での中性子偏極回折装置 (T1 -1 )及び
三輔型中性子分光器 (C1 -1)については，核燃料使用施設に関する許認可関連作業を行った。
また.中佳子ビーム実験のための利便性を改良するためにどームホールのクレーンを無線で操作
できるようにするとともに，機器運傑時の振動防止と作業区媛の明確化のために.通路にゴム
マットを敷いた。
4.2.3 JRR-4における実験
原子炉の特徴を活かした各種の実験に利用された。今年度は.前年度以前から継続して実施さ
れている接合部漏洩放射線実験，複雑形状部遮厳実験，ガンマ線透過ベンチマーク実験，中性子
照射によるシリコン単結晶への"pのドーピンク. '6N放出の線源による放射線計裳機器等の較
正試験，原子炉技術者の養成のための訓練実習等に加えて.放射線ストリーミング防止に関する
実験等が行われた。また.前年度まで継続して実施していた高感度イオンチェンパの作劇試験等
炉工学実験は.昨年度で終了し今年度は行われていなL、。
本年度に実施された実験項目は18件，実験延日数は 5998であった。 Table4.2. 3にJRR-
4における実験利用状況を示す。
シリコンドーピングについては.照射取扱量は前年度の90%にとどまった。 Table4.2.4に研究
phu
Fhu
JAEHI-M 92-154
4. z A nm^zmm uznm ® J R R - 1 fgflg
mztitio mmis'i^xo&mftmtt. K*mt®mzfEiBi&%Lzfft>titz0 atz, ±m
*^®ir*SI$*i /c*RJiB(i l4#. * R g B 8 J i 429Bt?*->/;0 Table 4.2.5KJRR
© J R R - 4 g i i g ^
*k®?. m¥Rcfttmi.¥me>gtk<zt>tz5mttfts??&2o Mtutftifrumxu. maik®
*%-m&mztitzmmmnmm. mfeSBa«46B-c*-.fc0 Table 4 .2 .6KJRR-4
4. a 5 mmwM J R R - 2 £*tjffl LfcESflSWtliBf^JKirassm fi5«t^©a;iSaatc^t.irMt-SM2nr©
JR?t£m\ flg#(i2ffilti*7^fco 4#ffi«llt3fflJS«t;&<U«;**u %lJtW)li:i)m4<H ?>l£X'4®mt&l, JtC)'<l%::f-1P<?>#±<Otzlbt>±kti-?tza ^»£Table 4.2. 7 K jjrf o S f H t - X h 7 ' J 7 , Tjf>;*. H#«if4:gT'*5o ^ * L f c 4 0»Kol*-ni«f&. M*fft
tits, mmmmzzgfrifx. Es»®^«-3^6^6B«rBB«u ^HSI-B. nas^^isit scot ^©sm^isix Ltzo
- 5 6 -
J
炉におけるシリコンドーピングの実績を示す。
4.乙4 実験室を利用した実験
① JRR-l実験室
JRR-l実験室は.共同利用として所内外に開銀し，例年どおり各種の実験や調様等に利
用された。照射済シリコンの処理作業1;1:， 昨年度と同様に年聞を通して行われた。また，土筆
等環境試料の放射化分析.各種試料中の磁量不純物の定量.コンクリートの放射化分街.飲射
線計測基礎講座の実習及び協力業審の基礎教育が行われた。
本年度に実施された実験項目は14件，実験延日数は 429日であった。 Table4.2. 5にJRR
lにおける実験利用状況を示す。
② JRR-4気送管室
気送管室{ま.共同利用として，所内外の利用者に利用され.刻1fどおり実験が活発に行われ
た。これらの実験内容は，ほとんどが放射化分衡をテーマにした研究で.環境科学.地球科学.
生物学.医学及び材料工学等の多岐にわたる研究分野である。放射化分析以外では，照射後の
高温超電導体の電気伝導，磁化の測定及び中性子照射条件の原子炉問比援と標準試料のフィッ
ショントラッケ年代測定に利用された。
本年度実施された実験項目は15件.実験延日数は46日であった。 Table4.2. 6にJRR-4
気送管室における実験利用状況を示す。
4.乙5 医療照射
JRR-2を利用した医療照射は昨年度に施療室，照射室の設置及びこれらに関する許認可の
取得を行い.照射は 2 例行われた。今年度は11回の照射が計画され，第 1 サイク)~より第 4 サイ
クnまで4回実施しその後は原子炉の停止のため中止となった。実績をTable4.2.7に示す。
患者はオーストラリア，アメリカ.日本など4名である。実施した 4例については鎗術，照射共
に順調に行われた。患者の熱中性子の照射時間は約 4.5時間である。医療照射は照射前手術，照
射.及び照射後手術またこれらの準備作業など約17時間を要した。
なお.医療照射にさきかげて.医療認会を3年6月6日に開催し.年間計画，実績及び実施計
厨についての意見を聴取した。
-56-
Table 4.2.1 Utilization of experimental facilities during 1991 fiscal year in JRR-2
mtkn %&mn W 3Z r - -7 f'J 1 t *!l ffl £ « mtkn %&mn W 3Z r - -7 f'J 1 t • » - r ? ^ m s* p*5 s
HT- 1 TUNS £:lfc*$
1 Sr,CuCl,0.,La,NiO, a t f PrCuO «cpte:r!2tt/f3S5&
HT- 1 TUNS £:lfc*$ 2 FeCr &tf La,NiO, «0(ptt?@flr3l»
HT- 1 TUNS £:lfc*$ 3 La,Ni04 (BUJtt^ElflTSa HT- 1 TUNS £:lfc*$ 4 La.NiO, W*tt?lHl#f£!5&
HT- 1 TUNS £:lfc*$
5 La.NiO, <J54>tt-?-©#f »S
HT-6 PANS I
J K 3 R * 3 ( & ) . SSWt*^ 1 TJI/f-U-C-V-aU! CuITe 0#tt?|n]$/r3?!ift
HT-6 PANS I lUdrt*. W.Z*m®) 2 NdRu.Si, a t f V.B.C.O <&(M?IB]8T35SI
HT-6 PANS I %.&*%{$)), W&*& 3 Y,BaNiO, au= CuITe <0fptt?|S!#f3H* HT-6 PANS I JRS^^(ft). *&£*$ 4 BaTiO, Stf U(Ruu<Rux),Si« «*tt7-Sf/r35»
HT-6 PANS I
«&*# . A«;fc£ 5 TlxSe,_x a y (AsCl)x(AgI),_x <8*tt?ls]«T£Sft
H T - 8 I S S P -ND- 1
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H T - 8 I S S P -ND- 1
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HT-10 CTN'S
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HT-11 N-Topo S«:^a35lff3?S 4 Si*«Sfl^i:J:5i«Sffll3«Tg?»aiJ{5^7-&&»h.1Jy7 7 Y K » HT-11 N-Topo S«:^a35lff3?S 5 SiJ»U3atfu:<fc4::*$aiHlflf3S8*
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Table 4.2.1 Utilization of experimental facilities during 1991 fiscal year in JRR-2
c/宅-J
実験孔 実験装置 研究テーマ 手目 用 者手。 用 実 ~l
サイクル 実 験 内 p骨・
l Sr.CuCl ， O"La， ~i似及び PrCuO の申性子回折笑験
中性子散乱による 2 FeCr及び La.NiO。の申他子回折実験
HT-l TUNS スピンダイナミッ 東北大学 3 La，NiO喝の中性予回折実験
クスの研究 4 La，NiO.の中佳子園折実験
5 Lil，Ni仏の中他子回折実験
東庁、大学(物)、茨域大学 l マルチレイヤー及び CuITeの中性予回折実験
山口大学.東京大学(物) 2 NdRu，Si.及び Y.B.C.Oの申也子回折実験HT-6 PANSI 中性子倣乱による 東京大学(物)、茨城大学 3 Y，saNiO‘及び CuITeの申佳子園折実検
物性の研究 東京大学(物).大阪大学 4 BaTiO，及び U(Ru‘..:<Rux)，Si，の中性子回折実験
新湯大学.九州大学 5 TlxSe，-"及び (AgCl)x(AgI)‘」の中性子回折実験
東京大学(物) l LilNiCoO，及ぴ ~nI，の中佳子回折実験東京大学{物)、福井大学 2 LaNi， _xCoxO. .CuNdO，及ぴ MnI.の中性子回折実験
日T-8 ISSP- 中性子i波乱による 東京大学(物) 3 CoI，及び BrTiO，の中性子園折実験
:VD-L 物性の研究 h一川大夜阪京府大一立大学.東京大学(物) 4 N.iMn及び Rb，ZnCl‘の中性子園野?実験学(物) 5 Rb， ZnCl.の中性子屈折実験
材料開発研 l Li‘AlSiO喝の構造解析固体物理第3研、材料開発研 2 Ld，NiO. .，及び Li，Oの情造解析
HT-IO CTNS 中位子線及びX線 11 11 3 Ge原子閣のフォノンの測定.LiaOの締造解析l'よる物性の研究 11 11 4 Li，Oの構造解折、 Ge原子聞のフ'"ノンの測定
固体物理第3m 5 Ge原子聞のヲ庁ノンの測定
1 51単結晶片による二縞品回折実験及ぴt.m・合金のトポグラフィ実験HT-ll N-Topo 1rイオンによる図 国体物理第l研究室 4 51111結晶片によるニ結晶回折宍験及び:.(~←合傘のトポグラフイ実験
体物砲の研究 5 5i1単結晶片によるこ結晶回折実験ザー1!'J;ム 照射!i! 民綴!t~射 研究炉利用銀 1-4 中佳子揃促腐訟による医線照射VT-9 シリコン均-tlllil! 欣!M息照射線興悩会 1-5 中性子照射によるシリコン単結晶へのp"のド F ピング
-M甲
山田内
... ー'" .、，
32
Table 4 . 2 . 2 U t i l i a a t i o n of e x p e r i m e n t a l f a c i l i t i e s d u r i n g 1MVJ1 i i s c . i l yea r in JRK-JM
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A1A l l i S K H i S J l * . Tl,>ln,,.U/0,CsRt.r,1B>V;fT>n!,(,V.si Crystal," aUjSj &t/BiSrCuO,</.)«|)filBtlf AI,0, HJiaiKiRWl*. V Ko 1"1t(tft.UNiQ,.Csl'.l,C l„,l)>\iJSi,C,AiSh .YbNiSn.U,M0.au1 CuBrTo iflffiii!i»W l'baSriVCuO,.llU1Sr,Cu.01o.HKSiJ0,Cr,l'.;i,CuO,,Ci,|lrTi!.(MCo)AI. VP.TCiiO.Cn.ZrO, &lf B iSi t f f iWf«S«ia«W A'l,0, l : i f t i i i H i W . SrV0,,C,S«D,0,(MCo)..4Alo.i,l,b.Sr/VCuJ0", CeCuSn.Bi&HTC RXt Sa\\Un0M$iM& Ai.O, t:£S.'KIHWK. KaV.O,,,AuZn,C,S/DiO,BijfcilTCLi.O,a-UiN,, Pr,Sr,Y(Cu>l),0, & t / Sr,CuO, COWJftWW Bi )T tlirc,fi?!llTC,U i0,VbViSn,rb«n1Co,,a^\V,Cu,:C<fiaNb),6,ra
AuCuZn, ,RbHnSRK, JJ.AJI-ARPO". atRCuPd),Af « W ( g # g l P.G.K.tjj^HWW.;fcuPd).Arj>A)jAi!,PO,* 4'g.CsRbC, « « H H I
2G T A S - 1 Ai.o. T: sjtiiaw|riBibe.V."Ait?,n ftff/jjrFB^ffigJS? KrKe^,^u_Zn,AKl-ARPO/,C.JL,U(SryCon.WCuAlSi titotimt .
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7R 74
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Vd,...<Cc)..,VcgO..USrCuZn a t / UGn. W l UC0.XCCO a C ^ P " » ' " ^ f t : ? ¥ ^ W "" ,-
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JJJXiO..USrCuZnO,,tCoS,,PdCu,ln,.,,SrCuQ, p UPrt.Ali?,=S?fiffl »-/<rr7-,U(Cu)Jtn0<.La<Sr)Cgft'n70;.CqS, jtrLa5rCiiO«0jgfltl , CoS,.Vb\.USrMng.U^WulfoT07aTrU,Nft^^ CoS,,YbS.CoPd5n.LPli*l> atM.8(Sr)Cu0 Sf ' f t jMJSSsJ i—
Tj.sTiO.rBbSnga'F. &t/"FJCr g t l i f l i ' - r - l ^ y "
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T l - 2 *4t/:fl:«f Cu'Cf>'i|!:.«!I,Dy'lnJfc,,\P„1,Cu,n, fit/ Vd\bO, tf>M>rfe7-r»jftf'^l*_
Table 4.2.2
HRPD
TAS-l
10
20
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ωmn『一{〕
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-・占 i
中性子トポグラフィ2i.ぴ精密中位予兆学実織
精密中健子先学実厳装置
30
』〉
mm-lzgl固定
況1f13帽型中佳子分光• -樋中性予散乱鵜巴
40
50
東北大学物性研究TOPAN 60
正sidji予ft1-liti!fIヲ;税 ー--..町"ーーー一一一戸
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研究炉銭術開発~
東北大企il
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154
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SECTIO
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(C~]CuFe ， (Lil¥dSr )CuO.・libFcCJ"Cs¥Cl. lf.. び ~n\i の 'l' fI: tlul打r:J<験7 て])\Eう ~2t. ¥11(00)， (九Il;l:L:Co，L':llCUO..， f- 'I ntPr( lJ~.t:1 Cu司山号:F.r~画一8 I ~，^ j -Cu~"A l.J..l ， CUO. 刈n ， Si .!.a¥bD"， I ~'B，'l 1 fl'u1 _，¥/.nλ)，0，及ぴ y-Fpの
研一の一性-物一体問ご也-
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散乱装置
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東北大学物性研究TOPAN 6G
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研 究 炉 技術開発窓7R
東北大企研ゆ佳子回折による材料開発研究
単純品中佳子悶折鶴g
Tl-2
間体物理JJ3研究室
宣究研qo m
圃咽物体図微
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歯周よ
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高乱um
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高エネルギー物理学研究所
T2-4
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国体物理M3研究室中佳子IJ、角散乱による物性研究
SANS C3-2
ト、2
一」
JAKKI M 92 I&l
Table 4.2.3 Utilization of experimental facilities during 1991 fiscal year in JRR-4
*J « # n » « § M ffl 31 «
*J « # n » « § 1 0 6 * * * A (a)
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m
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sn. aX.
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11—29.34.38 103 m
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sn. aX.
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+t£FSM*K.fcSS i « e s ^ ® 5 ' P© K-1'>7 11.13 ~23 33
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sn. aX.
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11—29. 31—39 132
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No. \-f-A,
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47
*V'U •jmrnftz S'<<< -fx-mm mum. i 8 # & it 5 9 9d
61
HEHI ~n !I:! 15-1
Table 4.2.3 Utilization of experimental facilities during 1991 fiscal year in JRR申 4
利用実績利用施設 剥 用 者 実 験 内 帽信内金p
実施サイクル
(財}制措 1-4. 6-9 照 D.，，~イプ 中性子照射によるSi単結晶への"pのドーピング
照射振興也会 11-29.34 .認
td)
103
ー』一一
射 (財}蹴様ーSパイプ 中佳子闘すによるSi単結晶へのS'Pのドーピング 11.13 -23 鈎
期サ振興臨会施
Sパイプ等 研究炉flJ周諜 照射設備の特性劃定 11
設 (財〉闘す線 1-4. 6→ Lパイプ 中性子照射によるSi単結品への"Pのドーピング 132
照射振興協会 11-29. 31-39
原子炉還転実習 10.12. 13. 36 10
原子炉研修館門 原子炉出力測定 10 3
NO.lプール 制御棒校正 10.31.36 6
実 1-4. 6-9 船舶技術研究所 接合館漏洩蹴樽実験 11-29. 32-35 126
31-39
放射化学第1研 低温国体におけるトリチウムの挙動実験 32 2
研究炉利用謀 熱中性子東劃定 21 1
験 東京大学 悪の性研腫究軍属の漏索中性子捕捉療法における碩素化合物 29.犯 2
リドタンク物高理エ学ネ研ル究ギ所ー
高蹴t性化合物における贈す効果 34 4
(捺)セイコー 半導体メモリーへの中性子贈す 33 電子工業
施(株〉岡崎 測温抵抗体への中性子閉す 33 2
製作所
1-46-9 複雑形状部遮日産実験 48
船舶技術研究所 11. 12. 33-35
ガンマ線透過ベンチマーク実験 13-29. 31. 32 71
(揺株磨)重石川工業島 放射線ストリーミング防止に関する実験 37.38 7
冷却水循環 (財)放射線 1.2. 4. 6. 8. 9. 12 放射線計装機器等の校正試験 14. 16-19.21
ループ 計測也会 ~お.29.32-34 47 37.39
実験件数 18件 合計 599d *Dパイプ超過分をSパイプで贈す
-61
.lAEk! M 92-154
Table 4.2.4 Number and weight of silicon crystals treated for neutrjn transmutation doping during 1991 fiscal year In the research reactors
J R R - 2 J R R - 4
•tf-r 9 a-
V T - 9
n v>'U-r L'U-f
•tf-r 9 a- * » fift (kg) n * a tt(kg) * & Cfi(kg)
i 44 112.1 4 19 38.8 20 112.6
2 45 113.8 5 19 38.4 11 71.0
3 45 126.0 6 it m £ fi
4 45 119.8 7 17 34.0 17 80.0
5 28 74.9 8 19 40.4 11 51.3
ft 207 546.6 9 19 40.6 15 61.6
10 24 50.9 23 85.3
11 11 22.3 15 53.5
12 0 0 7 31.5
1 £ m fc S
2 2 4.9 15 57.2
3 3 5.3 16 71.8
It 133 275.6 150 675.8
£ It 4 9 0$, 14 98. Okg
~62--
./AEH! ~I 92 -1i}1
Table 4.2.4 Number and weigbt of silicon crystals treated for neutTJn transmutation doping during 1991 fiscal year in the researcb reactors
JRR-2 JRR-4
VT-9 Dパイプ Lパイプ
サイクル | 本数 重量 (kg) 月 本数 質量 (kg) 本数 軍量 (kg)
44 112.1 4 19 38.8 20 112.6
ヲ 45 113.8 5 19 38.4 11 11.0
3 45 126.0 6 定 期 検 査
4 45 119.8 7 17 34.0 17 80.0
5 28 74.9 8 19 40.4 11 51. 3
計 207 日6.6 9 19 40.6 15 61. 6
10 24 加.9 23 85‘3
11 11 22.3 15 53.5
12 。 。 7 31. 5
定 期 検 査
2 2 4.9 15 57.2
3 3 5.3 16 71.8
計 133 幻5.6 150 675.8
合計 490本、 1498.0kg
62
JAEKI--M 92-154
Table 4 . 2 . 5 Experiments conducted during 1991 f i s c a l year i n JRR-1 l abora tory
E » m m m f? & « 96«<d>
K H a s s i e I as s«t<b3 > ? y - h«siiiweHai©8«»tff 105
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(it) «t*t»fiw -MM. ffi£ S0= JMttfc»flr
1 9 1
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(Bt) B#f t# r t>? - tmn^tumziii^ *mvut3v*<03sm 4 7
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ft 3?^«iiseffi-b>^- ±m&&mm<Dmnt&tST 9 ft
(80 7 v * * I * Z3>9>)- i-mmmtmitft'ST 28
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(**) ra^»f^fl(? mssscmoimmm 2
!6»ff# 1 4 # £ H- 4 2 9d
- 6 3 -
区分
所
内
所
外
.J:¥EHI.:¥1 92 -154
Table 4.2.5 Experiments conducted during 1991 fiscal year in JRR-l laboratory
事j 用 者 実 験 名
放射線審理第 l諜 放射化コンクリート浸出叢舵置惜の核種分続
核燈料施設安全評価研究室 フィルター中のRuの定量
計 薗 謀 石英管中の微量不純物の定量
照射利用開発室 ラテックス{生ゴム〉中の微量不純物の定量
原子炉研修郎門 照射試料の鴎封、洗浄、密封
研究炉利用謀 低蹴f4闘科 (C/C+Si C)の放射化分街
保安管理室 東海研究所出入業者の基礎教育
(財)放射線照射 照射務シリコン処理、シリコンの洗浄、 AI-Coモニタ
振興教会 一開封、測定及び放射化分析
(財)放射線管理 放射線管理十測也会の実習
計測協会
(財)日本分析センター 放射化分析法による、不純物文はヨウ素の定量
電力中央研究所 放射化分析法による、 Csの定量
茨滅県公害銭術センター 土埠及び海賓の糊材凶折
(株)フジタ工業 コンクリー卜及び顔料の蹴批分続
(株)岡崎製作所 測温抵抗体の照射後詑験
実績(d)
105
9
1 7
l
2
2
1 9 1
T
4 7
6
g
28
2
実験件数 14件 合計 429d
-63一
JAEHl-M 92 154
Table 4 . 2 . 6 Experiments conducted during 1991 f i s c a l year i n JRR-4 laboratory
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- 6 4 -
所内
所
内
所
外
JAEHl-:¥1 9"l--15~
Table 4.2.6 Experiments conducted dur主ng1991 fiscal year in JRR-4 laboratory
事l 周 者 実 駿 名
固体物理第 2研究室 照射後の高温超電導体の電気伝導、量産化を測定
深地処分研究室 岩石の放射化分析
環境放射化学研究室 環後試料中の短寿命篠種の定量
軽水炉特別チーム 宝石〈ダイヤモンド等)の放射化量測定
(財)九州環境管理協会 地下水中の微量成分の放射化分析
放射線医学総合研究所 植物及び土海中の微量元素の放射化分析
筑 波 大 9弓lt 短寿命該種の放射化分析
膏山学院大学 温泉水、岩石中の微量元素の放射化分析
愛 媛 大 Aラ""ゐ 生物及び土場中の短寿命核種の放射化分析
北 里 大 b守u右h 生体試料中の短寿命核種の放射化分街
北海道大学 雨水、降下物中の微量元素の放射化分析
秋 回 大 学 生物に遭臭される重金属の同位体分析
九 州 大 学 ジルコン中の短寿命核種の放射化分析
鹿 児 島 大学 中性子照射条件の原子炉問比絞と標準試料の
フィッショントラック年代測定
ジュエリーラボウメダ 宝石(ダイヤモンド等)の放射化量測定
実績(dl
2
2
T
2
1 0
3
2
1
8
3
l
2
実験件数 15件 合計 46 d
-64-
JAKHI- M 92-154
Table 4 . 2 . 7 Out l ine of BNCT treatments a t JRR-2 i n FY. 1991
m m a « # m % SUfSSft m m •# ra «+tt^I«f«
1 R 2 - 0 1 ( 4 / 1 9 ) J-XH'JT-Utt Btttt swurasB 4 If IS 3 2 # 2 . 0 x 1 0 " n/cn*
2 R 2 - 0 2 ( 5 / 1 0 ) itn • jcn K M * s ss 41*13 3 0 # 2 . 0 x 1 0 " n/cm*
3 R 2 - 0 3 ( 6 / 1 4 ) B * • Stt JbUrK Si SB 2 iflS 1 2 # 1 .3x10" n/cin*
4 R 2 - 0 4 ( 7 / 5 ) t-nr)7'g& ess n $ 4 If IS 4 0 ft 2 . 6 x 1 0 " n/cm2
Table 4 . 2 . 8 Process of BNCT treatments a t JRR-2
6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 1 1 1 I 1 1 J
(3B1IB : * J t 3 ) f 4 f l l 9 B )
1 1 1 1 1 1 1
15:32 10MWJB*
1 ( 1 1 1 1 J
20:04
1 1 I 1 1 J
(3B1IB : * J t 3 ) f 4 f l l 9 B )
/ t — \PfHk
/ 16-02 * * * a J * ; f i * 3 i K l l l M
13:56 | ft*• tf±*A* J * ; f i * 3 i K l l l M
13:56
itaxwa 9=27 12:30
H * ¥ «
» » / * » » • a y
* • / » « * -«•**
22:20
»B" tin
i i i i i i r i i ( i i l | D 23:28 l ( 1 l 1 i
6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 1
-65-
.JAEHI-1¥1 92十 154
Table 4.2.7 Outline of BNCT treatments at JRR-2 in FY. 1991
実施 日 !i 、圃・‘ 者 病名 照射部位 照射時間
R2-01 書-;l.ト刊7・男性 脳腫鳶 左側頭頂部 4時間 32分 2.0x 10" n/cllz
(4119)
2 R2-02
7メリカ・ 女性 脳腫第 頭 部 4時間 30分 2. Ox 101S n/c圃2(5/10)
R2-03 3
(6/14) 日本・男性 血管腫 頭 部 2時間 12分 1. 3x 1013 n/c田2
4 R2-04 t-;l.1-7'l7・男性 脳腫. 頭 苦E 4時間 40分 2. 6x 10" n/cm' ' ( 7 15 )
Table 4.2.8 Process of BNCT treatments at JRR-2
6 7 8 9 ro u u ~ " ~ ~ v a ~ w n ~ ~ u
IJ(二子穿ヨ‘起・.点検
15:32 10N曹鳳射
/ 16:02金..出/遷毎回槍
13:弱
横倒」.•
m
t実施日:平成S年4周19Bl
VE--a書庫銀到着
= コ施園陸重・・
9: 27u:却
関.手衝
=コ移動/鳳島・・
医.周射
"管制へ
哩望コ2.2:20
'旦・時刻 息書出発
D~:28
7 8 ro II U ~ " 15 ~ V a ~却 21 l2 ~ U
-65-
JAEKI-M 92-154
4.3 m mm
U ZffiXlt. Hffl**ffll«T^*BE©Wffl«a<0#ff*ff-.fco
mmm) =
zzxf&mommt&Jihit. $m mm s is®** (swf) *im&]x-tbz0 sftwcii.
/;tx.«1000BfPiSI-e*^(i. lOOOlfUSi • 1@ C*) #-e©&li©«fflifc&£fc3o BMtSEKoi» T l i . (JH«t?L©JH**»riEi*H> x (KUtfUfc) "C*«o BMffii6i*HfcttS?S«fflE«lH'-rc &%mmm<<nmx&tits. zozmaw.+ipm&RmkmLiKZo nm^m<o^vizmitm
fflffl* + ^-t; lAsm l#ff lM#Sti-Cl^(f. mx - f It lS-ff l iLfco i fc . ^s lW^ l i . SW
•^•b/ms©iHitt(c-t>§2oa-*fla«^acaoifco £i#*®ffl#*-;fr©+-e<i. ^©(iA^cfc^
« ± © 3 | « i b T J R R - 2 . J R R - 3 M . J R R - 4 &^©#Jffll^£0;?iJffi3e8£/T;L fct©rt% Fig. 4.3.1. 4.3. 4 JktfA.Z.1 Xfo §<, £fc. -etl*'n©S5(:o^-C^^ff:fflfiim *i&£*lffl#S!l CBJfl*J. * £ . H&3-. KF.SJUSISS) i : iLfc t©*<, Fig. 43 .2 , 4.3. 5& ^43 .8T*5 0 mmnmzfrmii u&mt&ru m?tP8m.m - $tm. t>n*mi$m. *m ftfig^OKgL/cfc©^, Fig. 4.3.3. 4.3.6&(f 4.3.9 X&Zo V.T, -e*l-eilffl#®£i£
(i) zmmmm Fig. 4 3.1. 4.3.4, 4&tf43. 7^e.^fJffitl^{i. JRR - 3M^160.97Hf(U • 1BT'
gA"Cfc (J, J R R - 2 *<23.638Bf PBI • ffl. J R R - 4 #< 7.248»#0 • fiT'*5„ ^Wffltl* u, •e©**!>^r^t.*)^5<J:9<cii?jptts*JcttB9«'S<, gCi ©¥i»H£iSiBj<kgga&«:: ^#<1ftS-r-So *©*££. ^FalOiieafFdlSC/SgC^^JRR-SMffl^fi lff lt l**^^; t S - > T l ' 5 . JRR-2KM*T(2 . 3-4pK©g&!M ^AA<5*^ ?A i f W J : r>*WI
*fc. &^©#Jfflfi6;^<fc'©?iIffl#lf(=£<£to37H^.5£. J R R - 3 M O ^ t t t f ftSL*R©*iJfflt£*J#£ft©59.09<it£<. -5^-e-9-i-?^fiBSt^30.0%-e*-5o -E-ftCftL T. JRR-2Tli^?AIl«f#£ft :©67.3W*£«!>. -^T-«H**1&a^l*22.5%itt-, T l 'oo CfflCtfrt.. JRR-3M©*Jff l i6*l i t i ' -A^*t6*^S^:T. ol ' t?1M?/U B#^ife-5#J#^^:tl>^<tl>x.. JRR-2ti->M?;H8lf#£<. -out 5 £ • -£*»# £l>*FT'*>3<bl**.5<, + 1 4 : F t f e a ^ g © ^ l ' J R R - 4 ( C o l ^ T l ^ ( i , ZtlZtKDfflmft
- 6 6 -
JAEHI-:¥I 92-15-1
4.3 利用率
この章の初めで述べたように，設備の利用状況を次の式で表される利用率を朗いて表すことと
し本節では.利用率を用いて今年度の利用状況の分析を行司た。
(その設備の利用実績)(利用率)=
(その設備の利用能力〉
ここで設備の利用能力とは，実験(照射〉装置の実験(照射〉可能能力である。具体的には，
実験装置の場合.一基の装置に対して装置の利用可能時間すなわちその年度の原子炉運転時閣が
たとえば[000時間であれば. 1000時間・偲(基}がその設備の利用能力となる。照射装置につい
ては. (照射孔の照射可能時間)x (照射孔数〉である。照射可能時間とは原子炉運転中いつで
も照射利用か可能であれば.その年度の原子炉運転時間と等しくなる。気送管等のように照射利
用時間が 1日6時間の場合は. (6時間)x (年間の利用可能日数)とした。
設備の利用実績について比実験の場合いうまでもなく各装置の利用実績時間の合計である。
照射の場合は，たとえば Iつの照射孔で同時に照射できるキ十プセ，1.-数が4個の場合には. [
個のキャプセルかm時間照射されていれ比 mX十時間・倒とした。また，気送管等比照射
キ十プセ J~ の婦人，取出しのための準備時間を要するため，これをインターパル時間としてキャ
プセル 1個の照射につき20分を照射実績に加えた。照射実績の考え方の中では.そのほかにも幾
つかの細かL、取り決めをしているが今後さらに検討が必要と思われれる。
以上の考慮としてJR R -2. J R R -3 M. J R R -4各炉の利用能力及び利用実績を示し
たものが. F'ig. 4.3. 1. 4.3.4及び4.3.7である。また，それぞれの炉について炉全体の利問
実績を利用者別(所内.大学，国公立，民問機関〉に表したものが. F'ig. 4.3. 2. 4.3. 5及
び4.3.Bである。利用実績を分野別(放射化分析，原子炉用燃料・材料，中性子散乱実験，半導
体製造等)に表したものが. F'ig. 4.3.3. 4.3.6及び4.3.9である。以下，それぞれの特徴を述
べる。
([) 全利用実績
F'ig. 4.3. 1. 4.3.4. 4及び4.3.7から全利用能力は. JRR-3Mが160.971時間・個で
最大であり. JRR-2が23.638時間・個. JRR-4が 7.248時間・個である。全利用能力
は.その決め方からわかるように原子炉出力には関係なく，原子炉の年間運転時間と装置数に
大きく依存する。その結果.年間の運転時間及び装置の多いJRR-3Mの全利用能力が最大
とな「ている。 JRR-2 においては.今年度の運転サイク J~が 5 サイク J~ と例年より年間運
転、時間が少ないため，今年度の全利用能力はいつもより少ないといえる。
また，各炉の利用能力がどの利用分野に多く占めるかをみると. JRR-3Mの場合中性子
散乱実験の利用能力が全体の59.0%と多く，ついでサイクル照射が30.0%である。それに対し
て. JRR-2ではサイクル照射が全体の6i.3%を占め，ついで中性子散乱実験22.5%となっ
ている。このことから. JRR-3Mの利用能力はビーム実験能力か最大で，ついでサイクル
照射が占める割合が大きい炉といえ. JRR-2はサイクル照射が多く.ついでビーム実験が
多い炉であるといえる。中性子散乱装置のないJRR-4についていえば，それぞれの利用分
-66
JAEHI--M 92-154
m±. J RR-2^55.796, JRR-3M^56.096. J RR - 4 itm.SHX'tbi). £<Djp&@
rvyi&t&lJMZis 10096Wf8ZtiXiiO. +£BL»SU£lSI±fi6*©6*lg. *>T9n.M*t SO!gl#igflaW(i4aeffiA««ffl^tvr*>0. S^HJH#t¥*tt8««i*«»*Jffl^BSI6d
*irtt i \ , jRR-4«cfci>Tii. ¥#ftK!ii. 7->^ifta«&tf»aJtfisei*g-c©fi]ffl
mmm%. rm&^ms, ') K*>?tt#3ffla.5i>tt-e-*i«T©f>Jffl-c*5o : ; t s i t S C i l t fct^»fJRR-2JPJRR-3©-tH,?^Sa«©a:9lC. f]fflT#5JH«fUi •r-^TiEAtLfc^. H^^©^«Sf5gtSt*t©B5#-C^RaW?L© lOOK£;plffl-C£3fcli !^rLfcl^n£i»ti ' -?c: t-CfcS„ ft6ct>i|ffl^i\S*#a[t-5t<JBA© 100?6WfflA« prffi (2) ffl ffl *
fiJffl#SiJ(ca LfciAi Fig. 4.3.2. 4. 3. 5 & tf 4. 3. 8 X'S> So J R R - 2 & C 5 J R R - 3 MT'ti. *prt©ip]ffl#^6tl«±T*-5o CftKtfUT J R R - 4 T ' » i . H i . S IHI©*lfflif#£ < . 0frt. * ^ © f i J f f i ^ ^ < £ < t t o T l ^ o (3) fljfflftff
»Sf?!l©fJffl^aT'l*, Fig. 4 . 3 . 3 . 4.3. 6 S C f i a 9 (C^TT J: 9 K. J R R - 2 T' ttdif^fflaStt • tf*ti*1£-?fta#*glS#£.!5J&. J R R - 3M-CIi+1*.^»a^**«-i f c T i ^ o J R R - 4 tt¥3|(*«i§££«£»*<£<. - > t > ? f t M » » r t < i - . t l > 5 . J R R - 2 S C f J R R - 3MKfc^Tft$fffc##f©t!i£#!'>*S:<. -etltcM fCHC^R} «*** • 1**4©iiJ£fr£l 'ffltt, if#ttS^KfiSlt*'"# <. S^te-tM ? A-JB#*<#1 >fc»T' *§o Fig. 4.1. l©£J8Mt*«*-g*>t0£. &J|p©«-lFS!l?iJffittiE£^*>-fFig. 4.3.1. 4.3. 4SC54.3. 7 tX'l*£< m^tzmfttKZo ^KScmdtffWipJJBtlte^+i-^-b^lBK T'gt)L,fc«^l±7696T"*5©»:*tL (4 r 7-tr >H@ffc x l#|8l) T g f r L f c l g ^ ' r t i J R R -4©#&T$;U5.39«fc##K^s:<fc-oTLa--5o - f l l i . ffi^ft«-ffi-eii*+^-b/mH
- 6 7 -
JAEHI --:1，-1 92 -154
野の利用能力は比較的問程度であり.大きな偏りはみられなt、。全利用能力に対する金利用実
績は. JRR-2が55.7%. J R R -3 Mが56.096. J RR -4が61.5~6であり.どの炉も間
程度有効に利用されているといえる。利用分野別でみると. J RR -2においては.中性子散
乱実験と半導体痩造は能力の9割以上利用しており.医療照射は6割.サイクル照射は半分弱.
長時間照射及び短時間照射は2割程度の利用であ-50 JRR-3Mにおいては.中佳子ラジオ
グラフィが能力のほほ 10096利用されており.中性子散乱実験は能力の6割弱.サイクル照射
及び長時間照射は4割程度か利用されており.短時間照射と半導体製造は本絡的利用が開始さ
れてない。 JRR-4においては.半導体製造.プール実験設備及び散乱遺厳実験室での利用
が能力の約 9割あるいはそれ以上であり.短時間照射が約5割の利用が行われている。ついで.
長時間照射. r線佼正装置， リドタンクは約3割あるいはそれ以下の利用である。ここで注意
することは，たとえばJRR-2やJRR-3のサイクル照射のように.利用できる照射孔は
すべて能力としたが.原子炉の余剰反応度と試料の関係で全照射孔の 10096を利用できるとは
必ずしもいえないということである。他にも細かい点を考!f.すると能力の 100%利用が不可能
な場合があり，今後検討を要するところである。
(2) 利用者
利用者別に表した図が Fig. 4.3.2. 4.3.5及び 4.3.8である。 JRR-2及び
JRR-3Mでは.炉内の利用者か 6書IJ以上である。これに対してJRR-4では.国立.民
間の利用者が多く.所内，大学の利用者が少なくなっている。
(3) 利問分野
分野君IJの利用状況では. Fig. 4.3. 3. 4.3. 6及び4.3.9 Iこ示すように. JRR-2で
は原子炉用燃料・材料と中性子散乱が大部分を占め. JRR-3Mでは中性子散乱が大半を
占めている。 JRR-4は半導体製造と遮蔽実験が多く.ついで放射ff:分析となっている。
JRR-2及びJRR-3Mにおいて放射化分析の割合が少なく.それに対して原子炉用
燃料・材料の割合が多いのは，前者{ま短時間照射が多く，後者はサイク J~照射が多いためで
ある。 Fig. 4. I. Iの全照射実績を表わす図と，各炉の分野別利用状況を表わすFig. 4.3. 1.
4.3.4及び4.3.7とでは全く違った傾向となる。特に1ilI:射化分析の利用割合がキャプセル個数
で表わした場合は7696であるのに対し(ヰャプセJL個数×時間)で表わした場合ではJRR-
4の場合でさえ15.396と非常に少なくなってしまう。これは，放射化分析ではキャプセル 1個
あたりの照射時聞が短いためである。
-67
.IAKKI M 92 151
*lffljg«:18(0. IS) fjffltail: 176(0. 7%)
«? f "5 fc© (VT-4) (»BfRSI4T-)
Fig. 4 .3.1 The s t a tus of t o t a l amount of u t i l i z a t i o n in JRR-2 f a c i l i t y (1991)
- 6 8 -
短時間照射
利用実績ー 18(0.1却
利用能力:176(0.7%)
.1，¥ E/-.: 1 ¥1 92 15.1
サイデル照射
15.615
(67.3%)
サイクル照射サイクル単位で行う照射(インコア照射等)
長時間照射 :運転時に時間単位で婦人、取り出しを行い照射
を行うもの (VT-4l (数時間まで)
短時間照射 ・気送管での照射(数十分まで)
P，o;:fc孟、利用実績
医療照射
注)内円は利用能力、外円は利用状況を表す。
Fig. 4.3.1 The status of total amount of utilization in JRR-2 facility (1991)
-68-
.IAKHI M 92 I5J
SI 2. 40(0. 3X)
^MHlL:i86(9. OS)
Fig. 4 .3.2 The s t a t u s of users in JRR-2 (1991)
1,061(8. IX) BSESftf 72(0. 550
R I mm 840(6.48!)
Fig. 4 .3 .3 The s t a tu s of f ie ld of u t i l i z a t i o n in JRR-2 (1991)
- 6 9 -
.1，¥I-:H1 ¥1 9:! 1:，'
立
(9.0X>
8. 645{65. 7%)
Fig. 4.3.2 The status of users in JRR-2 (1991)
半導体製造
1.061¥3.1百)
医療照射
I製造 840{6.4%)
5.917、
(45. 0%)
Fig. 4.3.~ The status of field of utilization in JRR-2 (1991)
qd cu
JAKRI-M 92-154
I I I a , f j f f l na
f j f f l u t t : 113(0.ix) S ^ M M I * :iIIE»#l::8#ngiiiftT-}PA, l S(^>aiL£ » ffl<^B?]: 1.668(1. OX) fTORl»*?f-5 b<0 (HT-1. 2)
S fBaBRW : SiiiS^T-OSaW (PN-1.2.3)
ao rtR(iiijffl«6*, ^-raufijffl«cia**-*-o
Fig. 4.3.4 The status of total amount of utilization in JRR-3M facility (1991)
- 7 0 -
医ITQは、利用実績
実績 :0(0%)
3.404(2. a>
短時間照射
利用実績:113(0.m 利用能力:1. 6680.0")
.l:¥ERI-l¥1 92 -154
利用実績:5.587<3.5'0
サイクル照射サイクル単位で行う自民射
長時間照射 :運転時に時間単位で婦人、取り出しを
行い照射を行うもの (HT-1.2)
短時間照射 :気送管等での照射 (PN-l， 2. 3)
注〕内円は利用能力、外円は利用状況を表す。
Fig. 4.3.4 The status of total amount of utilization in JRR-3M facility (1991)
-70-
JAKKI M 92 15-1
m s
47(0.0651)
3K0.04X)
Fig. 4 .3 .5 The s t a tu s of users in JRR-3M (1991)
55, 930 (68. ^
1. U2U.4K)
Fig. 4.3.6 The status of field of utilization in JRR-3M (1991)
-71-
HEHJ ~J 92 154
国立
47(O.06X)
民 間
31 (1I. 04X)
53.139(65.3")
Fig. 4.3.5 The status of users in JRR-3M (1991)
)-
U為-
aHuw---
日一祈
叫一分
。。-bb
-，aE
他一射
の一放
そ一
照射領傷
1. 112<1. m
Fig. 4.3.6 The status of field of utilization in JRR-3M (1991)
ーヲae
JAEKI M 92 154
lii. mm&m
72
(1.0%)/
720 (9. 9%)
/ J68(2.4X) •J K 9 > ? 792(10.9X)
1.584 (2I.9K)
-7-n, H « K « / H3.Sfi
912 / ggfftg
,(12.6S)/ 792(10.9X)'
mmmi3,Mi
'rttKIESa 792(10.9%)
510(7. OX)
a-) WR»*jffl«6*, «-Rt±fijHttai«-st,
Fig. 4.3.7 The status of total amount of ut i l izat ion in JRR-4 faci l i ty (1991)
- 7 2 -
(1.
~は、制用実績
.HEHI :¥1 92 I忌1
長時間照射:Sパイプ(致時閉まで}
短時間照射 :Tパイプ、気送管(数十分まで〉
半導体製造 :D、Lパイプ
注)内円は利用能力、外円は利用状況を表すF
Fig. 4.3.7 The status of total amount of utilization in JRR-4 facility (1991)
-72-
JAKIt! M 92 151
Fig. 4 .3 .8 The s t a t u s of use rs in JRR-4 (1991)
8i&SBiS&»ttS!£5S 7 * 2 *
KBQ-*-*ie« 42(0.9X)
3 f e 5 ? S $ 114(2. 6X) tfflfife 153(3.4X)
90(2. OX)
Fig. 4 .3 .9 The s t a tu s of f i e ld of u t i l i z a t i o n in JRR-4 (1991)
- 7 3 -
.lAEh! :1.1 92 1:'1
Fig. 4.3.8 The status of users in JRR-4 (1991)
複雑形状節
遮画E実験
機
7線透過
ベンチマーク実験
援会部漏洩放射線実験
に関する実験 42{O.9~)
実習等 114<2.6fi)
その他 153( 1I.4~)
照射損傷
90(2. O~}
Fig・4.3.9 The status of field of utilization in JRR-4 (1991)
qo ηd
JAEK1 M 92- 154
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- 7 4 -
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4.4 保守・宣倫
4.4.1 JRR-2照射設備の保守・整備
(l) 定期自主検査
本年度li. 7月2J81ご主重水ポンプのトラブJl;により原子炉が停止しポンプ交畿に約1ヶ
年を要する見通しとなったため7月29日から4年6月初日の定期自主検査期間に炉心内照射義
置，垂直実験孔設情.気送管照射設備及びキャスク等について保守・点倹を実施した。
(2) BNCT照射室の整備
照射室内には照明. TVカメ弓及び，...中性子モニターの検出器が設置されており.医療
照射中の患者の状態.医療機器の動作扶況及び照射室内の放射線量当量率を照射室外で監視す
ることができる。医療照射を行わない時は照射室外の測定偉器及び換気周フレキシブルチュー
プを取り外さなければならなt、。本年度は.これら測定後器等の篠緩及び取外しが容易にでき
るようにするため測定機器を専問のラ 7 クに納め，機器配線をコネクター接続とした。また.
換気のための専用の配管を敷設した。
4.4.2 JRR-3M照射設備の保守・整備
平成3年度のJRR-3M照射設備においては，以下の保守整備を実施した。
(l) 水力照射設備.気送照射設備及び放射化分析悶照射設備悶配管接続部のJ点検
J RR-3MIま綾工後初めての定期自主検査を8月から実施した。これに合わせて照射利用
設備についても各機器について点検確認を行った。初回の定期点検に当たるため重要な配管接
続部については，分解を含む点検を行った。照射に係わる部分は原子炉プー J~内に設置されて
おり，これらの点検等についてはパ7クグラウンドの高い作業となるため，事前の打合せ，調
査・検討にもとづき計画書及び作業要領書並びに計画被ば〈線量を定めて作業管理を行い.実
施した。
①点検作業内容
作業は事前の検討結果にもとづき作成した実施要領書にそって進めた。作業区績は，原子
炉プール水位による放射線線量当量率の検討及び実測結果にもとづき 3区岐に区分けして
行勺た。点検対象は，ラビット案内管，冷却(級送)涜体戻り管及び通過検出器フ7イパー
ケーブJ[，案内管で，点検箇所は水力照射設備が28箇所，気送照射設備が18箇所，放射化
分析用照射設備が11箇所の合計57箇所であった。作業は.原子炉プール水位を-3000..まで
下降した状態で10筒所. -39001I11下降の状態で7箇所の点検を完了した。つづL、て.水位を
44001llDまで下降させ.補助遮厳体をセットしながら40箇所の点検を行い.57箇所全ての点
検を終了した。
点検後のフランジ締め付けトルクの磁認と漏洩試験を行い.漏れのないことを磁蕗して作
業を完了した。
(2) 均一照射設備の調整 (Fig. 4.4. 1参照}
均一照射設備は試'"'.保管台における試料ホルダの受皿上(Fig. 4.4.2参照)への受渡しが不
調であるため.前年度に引続き原因の調査・検討を進めた。また，照射後の電気低抗値の不均
-74-
.IAKKI M 92 154
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- 7 5 -
.IAEHI ¥1 92 15-t
一位の原因の調査及び解街・倹討を進めた。
① 鋲料保管台欝の調整
(j)不調原因の倹討及び結果
試料保管台の不調の原因は.保管台周ガイド仮形状のわずかな遣い{変形〉で説将ホル
ダーを押す位置か変化する。特に押す位置が上部の場合.傾斜して移動する。
この時，試料ホルダーの上穏と受けEのホルダー押え極か子渉してオーバートルク発生
の原因となることが判明した。傾斜して移動する要因に対しては保管台周ガイド仮に改良
金具を取り付けることによりホルダーを押す位置の差を集くすとともに保管台用ガイド復
形状のバラツキを解消した。また，試料ホルダーとホルダー押え板とのギ+ップは. 5・としているが.傾斜して移動することを考慮して押さえ仮の作勤続を繊織的に8固まで大
きくしホルダー高さを 30へらして 2971圃とした。このことによ司てオーパートルク発
生の主な原因であった試科ホルダーとホルダー押さえ仮との干渉を抱くすることができた。
また.改良金呉を取り付けた場合の他の複線への彫響と保管台mガイド飯の取り外し方法
をモックアップで確認した。
(益〉保管台用ガイド板の交換と作動確認
保管台用ガイド仮内面に押し:金具を取り付けたものと交換した。交換作業は以下の手順
で行った。
(イ) 試料保管台回転体と同駆動舗をユニバーサルジョイント部で切り穫した。
(I!) キャスク側受け皿部のレー11.を外して外周仮の隙聞を利用して9ポート全ての保管
台用ガイドを取り外した。
(/1) キャスク側受け皿部の外周複隙間より新保管台用ガイド仮を取り付けた。
(ニ) 各新保管台間ガイド仮に空ホルダーを装荷し.試料保管台回転体を手で回して移送
状況の確認をした。
(ホ) 交換作業終了後，試料移送時のト I~ ク調査及び試料保管台と受け皿聞の試斡受渡し
状況等の讃査，確認を行った。
(へ) 新保管台用ガイド板での試料移送トルクの調査及び受け皿停止精度の確認並びに保
管台から受げ血への試料の受渡し状況の確認を行った後，一連の作動棒認を行い良好
な結果を得た。
@ 不均一性に対する対応
(0照射筒側受け皿の背仮の交換
試料昇降回転機構部の下端位置において受け皿本休から背板を取り外し照射筒側受け皿
部外周板の隙間より取り出した。新背仮を取り出しの逆手順で受け皿本体に取り付けた。
この時背板止めボ)~トをSUS304 からZr-2 に材質変更した。また振れ止め用のパ
ッドの取り付けを行った。
(話)照射時間の設定
照射の不均ーの対応策として照射時聞を調節して分割照射ができるように照射量係数の
設定変更を行勺た。
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JAEKI-M 92-1&4
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- 7 6 -
J:¥EHI-~1 92 -15-¥
131 照射設備定期点倹
平成3年度JRR-3M定期自主検査時に以下の点検を実錯した。定期自主検査期聞の制約.
初めての定期点検であること及び機器の使用状況等を考慮してた点検項目及び点検内容を計画
し.実施した。
① 水力.気送，放射化分析照射設備
w ポンプ及びプロワ
外観点検及び作動点検を実施した。外観点検は泊畳，固定ボルトの緩み，カ 7プリング
部の点伎を行い異常は認められなかった。ポンプの作動点検は吐出量.金錫程及び電流歯車
等について測定を行い基準値と比叡した。プロワは，輔受温度，振動を濁定し.定常運転
圧力における電動機の定格出力及び吸込捷量の測定を行い.それぞれ定信値であることを
確認した。
(u) ボ-n弁摂
転送機，取出機を含む33台(水力). 24台(気送}及び婦人機〈敏射化}について外観
点検.外部漏洩及ぴ作動点検を実施した。外鰻点検で1ま特に取付けボルトの緩みの有無に
ついて点検を行t....，増しi締めを実泊した。
作動点検は.作動時間.電流値を測定して許容値との比鮫を行い.いずれも許容値内で
ある事を確認した。点検の結果. HR-2系の実利セ)(.取出後の取出口ポートより多めの
水漏れが有ったためポート側シート仰えの増しJ締めを行い調整した。
(1¥) 悌入機
挿入機のJ点検は.機器全体の外観点検及び増し』審め点検を実鈍した。作動点検は.光電
管の感度チェックとラビットケーシングの 1ピッチ送りと原点リミットスイッチの確認を
行った。点検の結果. HR-2系のNo.6とNo.7の位置でラビットの有無の検出が不確実な
ため，調整して光電管の作動を議実にした。
(ニ) 電動弁及び電訟弁
電動弁は15台(水力). 6台(気送〉と電磁弁12台(水力). 28台(気送)及び12台
(放射化)について部分外観目視点検.作動点検を実施した。作動点検では， リミットス
イッチの作動.振動発生及び異常音の有無の確認をした。点検の結果，特に異常は認めら
れなかった。
m 安全弁類
逃がし弁 2台，圧力調整弁2台(水力〉と安全弁7台. 2台(気送)及び安全弁 1台
(放射化)の点検は.外観点検，弁座漏洩点後及び作動点検を実施した。点検の結果，安
全弁の吹出し圧力，吹止り圧力は設定圧力士許容差内であり.圧力調整弁は実際の作動圧
力を比較し正常であることを確認した。
(へ)その他
タンク類の点検は.イオン交換塔及び通水タンク等(水力).アキュームレータ，緩衝
タンク(気送，放射化)について外観点検及び漏洩点検を実施したが，異常はなかった。
ストレーナは分解し，ガスケットとこしj網の交換をした。放射化設備の分針装置は，単体
性能点検及びシステム総合性能点検を行司た。単体性能点検!ま，出力電圧め測定を行い判
-76-
JAERI-M 92-154
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- 7 7 -
JAEf{I-~I 92 -15-1
定基準内であることを量産認した。総合性能点検は，エネルギ一分解能.エネルギー直線性
及びコンビュータとMCA聞のコントローJL機能チエ 7 ク等を実施し.性能を磁認した。
②均一，回転垂直照射設備
電源関係(像作..制御盤〉の外観点検，警報作動点を行い，異常のむいことを磁露した。
それぞれの機器については{原子炉プール水内を除く}外観点検を行い.作動点検ではそれ
ぞれの駆動機備について正常に作動することを掻認した。垂直設備の温度重観盤.温度鎖御
装置の計器校正を行ったがL、ずれも基準値内でめった。
キ十スク架台は各種E傷(垂直盤，キTスク盤及び切断機}の外飽点検と作動点検を行い.
各機器か正常に機能することを確認した。
⑧詰替セル
セJL設備は(炉室詰替セJL.実験利用鎌詰替セル}の点検は.それぞれのセルのマニプ
レータの外観点検及び作動点検を実施した。セJ".体.鉛ガラス窓の外観点検を行った。点
検の結果.実験利用棟詰替セJL(ドライ室側〉のマニプレータに鍵動テープの緩みがあって
調整が必要であることがわかった。その他に異常はなかった。
④計義制御装置
計裳耳目j御装置の点検については以下の項目について行った結果.特に異常は認められな
ヵ、，、Tこ。
W CENTUM
電源関係を始め.ハード機能.プリンタ機能及びハード装置機能点検を実施した。総合
機能試験においてイコアライズ.サポート及びパックアップ機能の検変告行った。
(u) Y E W P A C K H
テストプログラムによる点検においてCRT表示テスト，エンジニアキーボードテスト.
オペレータキーボードテスト及びプリンターテスト等を行った。ハードウエアの点検で'U:，
電源のチェッウを始めケース本体および各部の清舗を実施した。
(11) S Y S T E M 1 1 0 0
安全保護系制御盤電源関係では電源装置出力電圧の確認を飴め， HR-1， 2系照射筒
出口流量A/B及びPN-l， 2系照射筒出口流量A/BNの校正試験を行った。校正試
験はそれぞれの基準入力値の規準値に対して測定値の誤差が判定基準内であることを確認
した。
(ニ) パネJI.・ラック計器
照射利用設備の25の計器ついて計器単体校正試験を行った。
(めローカ JJ，計器
照射利用設備の27の計器について計器単体校正試験を行った。
⑤ 計測制御設備
w 通過検出器は水力照射設備，気送照射設備及び放射化分析問照射設備に使用されてい
る透過形検出器33ループと反射形検出器の5ループについて計器校正を行勺た。透過形検
出器については発光レベル，受光レベルおよび減衰率の測定をした。また，反射形検出器
については. APDバイアス電圧.アンプ出力， LD出力および戻り光レベル等の測定を
一71-
JAER1-M 92-154
(o) tictm*-? &&%&£*•»? is~> a >#aisnji--7. Kmmik&son-?
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(l) JRR- l *« f cg ¥ffi3*JSCfci^5Sillt UT«. StiEOJRR- 3 M^lfcmKtf ffc#*f gS©35l£Kf*H \
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D if u v ^ i ^ x T - e B f t r i S J : - ? . * -MJ->^; i / f -x> i?+0«i |»«« (->—5r> •9-) *JRR-3MSHft^©fc©t^-©fe©»:S«Lfc 0
2) fiJSS©SE—ft©jta6/<^x^Y h r ^ ^ i - i r a T f - r n ^ - f y * ; t 2 « i g ( A D O £ v ; t ^ f - i >*;l.T^-7-i'-tf (MCA) K#LT*Mttffflt>©»::£ieLfco
- 7 8 -
JAEHI-~I 92-1臼
行った。結果は良好であ-，tこc
(u) 放射線モニタの計器校正をシンチレーション倹出器Il J~ ープ.電磁箱検出~;)J/;ープ
の1M，ープについて行った。計器校正は.微小電流発生器を周いて模擬信号を与え.デジ
タルレートメータ及びプロセス制御計算繊の指示値を測定した。結果は良好であった。
(11) 制御盤類の点検は，炉室内電動機起動盤を鈴め. 18台の盤関係について外観点候及び
絶縁低抗測定〈一部の盤は除く)を行った。外観点検では5.¥ケの表示ランプを交換した。
絶縁低抗測定は.500Vメガー〈一部テスタ〉使用して行った。結果は良好であった。
4.4.3 J R R -4照射設備の保守・整備
平成3年度のJRR-4照射設備の整備については，平成S年6月期及び平成4年1月期の定
期自主検査時に以下の整備を実施した。
① リドタンケ実験設備
リドタンク実験台車の車輸の一部が破損し台車の出し入れに支障が生じたため.平成3年6
月期の定期自主検査時に車輸を全数交換した。また， リドタンク気送管の気送パイプ(硬質ポ
リエチレン製)が放射線劣化したため，アルミニウムパイプ製 (AI050)に交換した。
②水力照射設備
平成4年 1月期の定期自主検査時に，フィルタの交換(l本)を行勺た、
③ 気送管照射設備
平成4年 1月期の定期自主検査時に，ステーション及びキャプセル婦人機の分解点検を行い，
パッキン.0リング等消耗品を交換するとともに，高圧ガス系のネックパルプ，スイッチパル
フ二ガス供給管を全数交換した。また.照射済試料の線量測定用線量計の動作不良により，試
料取出インターロックの動作不良が生じたので，線量計を更新した。
④ 簡易照射設備
平成4年3月に.原子炉プール内のホルダー開封場所にキャプセ)1.落下防止用網(アルミニ
ウム製)を取り付けた。
4.4.4 共同利用実験室の保守・整備
研究炉部では，研究所内外の利用者が研究炉を利用した実験を行う際の利便のため，共同利用
実験室を各炉事手に設けている。各実験室には照射試料の開封調整のためのフードや，放射化分析
等の測定用の測定器が設置されている。今年度これらの機器に関し以下の保守・整備を実施した。
(J) JRR-l実験室
平成3年度における整備としては，後述のJRR-3M実験室放射化分析装置の完成に伴い，
2基の放射化分析装置の使用ソフトウェアの統一化を行った。この統一化のために以下の整備
を実施した。
1) 同じソフトウェアで動作できるよう，オートサンプルチェンヅャの制御装置(シーケン
サ)をJRR-3M実験室のものと同ーのものに交換した。
2) 測定系の統一化のためパルスハイトアナライザのアナグロディジタル交換器 (ADC)
をマルチチそンネルアナライザ (MCA)に対して外付けのものに変更した。
-78
JAERI-M 92-154
3) ^ - r - ^ t e i i A n ' t S J : - ? . IHIE«^>i ' -7x-x«-$seLfco (2) J R R - 3 MWIkg.
JRR~3M%mm^t, 7-F#R!*Stl!K*m*I**4©£WR»). Hit. <&£&&&*
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(3) J R R - 4 ^S^S J R R - 4n#mt\mm!gm%m%<DmrEUi><fcfrft, y - K , mtt<fc»«tsa e t - h
R(i, « * 2 o f f l V 7 ^ i r (PC/GAMlv. A&tfL a b o « 7 7 (•) *ffiffl-r«fc». 2 * © M C A A ^ « * n r i ^ A \ £&«••& U l£©MCATiSifK:*flS-C£;5ot-5KXfco
(4) J R R - 2 i f c » g
- 7 9 -
JAERI-M 92 -154
3) 高速データ転送ができるよう，計算機インターフェースを変更した。
(2) JRR-3M実験室
JRR--3M実験室には，フードが用意され照射演み試料の受け取り.開封.化学処理等を
実績するための実厳重I及び綾射化分街測定装置で測定を実指する実験室Eがある。
平成3年度は，実験室Eの放射化分街装置の整備を中心に繊器及び部屋の整備を行った。
J) 実験室 I
実験室Iには.気送管の取り出し口を有する気送フードと化学処理を行う化学フードが量
かれている。気送フードには，実験利用様のセル室から照射直後のキ十プセJ!tを気送でき.
比較的短寿命の放射化分街に対応する。化学フードにはスクラパーと中和処理装置が整備さ
れ，酸を使用した実験も可能である。平成4年度は以下の整備を実施した。
① 微量分衡問電子天秤及び除震台の整備
② 測定試料受け渡し問実験室I. 11貫通孔の設置
③ 高線量廃棄物容器の設置
実験室Iの状況をFig.4.4.3に示す。
記) 実験室E
実験室Eには放射化分析装置の遮蔽体付きオートサンプルチェンヅ?を整備した。これで
昨年度鵬入した測定装置と組み合わされて放射化分析装置として完成した。
JRR-3M放射化分析装置の外観をFig.4.4. 4に，構成をFig.4.4.5に示す。
JRR-3M放射It分析測定装置は以下の特績を持つ。
① オートサンプルチェンツ十上部に大型測定物周遊厳体を設け，手動にて異形サンプル
の測定ができるようにした。
② 液体窒素重量管理計を設置し，液体窒素の補給管理を効率的に行えるようにした。
③ 高速パラレルインターフェースの採用により， MCAと計算機聞のデータ転送を高速
(tした。
④ オートサンプルチェンジ十制御ソフトを新たに製作し，操作性の良いものにした。
⑤解析ソフトウェアに東陽テクニカ疫のPC/GAMMAを採用し，複合，;ilf接ピーク
の分離ができる等，以前のもの比べ数段進歩したものにした。
⑥ サンプルホルダーの上面を透明にし，測定サンプルの確認が蓋をしたままできるよう
にした。
前述のようにこのうち，③~⑤については， JRR-l放射化分析装置についても改造し，
同等なものとした。
(3) J R R -4実験室
JRR-4実験室には気送管照射設備の操作部が置かれ，フードz 放射化分析装置(オート
サンプルチェンジ十無し)により，締便に放射化分析が行えるよう整備されている。乎成4年
度は，従来zつのソフトウェア (PC/GAMh. ，"，"及びLabo製ソフト}を使用するため.
2基のMCAが設置されていたが，整理統合し. 1基のMCAで両者に対応できるようにした。
(4) J RR-2施療室
医療照射時に手術室として使用される施療室に，綾菌灯を設置し，使悶前に除菌できるよう
-79-
JAERI-M 92-154
i:Lt. ttz, mmmitm<D#ismmm (IKVA. 3o#ia) tw*mttm*Ltze
4-*,-, ccomwtfrKmmhJRR - 3M«t#fl:*«sa»=*E-ftLT*t>, *©««;«£
-80-
JAERI-M 92-154
にした。また，医療照射用の非常用電源 (1KV A. 30分間〉と照明装置を整備した。
(5) ホット棟実験室
ホット棟(研究炉実験利用棟第2練)109号室には放射化分折装置が設置され.研究炉利関課
が管理し使用してきた。しかし，フードの設置してある 111号室と，別室であり. 109号室が
化学部との共用であったため，使用上不便であった。このため放射化分析装置をIJl号室に移
設し全ての作業が 1室で完結できるようになり. 109号室は.化学部で専用できるようにし
7 ・，-。
なお，この放射化分析装置もJRR-3M放射化分析義置に統一化しであり，その使用方法
及び性能は同等なものである。
-80-
JAERl-M 92-154
0770
aatH* wmmawstm
Fig. 4.4.1 Schematic illstration of uniform irradiation facility
- 8 1 -
JAERl-M 92 -154
書留軍用キ+スタ
7f十llL
1 。165.
且ゴ 1B
丹、~冨鋤臨車
也鰍昇降鶴端脚
上自
保管台回転体
保官官周ガイ V榎
{馬.影J
量水タンク一一一『
受且
Fig. 4.4.1 Schematic illstration of uniform irradiation facility
-81-
JAERl-M 92-154
-t*^-»A«
i D tp D
ws
Fig. 4.4.2 Sample holder for NTD Silicon
- 8 2 -
JAEHl -M 92 -154
中ルダー押えla
引リコン
ルダー 協覇軍宵 極
受皿
Fig. 4.4.2 Sample holder for NTD Silicon
-82-
JAERI-M 92-154
tfi
F i g . 4 . 4 . 3 E x p e r i m e n t a l room I i n JRR-3M
A—I, • £ •
F i g . 4 . 4 . 4 E x p e r i m e n t a l room H in JRR-3M
- 8 3 -
JAERJ-M 92-154
Fig. 4.4.3 Experimental room 1 in JRR-3M
重r..量 I 1
i同 i雲ヨー
Fig. 4.4.4 Experimental room II in JRR-3M
-83-
JAKKI-M 92-154
t - V-* s-?)\>=f- x > -J +•-
GX-1519 -\ -f <) 7 > -f
MODEL 2002
7500SL
RS232C mm
•fUy9-
MP4400 RS232C
HSA-10I0
MODEL 2000
MODEL 2024
MODEL 3106B
L N 2 * - ^ MODEL 1786
MODEL 8077
-? ;l/ f- *- + > * /l/ 7 x -5 >f if -SERIES 35 PULS
fl-astatant 7 a y fcf- T-r ^ ? 3.5" .5.25" ( W « ) ; - > — F f -f X ? SASI 20MB
• V 7 K i 7 -• miS-r-^-^Si! ! P C / G A M M A + ! ; *-hfy7"*fiy->"t :m ; ! o-ft77 KAUTSC) !
r tnn
7° 'J > 9 -PC-PR201
Fig. A.4.5 Sequence of activation analysis equipment in JRR-3M
- 8 4 -
大型試料用
遮厳体
; RS232C
RGB.
ディスプレイ
PC-KD881
RS232C :
.J:¥EHI-M
高速
92-154
スペクトロスコピーアンプ
1I0DEL 2024
高圧電源
.I/ODEL 3106B
L :'-12モニタ-
1I0DEL 1786
高速7ナロ? -r' 〆~II-変換器
1I0DEL 8077
1¥0 'i~n. イ '/9-71- 7.
セントロ
マルチチャンネルアナライザー
SER1ES 35 PULS
外部記憶装置
フロッピーディスク
J.S".S.2S"C内蔵)
ハードディスク
SASI 20MB
!ソフトウェア-
i 東 陽 テ ク ニ カ 製
PC/GAMMA+
1-トサ'/7。晶子z'/'1'~:J'/ト
! ロ・ー晶'/7ト(AUTSC)
Fig. 4.4.5 Sequence of activation analysis equipment in JRR-3M
-84-
JAKKI M 92 l i t
5. mft&izm?&T¥mmmt% Research and Development on
Research Reactor Engineering
J:¥lmn :¥! ~よ n5>U
5. 研究炉に関する工学的開発研究
Re:切.1'出 end0蜘 酬 明 醐11佃
R健 相r曲 Ree回orEr噸闇ering
JAEKi-M 92-134
5. mftipizM-t&JL^mmmmft
S. 1 *tttg*SW3ttpll*§FJe
5.1.1 K m
(«T. ORNL) £«tM>fcLT. « * T « l ^ f t ^ * ^ ^ o i f ^ J F © | i S 8 * B » t t r A N S
pI*6«»tttEttSI!*^HI^*Blfrr horehi). ft#Cfctt£*tfc|gW3E^©II3M*«©ltt.
f, 1.2 iStt£BF3£*P©iSflil$
RtftfBKAflfcRJtU £ B R * « » © « t t . #*If*$K:oi»T©iHt£fT-*fc. £TFlc* ISn3BRtf«B9T'«»fctf*©t»B*iai^So
ttz. BNCT ( « ? * * & * » « * £ ) *2ft£frU **fl|l»ft:ll»3HI**a6fc«^f>tt
(2) K-rv £;L>^>!**:*:?:
FRMTIi. "}5>3>'<-*£f f l l *TS«+ft^**£;* - th C*l*K«WJC!HW. r&*£ fT -T l^o FRM-ESW«. SJA20MW. g*i#U. **g«*^Wi--Sflf1E^*»l»L
490MDM (£i400tf.H) T. 3#$3IL. 6*f*<0*JP£a#LTl>.5o
SiftScPH::J: 0&it*T '65 H F R§f*F0»lt£H<e>. *tt^PWfflKBB-TStf*£A^L fc„ HFRKi*. IP&T&I-TI?*.—Vt»f«tl5Til. = -^ABffl|qfi (#*?#©&*•£
*ifco C * I K # H P * # I L tttc-mnmtfrfftytiXStz* 3«Jli. gf^jp£E*SFS©«*HI StL. « f *&t f£ *3* lT t»5£T©+t t *#S*£*0Kr§7M 7 a - r e s m - S Z W C
- 8 5 -
J..¥F.1i:1 -'-1 !9t~ -154
5.研究炉に関する工学的開発研究
5.1 高性能額霊研究炉開発研究
5.1.1 11 要
現在世界中で.'・してt.る研究炉の多<l;t老符化.要求される調踊性能の上昇に伴う相対的な
性能低下等の問題に直面している。このような状況の中で.米国ではオークリッジ国立碕究所
t以下. ORNL)を中心として.極めて高い中佳子棄を持つ師事E炉の開発を目的としてANS
計画を進めている。これに見られるように，より高性健抵底究炉の開発が世界的に多〈の観闘で
検討されている。当開発寄究は.将来の利mニーズを展望して.より高度・高貨の中性子潤闘が
可能な高性億紙型研究炉開発を目衡すものであり.国k米自こおける高位能宿署E炉の開発技況の調査，
高性能筋型研究炉熱水力特佐野偏悶限界熱il束相関式の開発.炉i>u、術進財7凡ミニウム合金の照
射試験等を実絡してドる。
5. 1. 2 高性能研究炉の海外調査
今後の研究計画の立案等を効率よ〈進めるため.世界各国の情報を収集した。このため.欧州
及び米国に人員を派遣し各国研究儀聞の現状.将来計優等についての寓査を行4 た。以下に各
訪問国及び機関で得た情報の篠崎を述べる。
(J) オランダ ジョイントリサーチセンター・ペッテン研究所
HFR研究炉に関する情報を入手した 同炉は，当面高蔵縮ウランで運転を行う予定である。
また. BNCT (ほう素中佳子摘痩療法)5壷設を有し.犬を闘いた蟻衡実践を含めた熱外中佳
子のやiJlfJについての検討を行っており. 1993年末には.医療照射を開始する予定である。
(2) ドイツ ミュンヘン工科大学
現有研究炉FRM及び現在進められている FRM-I計画に勺いて情績を収集した。現在
FRMでは.ウランコンパータを周いて高途中性子を発生させ.これを皮膚癌に照射.治療を
行司ている。 FRM-H計画は.出力2OMW.蟹水冷却.垂水反射体を有する研究炉を建麗し
ようとするもので. 8 xlO"n./cdsの最大熱中佳子東が重水反射体中で得られる。予算C:i..
490MDM (豹400億円}で.今年申請し. 6年後の臨界を呂指している。
(31 フランス ラウエ・ランジュパン研究所
現在故障により停止中であるHFR研究炉の故障原因や.中佳子利用に関する情報をλ手し
た。 HFRには.炉心下部にヂィフユーザと呼ばれるアルミニウふ餐の円割i(冷却討のa捷を
防ぐための構造材で.直径約15..の穴が約百剛・聞いてt唱。】が設置されているが.中佳子
照射による臆化.高.速下での応力の重畳害事によりその溶畿郵に亀裂が生じているのが発見さ
れた。これに伴い炉を停止.対応策の倹討が行われてきた。当初は.原子炉圧力容器の蓋を開
政し燦科及び設置されている全ての中性子導管等を取り除きディフユーザを交換する計画で
あ勺たが.これにはかなりの伎術的国鯵が予怨されるため，現在では，圧力容器を含めた原子
-85ー
JAEKI-M 92-154
4fc. WeilttI9*tfF4Ji«S©yjrc*S 0
WRJlcBQLTJi. * f t t ^ * ^ . i O i * A * - ® 6 l > » 1 ' f t f . «ft>M£P^fc*©ifc*
* £ £ » T l ' < X'&Z n t&Z kT*->fc„ (4) * S + - 9 >) ? ySAHSSr
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5.1. 3 A N S StH t ©»7JW* 0RNLtB*m?JimftfiiiBiTmt!iUz\Ai]Vtmzmt2>mM.mz£-ri£. ANsirst©
Ttt. 7.2.1T'Sfa-r5o
5.1. 4 ^ttfi:«rVBfS*'**^Jf4.*f«ffiK**!**Wfle^0!SI^ AttttffSffXJPTU. fti«+1iJP3fl£#5fe*cc*itTCtti*|BJ!i*Kff<fcJ:<!t«ct
HW^^T*5o c©/c*. *fft^^©*^l*(*«*l i -e©i*R*»$i5fca6cJ!l0E$il5 :t i:<£') , c©»<£*#TT©RJP«Dt*©f»(tSt^*«*1!rf:*:St4-So * : T , St t tt»*ffll >fc*#*PSflF»p£*t*«c. *ff*frTT'©R*»aE*lco^TRff©ffiMitRCFg| » T - * * t M t L . *ttHSfSBf5E^ir*ffl5rie<c«BBS;©BSJ6^Hil6U * * « { * . : t i c jfrt «c£6B«£L*:£KIUE€*f lLfc . 4B0HSTI2. *1±iaPr£fir3eJ!P®*£lKKStf# *tt»t?8^*i3a«*ft*^. #nts*i5«BB5c©^-5>»-^©ieffl^a:«Lfco &K. c ©«nr . £ * *iS fc#T£*f * £ L fcKfr O f t * ? - * ft CFflHsCCol »T &ftME&f?l \
- 8 6 -
.JAf.IU-~t 昭一 n54
炉本体を全て童話しいものに交換する方法を後討している。この場合には.ヂ4フzーザに積善
穫を繕す他は，一切変更を行わ訟い予定である。
なお.再起動は1994年4s頃の予定である。
制問に関しては.熱中性子から.よりエネルギーの自主い冷中佳子.極冷中佳子へとその比重
が移勺てきている。更に，中性子ポラライザにより鑑怪を踊えた中性子の利闘が今後大きな比
重を占めていくであろうとのことであ司た.
14) 米国才一クリ 7ジ国立研究所
現在原研と研究臨カを実施しているAN S a.hanced Neutroo加 lrce)計画について.現在
までの進惨状況の穆説今後の進め方等に関する爵編釘ち合わせを行司た。現在行司ている観
念設計は. 1992年7月に終了する予定であり.その後の建設を目指し E四4米国会計年度に向
けて恒念設計書.安全解街.の作成害事.作業が構力的に進められている。
一方. R&Dについても現在.かなりの重要な説破研究が行われている。その一つはANS
で録用されるアルミニウム彼橿表面での敵化佐援の影庇腐食及び徳永カに寓する抗酸で.テ
ストJLープを寝作し冷節水の涜逮.圧力.温.If. p H等を制御した枝撃で猷験を行司てt、る。
また.ウラン・シリサイド懲斜に関して.同研究所内HFIR研究炉の強制優のー留をウラ
ン・シリサイ F懲科に変更しフJLサイズ燈将仮を闘いての照併滋蟻を行う:t蘭である。
各研究S展開の鍵察により.どの厨究織関においても.より高中性子棄を目指した研究開発を
行っていることが分かq た。更に.原子炉のこれまでとは違勺た利闘方法であるBNCT等の医
療照射に績優的に取り組んでおり.特に.熱外及び高途中性子の利闘に重点を置いていた。
中佳子般乱実験等の分野での中佳子ビームの利用に関しては.よりエ*J!.ギーのAい中佳子の
比重が益骨高〈な 4 ており.更に.極性を備えた中性子の利郎が今後の往とお『ていくものと考
えられる。
5.1.3 ANS計画との倫力研究
ORNLと日本原子力研究所闘で締結した陶カ研究に閲する趣意書に基づき. ANS計画との
研究tiカを実錯している。現在研究員 1名均九 1年聞の予定でORNLに湾在し.ANS計画'T'
&重要課題の一つである豊島水力特性に関する実験..街業15に従寧している。本協力研究につい
ては. 7.2. 1で詳述する。
5.1.4 高性能新型研究炉熱水カ特性評価m限界熱波東相周式の開発
高性能新型研究炉では.高い中佳子棄を得るためにこれまでにない高出力密度炉心と怠ること
は明らかである。このため，水冷勾炉の場合 1次冷却水はその..を抑さえるために加圧される
ことになり.この様な条件下での限界熱涜束の精度良い予測は非常に重要となる。そこで.1ft"
燃料を閉いた水冷却型研究炉を対象に.加圧条件下での限界熱波棄について既存の相関式及び実
験データを検討し高性能新翠研究炉に適用可能な相関式の開発を開始し.本年度はこれに資す
ることを目的とした委託調査を実施した。今回の扇査では.高性能Ii翠研究炉の運転状態及び，
故状懇で予想される流働条件から.必要とされる相関式のパラメータの範囲を設定した。次に，
この範囲仁含まれる条件下を対象とした既存の実険データ及び相関式について文献講査を行い.
-86-
JAKRI-M 92- lit
5.i.5 Til-~*ji~&£<i>mmm.
*t>££fc*igtm-C'*5T)i- ^>>A^^K-51 »r. «ts*flEKSa^«f»i±fl"ttf©ij»*a ^-Sfc*. JRR-3Mlcfcl»TM««lt£W*&Lfc0 ifc. *M*f««©5«HI*. « * « t t tt**&m\ H#f«K»t©fl:e©fca6©TF-^**fftfc 0 JR«t«. ¥ * 4 * 7 f l * T l f * >
<i5f-i-r*i). *©&. wmmtmmz^mwik. mnwi.uMm^m\ m#mvL-c<*>&*
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5.2.1 « IS
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©R&Di>mm^*ix tzt<. *»^^©Ji*tt«KfeJt5«ff*iHroi»T0>7*-*i**itt:
c t m . K«cc#-j**Wi*A^-©3S^/*-XA*«^a4flEtt ( F P ) ©«aj*» Lfco
5. a 2 3m©rtS" (1) §>«*ffl J - 7 U - K
S M f c B H - ^ - H i . ££150. On. £50.0n. (f £l.27nCStfff$0.51n) ©^fft (Fig. 5.2.1#J8U )T'. »*«19.75?«). ^5>«flr3.0. 4.0&CF4.8g/cc©3fHiT'<&3=
aft. « « * . » © « £ y - # » 4 . tt.SCERCAat*SB&Wtt©2tt©*-e*0. S S ©
M«K*C4b^SCftJrJ:5K»$fllg1-5fc©(CSaT' = -r i / -h«-*f tLia iJCftLT I'So <£*>. C<l*-CH»KffiLfci-yi'-htt. Vvsmtf. 4.8g/cc©fc©©*T*5o
- 8 7 -
J:¥!-:RB -:¥1 902 -154
それら相関式の適悶範囲及び予調傭度を調べるとともに.高位鑑triMilヲE量置に適用可能f.繍闘え
の開発に際して倹討すべき諜.の摘出を行勺1:'0 さらに.高性能書官型研究炉では.慮"5周ギヤ?プがかえ正り狭い.密炉心に怠る可能性が高t、そこで.援回目JI!影涜路での限界銀遺棄実
験も行司た。
5. 1. 5 7/(， ミニウム合金の照射実験
炉(.，、構造材料に聞しては.高性能書面型研究炉の高中性子東.高熱.東条件下で十分布E材科強度
が要求されるので.この鎌な条件下での炉~輔造綜斜データの取得が不可欠である.このため.
最も主要な構這材料である7凡ミニウム合金について...強度に及tます中健子照射の彫審を調
べるため. JRR-3Mにおいて照射試験を開始した。また.朱照射試科の引.誠験'..趨観性
試験等を行い.照射後試喰との比般のためのヂータを取得した.照鮮は.平成4年7月まで符わ
れる予定であり.その後.照射前と同僚に引獲試喰.磁破慢性試験等を行h 照射前後での各種
機憾強度の変化を調べる予定である。また.これと平行して委託調査を符品、アルミニウム合金
の中性子照射試験ヂータの文鼠調査及び照射脆1t銭験法の検討を行~i.ご。
5.2 シりサイド緩扶鑑格破鏡実験
5.2. 1概要
裁験炉や研究炉の幾科の低橿値化が世界的に進められている中で.高ウラン密度化が可鎗なシ
リサイド燃料か仮状懲科の主力とえEりつつあり.原研においてもJRR-3M.JRR-4及び
JMTRで使用か予定されている。高密度シリサイド燈料の開発過程においては世界各国で種骨
のR&Dが実施されてきたが.事&t時等の過渡状態におIt-5強将司E動についてのデータは皆無に
等しL、。
本実験研究は.猷験用のシリサイド懲科仮〈ミニプレ-l-)~NSRRでパルス照射し.絵料
の破fB挙量It. lIt慣に伴う犠械的エ本)1.ギーの発生メカニズムや按分裂生成物 (FP)のJtw挙動
を実験的に解明することを目的として平成Z年度から開蛤し.これまでに合11"10回の実般を終了
した。
5.2.2 実験の内容U
III 試験用ミニプレート
試験問ミニプレートは.長さ150.0阻，幅50.0・.厚さ1.27..(芯材厚さ0.51・}の寸法
(fig. 5.2. 1参照。)で..縮度19.15%.ウラン密度3.0.4.0.及び4.8g/ccの3績績である。
現在.板状燃料の蟹造メーカは.仏国CERCA径と米国B&W祉の2社のみであり.両国の
鏡絡の遣いによ『て後置材等に使隠するアルミニウム合金の仕様が若子異なっている。バルス
照射試験におけるこれによる影曹を葎認するために両社でミニプレートを製作し実検に供して
いる。なお.これまで実験に供したミニプレートは.ウラン密度 4.8g/ccのもののみであ-50
-81-
JAEKI-M 92-151
(2) f£*ffl*-/*vt.
(Fig. 5.2.2#SL ) '<*XBW*WMW ( « * . *SiflE) ©fi*. ffA©*fc. « A ©
fiKHUl^Bft*- 9 —tS fc»C 5 - 7 U - h Sim-Mi: 5 *t ©lltttt«&&-tfR 'J iitf Tl»5« (3) '*/lxSHt
*fl l l ir*>i**«fe**t'*-7 / -*©—:>« '*# X«S#CJ: 3 5 - ^ 1 / - h(D§tmMX' h^X. ^fiJBfiStJ-SMSfcO©**^**^- fcal/(g-fuel)j tLTSS*i*»-e«fc
t>. i " J * Y K « # K o i « T i . -€rfflK«IL#l»lt. « K « x * j [ , 4 r - © l 6 4 L i l ' « ^ s c©fE*Mc«cff-r5fe©t^fil^*ifc i ,„ c©fc«>. g|*©££tfe. 1P*>. H»ffl*^*A 4>C£&«iHSl.tt»<$«ft«2<b«aA*'d. ftiEiftflMt©£*a^raJ&L. «$*&&»£ « J P $ « 5 t t f e i r . &£KlEfcTJgg»l***JfcLfc. NSRRT-li. *-*«AxHtt. &
>lx (/«;lx*««fi30~35B) lcJ:5M«KH-tfc5 0 I t t h c i « 5 - 7 1 - - h © * « « « . m 1 OB(!>$ftftC i - 7 u - h©K*BE©lft«M«*tToTNSRR©!«^Ji5*t©B8«* skibXti'). KR©**Tt tc * I K * - * I *T*iyt£MILTl >5=
5.2.3 ^ H t f ^ 3 ' " 5 ' Table 5.ZllzCtl&X'<D$m<D9&--%£m-tkk&tz. ><)lXBM"!«©fi8HIE. S«t&
SfllM^t.?* t.*lfc«a«:«TC«lft-r5o (1) i ^ y t, - »*0fg**tt62cal/ (g - fuel) *>£!54cal/(g • fuel). « » S © H 3 f i 5 l l i
177'CA £«S971*C£l« i U'0
(2) ^T©*HlCfet>rK*»A^ffl«R(DNB)*<4lifct>®tfll«$*l5o (Fig. 5.2.3 #KU ) (3) !6*l82cal/(E-fue])ErF©3|a]©*l* (5 0 8 - 1. 5 0 8 - 2 R t t 5 0 8 - 1 0 mtk) Xit. (2HZt>frfrt>t>-ri-7U-bl±m£Tii',tz0
(4) £*dtt4cal/(g-fuel)K±®7IS©g£l*T-;^-/U-^««Lfco {ZZXlt. i -?u-bmmcmimi%<k-tz>ck$:t>'>x. ti&t&i k^m-tZo)
(5) £#!i»94cal/ (g• fuel)A^97cal/(g• f u e D i T ® 4 H H ( 5 0 8 - 6 ^ H ~ 5 0 8 -9**) xa. mft&ttmme>±TMttmzto\.*xi6mmm9mti (ftaa*i) **i;fc. (Photo. 5.2.1#JSo ) i- L--hSffififll«400*C«T-C*0. £»tt/Ml\,
(6) £ft l l l5eal / (g • fuel)ffl*H(5 0 8 - 3£*)T'li. * - ^ U - HiRSfc (400^-60O'C)lcJ:f)±# <$LKUzfr. Sfn©gBElitfL^S^A^T*^ii*!ni:a*->ri>5o
(7) £»*#150cal/(g-fuel)£*t;ifc5 0 8 - 4 ^ * & t f 5 0 8-5H»)-C«, i ^ U -h©fi«ii6oo'c u±kt£i), ««#©&«. flfeft, s*@, zttvmai, sa-*Rii
- 8 8 -
J.-¥F.HI-:¥I 9ヨーn&1
(2) 実験用カプセル
ミニプレートを封入する実敏朗カプセJI.は f大気圧水カプセル』と呼ばれるステンレス製カ
プセルであり，実験の際の安全性を確保するため，第一種容器としての設計がなされている@
(Fig. 5.2.2参照。 Iパルス照射時の冷却針{経水.大気圧}のiUt.圧力の変化衝掌カの
発生等を測定するため，カプセル内舗には鍾骨の計義カ噂されてL唱。また. ミニプレートの
温度履歴を直倭モニターするために， ミニプレート表面片側に5対の急電討を溶畿で取り付け
ている。
(3) パJLス照射
本実般におげる最も重要なパラメータの一つはバJf， ス照射によるミニプレートの発熱量で
あq て.単位懲斜芯材重量当たりの発生エネルギー『四I/(g.fuel)j として表される量であ
る。軽水動力炉Jfto量化物理E科を周いたこれまでのNSRR実験により蓄積されている知見等か
ら，シリサイド懲科についても.その破規しきい値..織的エネルギーの発生しきい値等が.
この発熱量に依存するものと予恕されたれ。このため，実験の安全性.即ち.実験悶カプセル
の健全伎を確認しながら実験を進める観点から.低発熱領峻の実ーーから開始し，順次発熱量を
増加させるとともに.必要に応じて追認実験を実施した。 NSRRでは.単一パルス照射.台
形パJ~ ス照射等，榛今なパJ~ス照射が可能であるが.これまでに実施した実験はすべて単一パ
JLス(パルス半値幅約30-35t!s>による照射鉱験である。照射によるミニプレートの発熱量(1.
第1回目の実験後にミニプレートの燃焼度の絶対測定を行司てNSRRの積分wカとの関係を
求めており.以降の実験ではこれに基づいて発熱量を評価している。
5.2.3 実験結果3~. u. 5)
Table 5.2. Iにこれまでの実験の観要一覧を示すとともに.パルス照射中の温度履歴.照射後
試験等から得られた知見を以下に領説する。
(1) ミニプレートの発熱量は62cal/(g • fue)}から154cal/(g'fueJ).強科板の費途温度は
177・Cから最高971'Cを記録した。
(2) 全ての実験において篠沸虜からの雄悦CDNB)が生じたものと後定される。 (Fig.5.2.3
参照。)
(3) 発熱量82calノ(g.fue])以下の3聞の実験【 508-1. 508-2及び50 8 -I 0
実殿}では.(2)にもかかわらずミニプレートは健全であ勺た。
(4) 発熱量94cal/(g・fue))以上の7回の実験でミニプレートが破領した。(ここでは. ミニ
プレート表面に割れ等が発生することをも司て破償Jと定義する。〉
(5) 発熱量94cal/(g'fue))から97cal/(g・fueI)までの4実験 (508-6実験-508-
9実験}では.燃料芯材領績の上下構付近において量産覆材に位界割れ〈貫通割れ}が生じた。
(Photo. 5.2. 1参照。〉ミニプレート表面温度は4ω・c以下であり，変形は小さL、。
(6) 発熱量115cal/(g・fuel)の実験(508-3実験)では. ミニプレートは高温化 (400"(;-
600'C)により大きく変形したが.割れの程度はむしろ穏やかで未完通網れに留ま司ている。
(7) 発熱量が150cal/(g'fueDを纏えた 508-4実験及び508-5実蟻〉では. ミニプレ
ートの温度は600'C以上となり，後覆材の溶厳.流動，再凝固.Z.材の露出，貫通・未貫通
-88-
JAKRI-M 92-154
* & # 5 o 8 - s^nt-cu. •8^^«cit«it^s*Lfcir**«wiE$nfcjri ,fr^*>^-r.
5. a 4 ^**g*©%*
*tt*ft©*l*Cfcl»T***tf*<i2iiLfc«8fi££ 5 ~fv- h © £ f ! * i - e * W £ * * gSLfcfe®£Fig. 5.2.4C^"To
£***<100cal/(g- fuel) «T-C££Lfc«tlliJgi**115cal/Cg • fuel) H-fc-C«S*lfc * « l i . *©»«*«*£- .TI^S *>©£#* £*lSo ^-«*>%. ifc#<i, 5^:71—hBfl&Mfc «tf<f>-? h 'J ? ?3H*T*STA £ - ^ A ^ O S H f i f l l (fi57St--ft64uT) £±@5A*t> L <Mf^L/:/z*»KaiftOftyfc-Sii!i;J:5««r*'J. « S i i . DNBJft£fifJt0>MMItt a^*OUtt9x>*cJ:MHHBtt&l&*> (?I«{DA) ©SB&Kga-f Sfe©fc}t5££*l*o
5. a 5 3-»©ft* NsRR&mi*tz&m»&^n<ommmit '$ ' ik t>5mznm*z¥i£T*3o. ¥ « 4 * m
«»©±<itfrgji. j aT©ao-c*5o (1) fi3l&ffi*Kfctf5*«»*©i' i * U - :/ a >AHff (2) D N B<-& u*i *%&&mxo>ftitmmmmm (3) mti.%'57>mm<Dz-7u-h£m'.*tznm
(5) ! S * r a £ - 7 ' U - h £ f l H ^ K c©-5^. (3)lcoi^T«. ffl*LfcJ-^"u-hffl«nr. JAER I -ORNL©tfe&BF3E©
~mtLX. 0RNL'C»ffLfc;-7'l'-F*fflt«5gfBt>*5o *fc. <5K:ol<Ttt. SPi ^^©ai^st,feonssi-5H-B-r*5*4. NSRRE^jt&oaagsEfrsr**^*
* % £ «
1) mmm. r£««£:NSRR£ffll«fci<"/1M K«tt«»fl*®ff*B3£j . JAEBI-M 91-152. C199D
2) eillffl. r&*«£ : NS R RmWHZtstfZVtftjpmmmm> >; -tH" KS«M8S©JE«s*ff S - * © l J . JAERI-M 88-1I2. (1988)
- 8 9 -
JAI-:m -:\~ 9tl-154
割れ等か発生するとともに.表彰はさらに大きく怠4 た。また.ウラン・シリコン合金毎末
と7'J~ ミニウム合金が反応してウランとシリコンとアルミニウムからなる相も形成されたこ
とが分かった，ただし.ウラン・シリコン合金が溶盈した復路は認められなか.，た.
181 全実般を通じて圧力畿や'.続的エ本J!.ギーの発生は測定されt~か.，た.轄に 508-4実
検及び508-5実喰では.明らかに後覆併が自信厳した痕跡が鰻察されたにもかかわらず.
強科の分置をや圧力麓等の発生は認められなかq た。
5.2.4 実験結果の考察
それぞれの実験において各豊島震対が記録した最高温度とミニプレートの発熱量とで実駁結果を
撃理したものをFig・5.2.4に示す。
発熱量が]oo[aJ/(g・fueI}J.;(下で発生した磁調と発熱量115c:al/(g.fue])以上で値られた
破鍋は.その影態が異な『ているものと考えられる。すなわち.後者は， ミニプレート温度が敏
覆材やマトリ 7 クス材であるアルミニウム合金の溶雌温度《約日'3"(;-約倒。，"(;>を上回るかもし
〈は接近したための鍍寝付の般化・溶雌による磁鍋でおり.前者li.DNB発生以降のE庭園.a扶
懸からの急滋なクエンチによる衝撃的な第応力日I張応カ〉の発生に起因するものと健定される。
この点については.有限要素法等を周~-t.:熟応力解析によって磁認して行〈予定である。
5.2.5 今後の計画
NSRRを用いた低調健備費E扶t!科の破鋼実肢は今後も引続き実績する予定であり.平成4年度
以降の主な計画は.以下の通りである。
(J)低発熱領峻における破鍋形態のシミ zレーション解衡
問 DNBに途しない発熱領域での非破損信認実験
131 異なるウラン密度のミニプレートを踊いた実験
14} 機械的エネルギーの発生が予想される高発無量領域での実験
(51 照射済ミニプレートを闘いた実験
このうち，聞については，周意したミニプレートの他に. J AER I-ORNLの協力研究の
一環として.ORNLで袋作したミニプレートを用い.a;計画もある。また.(51については.圏内
外からの強い要望もあり実施する計画であるが NSRR原子炉舗設の設置変更許可を取得する
必要があるだけでなく.照射済ミニプレートへの熱電対の取付け方法等，解決しなければならな
い課題が多L、
.考文献
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PJate-Type fuel for Research Reactors at Traosieut ConditionsJ • J. Nucl. Sci.
TechnoJ.. 29(5]， 233 099D
5) K. YANAGISAIA et al.. rSt叫y00 Traosieot Behavior of 10・Enricbedllrani岨
Silicide Plate Type Fuel for Research Reactors during RJA ConditionsJ • J. Nucl.
Sci Technol.. (to be published)
-90-
Table 5.2.1 General description of NSRR pulse irradiation test on silicide fuel mini-plate
J8«tffl<c»I/rfuel) 62 77 82 94 85 96 37 116 194 164
« i S ^ - * - **# B&W **#
f-^jSUE ftfiffi CO 234 177
200
m 227 173
237 191
31$ 279
270 202
330 211
544 3S0
971 652
916 656
mH <F) / #Wt« (NF) NF NP NF P P P F F P F
• « » > «t««H« tftKttMM «**w«« mmwi* ttMtttt'ff * « « » » ttOMffi»
MUftttftUft (2*0?) IMMtL (2*m
strati Wrffi) (1 {rW>
ttOftiH
ftflMft (2<rW)
UtOrSIH
ffflttft (2* |» )
--h阿見回伊国
岨凶
j園町
VH
General descr1pt1on of NSRR pulse irrad1at1on test on si11cide fuel m1n1-plate
Je拘置(cll/c'fuol) 62 71 82 u 85 ~& n 116 15. IU
製造メー '11- セル'IJ D&W セル'IJ
被m~i1ii .高値{・C) 234 200 m 237 315 270 330 5u 971 818 ピ-~温度最低値〈・C) 111 m 113 191 211 202 211 no m m
破，.(F) /非磁鍋 (HF) NF NF NF F F F F F
81'.形悠 機械的破楓 機械的.繍 機械的破，. 機続的破，. 機械的破1M 被砲材熔融 被限材itI倣
<<<<Af級以験観察 米貫通創れ 来貫通創れ 来震liIi創れ 5長賞泊創れ 被鹿熔触 敏mi8倣
(2ケ所} (lケ所} (1ケ所} (37/Yr) 芯材分断 芯.~分断質量E創れ 貫溜創れ 貫通創れ 貫却i割れ RilDIU1. r.x濁例41.(2ケ所} (3ケ所} (lケ所} (1ケ/Yr) (2ケ所} (2ケ附}
Table 5.2.1
ー
曲
目
|
TOP 35
PLATE NO
Pl/PM3%Rh THERMOCOUPLE (T/C)
SILCIDE PLATE THICKNESS 1.27
MEAT THICKNESS
"SHE \C£NJER]
BOTTOM <Unit;mm)
CLADDING THICKNESS
Q3B
Ctpiull Cip
lailrmwuilw flu|
Crip ftwtt
Ct>nl« flunn SWIM
Fig. 5.2.1 Schematic representation of the tested silicide miniature plate-type fuel
Fig. 5.2.2 Schematic configuration of type Vtt atmospheric pressure capsule
』K世間町内『
V司
咽凶
1四日明曲
"，a&r岨蜘1111輔 '1.，
E辺同副・
ad e白M同制問
5問問
Ea/lll臨lMm
m斗4
剛
t
L同幽
LPitt
巴
P監
llm一
民鑓
T
mQ
泊
副
4
E
M
'" <.:>
ロ..，
白H・I・'r，副首rI蜘附(Unll:πm) BOTTOM
Schemotic configurotion of type咽
otmospheric pressure copsule Fig. 5.2.1 Schemotic representation of the tested
8ilicide miniature plate-type fuel Fig. 5.2.1
J A E K I M 9 2 - l&t
600 TOP BOTTOM
0.25 TIME(s)
0.45
Fig. 5.2.3 Typical fuel plate temperature history under transient irradiation
1000
60 70 90 90 100 10 120 130 K0 150 160 170 DEPOSITED ENERGY (cal/g-fuel)
Fig. 5.2.4 Relation between the deposited energy and fuel plate surface temperature of silicide mini-plate
93-
犯 1M:¥J J:¥EH!
500
u O 、...... w 庄
コト<{ E w a
E トー
凶ト《」仏
P3
Ea---a'h司nu TIME{s)
06吋 叩J」
ωコ比
Typical fuel plate temperature history under rransient irradiation
Fig. 5.2.3
NSRR PUlSE-'RRADiATION LEGEND: I山 町iched(1!l9v.ro 23SU， 4~8gU/c.c.) silicid陪mini-p凶.e(fuel cOa aNx'itlLXo.51nvn.t ) 除也pon:町自民胸部閣d曲目llyfmm
Ptlf't-'包%RhaHa.d腎dtoJ C 時時使
Oa¥a ta温 M ¥Mlp. p~ak ¥wice F:厄.ikJrt>， NF: Non-ぬikre
機 iZ部宅情惚J仰向
1∞o
170 施。150 50
制
抑
制
抑
制
制
m
m
(UL凶
αコト《ぽ凶仏芝凶ト
UU《比
αコ的。
z一口口《JU
Relation between the deposited energy and fuel plate surface temperature of silicide mini-plate
-93-
Fig. 5.2.4
I
POST-PULSE Photo. 5.2.1 Plate-Through-Crack occurence In biliclde mini-plate at tht
deposited energy of 95 cal/(g«fuel)
』LP問問国
1ぜ圃
国自
l回一芯
EX.508・g，CSPOST-PULSE
ぷ』
P1at喧-Through-Crackoccurence 1n b1Uclde mln1-p1ate at th， depos1ted energy of 95 ca1/(g・fuel)
Photo. 5.2.1
-IAEHI xe se in
5.3 J H R - 3 M W * ? ? i>* V*y ~> -f SMMHHEWIC
J R R - 3 M * t t F ^ i ? + r ^ 7 4SE» ( R 3 M - N R F ) « * d t 2 ^ a i * i : S * L & f c © T .
^ y ' t r 7 7 ^ f < C N R F ) W ) S 3 . T N R F t i * 1 W £ £ ( T N k F 1) t * 2 W K m ( T N R F 2 ) f t ' * 0 . mMlimtem-£ZMimW&&®&fkmi-. HtSlf) TAP 4 £*&
T v m & a t - t Z - I E m m i z V m i r Z * CNRFCl&*f>tt?«97?BliffiftM£tt£&<f'&?7
Bfc i£»*U*fg<l i»o«f i»£©fe* . R3M-NRFii««TAfftt&lfe&t>'OZ*:ftt %fritz0 fttz. TNRF 2<DTVmz.£Z>}TA94£*nm*SPIK&*). « « © * » * * £ 5I«g £ L fc «d> 0 T4- <. ttjifcBC-oi »r t > B * * S * * « § £ tt - tza
5.3.1 # ft R3M-NRFffl**tt»£*£*£Tabte 5.3.1 «C.W111>(CUTtUK&fe,,, (1) 1>tt-F*
fctf-5 )0*n of sJ£l.k©»<f'1i?$li. &MF<Si»/'Tttfc*l'#^Tst«©IMMW£'.> riiv^u rfif -5 c ir^-srftjr L to, t2) * K i " * / . J t ( C d l t )
to T N R F 1 i:TNRF2t«&M*'HKfiH-r5*'liWS*iTti«8it.AvX{i<il»At, ojtfcff © — J t L t a ' J / - ^ © * t f f T * « . - K o > A 0 # ' J i ^ l ! / > * ^ i ' S # l 5 < , (3) n 7 l t
c ©itfiT- I, t ' g c & t » T # i r I c £ T * 5 0 Table 5. a J © B a t e * * J: ?K. 3 >><- 9 | -25 i9n>©WK'i—"5A (Cd)i5*ffl l ' . y<t AAKKadak SR**tff lLfc*^©J!S: Sf-CftSo Cffl^ai*CfcV»-C«4 4MO , n/ ' cr f0gMt '&?f t&laSv®tf '>7Mh}<7 4 A&m&lzisi>Tm-®t£mtZkfr&mkt£-*T\*&o TNRF2!Cfctt.&7 4 Al*mz <k-5«t'ttT7> ! +r5 7 i r « . tt>Trme>'i;J7 75V> KcatLTSJ+£fc-pi;:J:$B*»i 62.5«g©«K£8roCfc£,T.L-CfcO. £ISJ:*f>7|R©|?V{*-trei<::£l>.= £ £ t t £ a ttfc. Z n S - L i F©3>/<-^«-ttffl-r«f-Uh"feC*it'-Ctt. C©tt l i HfrtA'* i £ t o t r t fcO. <f>7«©|g»K^ir-r5*ir«<Cl*Ckfr#A*~>t: 0
14) 3 « j y - > l t
c © e « ' f i 4 ^ v i ' ^ y ; 5 7 ^ © ) | f 9 ( f i | ^ 5 E ^ o * ^ © H T - T : f e S o c©«A< lOOfcLL* t\«aw*wiK(»BE«+ar*5<t£ftrt > 0 »£« TNR F 2CM >r. 4a*®/j»ttik Jt©%«|-«o3IISfea^rav--Cfi-:.fc 0 TNRFl©i f t ( i€©£Xfr£©3t lFfrC«'5a t» Ttit> W0£A1etz±®zmkti-,Xisi). H#t t*£*£f»fc 0 3<; y-^©)t>ftA.«gff lg
- 9 5 -
.L.正白I ~V 叱 ll5.11
5.3 JRR-3M中性子ラジオグラフ4装置@開発電画案
J RR -3M'f'性Fラジオグラフィ装置 (R3M-NRF')は乎Iii2年度求に完成したものでー
水子実験fI.i Rの熱中佳子ラジオグ弓フ i~主置 (TNEU'} と実般利岡棟C2-3のt命中佳子
ラジオグラフィ装置 <CNRF'} 1から成る。 TNRFU孟買~J ・~言~ nNkF 1) と第2縄J;~
nNRf 2' かあり.前奮は開俊誌によ~高lttl位物質の試:.19に.後者はリアルタイムの
TV法を主とする一般利聞に使闘する。 CNRFは倫中佳子のマクロ断面積制定なとt合中桧子ラ
ジオグラフ fの纂a堅実験に用いる。
昨年度末以来実絶している符住測定の結果.R3M.NRFIま極めて良野な性能をもつことが
分かった。特に.TNRF2のTV法によるリ 7ルタイム扇像は鋒明であり.猷輔の動態健察を
可能としたばかりでなふ節止画についても画像処理場、容易とな吋た。
特性測定は継続中であるが一部ヂータを公表したところ. TNRF'2のflsffl需5習がt，{つかの
太学から寄せられたため，協力研究を実絡し対応している。
5.3.1 特性
R3M.NRFの特性測定結果をτable5.. 3. 1<<こ示すとともに以下に償誕する。
山中佳子東
いずれも金箔を!lIl‘た劃定値である。結果は予測を2-5倍上回『た。特に. TNRF2に
おける JO・n cm s以上の熱中性子東は.良好な1¥'1比とあいま司て試料の動眼健司Eをリ
ア 1~ タイムで行うことを可能にした。
(2) カドミウム比 <Cd比3
0.5圃tのカド E ウム飯と金箔を開いた測定の紙製であ~。舗は予測とそれほと変らな( ，。た
だ. TNRF JとTNRF2との差か何に起因するかは現時怠では明らかては屯いが.可能性
のーっとしてコリ tータの村質であるポロン入りポリエチレンが考えられる。
(3) n T比
この値はテレど法において特に量要である。 TaMI?5.3. 1の開法にあるように.コンパータ
に25 ミクロンのガドリニウム (Gd)翁を用い.フィヰムにKada量 SRを自~Rnた場合の.íi!
値である。この検出系においては 01x 10' n'llIfの熱中佳子量と luSvのガンマ線置が7.，Jj.ム濠度において悶ーの箇を示すことが基準とな『ている。 τNRF2におけるフ 4ルム訟に
よる中性子ラジオグラフィは.ガンマ織のバプクグラウンドに対して艶中佳子による扇像は
62.5倍の濃度を持つことを示しており.実際上ガンマ線の影響ほゼロに近いことをなる。なお.
ZnS-LiFのコンパーータを使悶するテレビ法におわては.この値比 I桁上がると云われて
おり.ガンマ線の彫曹は考..する必要はないことが分か「た。
14) コリメータ比
この値tま中性子ラジオグラフィの解像度を支配する最大の図子である。この値が 100以上あ
れば後何学的解像度は十分であるとされて4・-50 I!f.定はTNRF2におドて，立11大の小林綾
授の考察になる測定治具を悶いて行司fこ。 TNRFlの値はその結果からの計算箇である。 L、
ずれも JQOを大幅に上回る値とな勺ており.良好な結果を得fニ。コリメータの彫状か縦長の長
-95-
JAER1-M 92-151
Tff^tlTl'5**. «PttJF*«tfK<fc55f->rt4i!t$nTt»<fl»«, Lfc*<oT. >f>t£P«i
ft7«. *^^|6llCft3Mfe*tfcCfcC4-S. t»-r*iCtTt>3»Jj<-?ffelil HMELhTfe 0. TNR F 2©*«f*ft lHlr3Ri+#-e*5££*«, . <5) IKK&CHfftK
TNR F 2 Kfc«JS25tf G d - SR£©*«a£MI«K©*£i£*£Trcii; ir 0 * ! « . c (*+tfc*«£^J-«*> . S (l*SL+it?*frJFfft*) . T ( * r > v | « i * S - r * « ) .
P ( # > 7 * © r t * ? # ^ i c £ 3 « £ ; f o J - * * > irJ:r>TSdn«. MHtKttH (KSTOIE fc«/jM0dFL©2£/Trimt!) . G ( ^ S J l E f c * * © ^ + - ^ : / £ J F * * I I ) £J:f>ii;£*l<5. *^U-J±cft£©fi£#&fti::*IM-.5t>©Te. 1 (ff) - V <*iD ©5«l»TiF-fo »^«S«*>6«C. S. r. H. Gli-T'>cTI-CJ&-,fc*«. P ©«S*M < *l &*»:: ttfc 3"
tt*UttJStti\,
c S r 1 P H o Category
73.6 3.2 0 4.3 7 7
Iifctt l
5.3.2 f&ABFSE *^«K2lSfcLfcf&:&ff3e©71-vKtf#^:fr£Table 5.3.2 Cijrf„ ttfc. "f^T©-?---?
- 9 6 -
J1.:¥H-:RI-1¥1 92-]5，1
方形であるため垂直方向と水平方向の値を示しfこ.踊定値比護針値をかなり下回・2ている.こ
れは当初から予想されたことである.即ち.垂水タンク内のコ切メータ先織.，孟T~ ミ二ウム
で作られているが.中佳子吸収材によるライニング儲臆されていお弘、したがq て.中綾子他
コリメータ先婿以外からも取込むこととなり.コ羽メータ先舗の位置が念、なり手前に怠ること
が予怨された。劃定結果からコリメータ先嫡位置カ哨雌畑町手前になり.関口鶴も垂直方向に
約7圃・水平方向に釣3・鉱大したことになる.いずれ自こしてもコ切メータ比は 1個以上であ
り.TNRF2の銭何学的解像度は十分でおると云え;.;"
(5) .貿及び解像度
TNRF2におげる2511Gd-SR系の線質及び解像度の測定結果を下に訴す。緩慢は.c E熱中性子量を示す指標).S (厳説中佳子量を宏、す指毎>. 7 (ガンマ線量を示す衝億七
p (ガンマ織の内電子対生成による貨を示す指優》によ『て表される.解像度はH( U可飽
な最小の孔の径を示す指標).G (歳別可.f.l最小のギ十フプを示す指標}により示される@
カテゴリーはこれらの値を縫合的に簿価するもので. I (優)-v (不可》のS蹟陪で示す.
測定結果からはC. S. 7. H. Gはすべて Eであ勺たが. pの鎗か，z<総合的にはカテゴ
リーEまたはEとな『た。これは大変に不調足な結果であり.早急に原因を調べ対策を11じ怠
ければならなt、Category
EまたはE
5.3.2 悔力研究
本年度に実施した悔力研究のテーマ及び相手方~Table 5.3.. 2に示す。なお.すべてのテーマ
が次年度にも継続されることにな4 ている。
-96-
Table 5.3.1 Characteristics of JRR-3M neutron radiography f a c i l i t y
Jig n/ci2*see
Cdtt n/rifc n/ci s/MSv <Sv/h)
I, •• D • •
I x H •• W x H x t i i kg
T N R F 1 2. 6 x 108 81 H 5,417 132 41
V 5.492 114 48
115 x 432 960 x 4130 50
T N R F 2 1. 5 x 10 e 130 62. 5 *» (2.16)
H 7,277 176 41
V 7,352 153 48
255 x 305 400 x 40C x BOO 50
C N R F 2. 3 x 10B — —- 20 x 50 400 x 400 x 600 30
C N R F 2. 3 x 10B — —- 20 x 50 400 x 400 x 600 30
4xl0Vci s /^Sv=l ^A*fc*K;£iaj<H>.li£fo<V)t*ft€iKltJj*l,fc e
』
KE言t言明ぬ同研岨
Character1st1cs of JRR・3Mneutron radlography fac111ty
項目 中性子寮 nl T比 :1 1)メ-1比 L/D・E 照射野 拭科の最大寸法重量
n/c・E・sec n/c圃21μSv L園田 ， x H .圃 ， x H x t・・接置名 (Sv/h)
D ・・ kC
TNRFl 2.6 X 108 81 一 H 5.417 132 115 x 432 960 x ~ 130
41 50
V 5.492 114
48
一TNRF2 1. 5 X 108 130 62. 5・2 H 7.277 176 255耳305 400 x 40C x 500
(2.16) 41 50
V 7.352 153
48
CNRF 2.3 X 108 一 一 一 20耳目。 400 x 400 x 600
30
』・・ーーー--園田
Table 5.3.1
叫，-.1
-2小林法広よる測定値.なお::J1)メータは断面が長方形
であるため備方向(8).縦方向(v)をそれぞれ表示1，.f.: ..
-t伺 -SR系
4xI03n/c.2/μSv-l
JAERI-M 92-154
Table 5 .3 .2 List of collaboration
S A ff % *•—* IB # £
*>&** •! >-*©«frettH?fflflHe £»#£*?-;&K3eai
ft^SHP^ 5*^57,«- fc-«f 5g«WI(ifffif«®*$
'; r»> 9 -f ^HiH&a{-BB-*-SW5E w&jM*&-jjm
^JM-)«M£?-5 i? * ^ 7 v < ©BBS «*S*^X£8B
ftftt^CTWWSe « * S * # I $ 3 8
B i S t - h / M Vi>M!jii!&tt»* «*g*#x#as
M3fe3>'---^©«pttaHS * » * * * & # *
C T{;B8-*-5IE*#tt©BF5S NKK0ffifijg»3Egr
am-ffis&tfcH F S * © * S s^pi#as£*wE#BF££
- 9 8 -
JAERI-M 9i! -154
Table 5.3.2 List of col1aboration
箇力研 究 テ ー マ 相手方
中性子::zIJ〆ータの畿何学的因子の研究 立教大学原子力研究所
冷中性子ラジオグラ 7.における巨視的断薗債の測定 立書t大掌原子力研究所
京都大学原子炉実厳所
リアルタイム画像処理伝聞する研究 武蔵工業文学工学郎
定量的中性子ラジオグラフ 4の研究 名古屋大学工学部
冷中性子CTの研究 名古屋大学工学認
屈曲型ヒートパイプ熱鎗送特性実検 名古屋大学工学部
蛍光コンバータの特性測定 東京大学弥生炉
CTに関する基本特性の研究 NKK応用鐙術研究所
沸鴎ニ相~及びCHF現象の援察 原子炉工学郎伝熱波動研究室
-98-
JAEKI - M 92 - IS*
5.4.1 X - •">"- £ 7 — ©H3E (1) X - ' < - S 7 - © f f c *
fci±il©x-'«- J 7-«M*?#*&tf*tt^>y-©*f*©fc«&©±*fc«R®—->h UT. *tt^sw¥©iBti»x-/<-;5-a*©mi*<*$„ x-^-s^-tt+ttiMftSJi ©Jltt-5 2«Ji©ttJI€*SA~f*+ A©IP;*tf#5XttLhc3^J:Ml, fc*3W3H« SIT* 0. coAlftfi:Jt-S«M*-?©:75 » 5'H#tt::<fc-*-C'Mi*£g#f £1*r5 fe©-C*5. Ifc*pft(± I86B©-*4rA-^>> < N i - T i ) X - ^ - 5 5 -* f^BUT. t t t ^ S t t ^
M5£ C««S*?««SI^Jt> ^©tftHBJgfclT-ifc. *©i6*x- '<-?^-f f lK«* |6Lb (/>/-.y>c(i. £ • $ « & ? - £ 2 « * © & * (Ni - T i ) ®KSM5©t£fctw J: £ * £ » # » £ Ltti»J:-74*£#a©fflH***T-&Sfc©to&*#fc©T. <**EKJi. ftS£ft£#£ftl£
fc«>|-^ £<::ijli£#< Lfcx—'<- J 5-©Kftr£fr-.fc. (2) &1$M£
tf5X*«CN i £T i ^ 2 5 K * » - r S R c « ^ B * ^ l ; < £ l ^ - 3 « c - r s « a * # ^ » l 5 fctfK. i•<-^*>©Hlf*#**/tf x - ^ - 5 7 - * f t « L . *it-eti©*>-//l<ccot>T *ma;e£ff -. it.. ^»r** -, -c*t *£*#«&© t*> o -c* s„
® 8»*5fCfcit5*f5x£lR©&#©*rfc © iE»i$©Jt2« <3> # A # x ( « * ) © S * @ s # Sfll <D &ff£©«Cftl*ll @ *r7xns©saBad c*i^.©*fr*ia*^t>«fcx-/«-;v-*ff«u +{£?£##:£*/£ u -e*i-e*uD
i**£fcf*Lfc<,
£*¥©fflST-*-,fc 0 Fig. 5.4. HC*«iftiP©W*CJ:5M#¥fflffl**vTrfo
f6© -7 * -^coi»ra. ssja*&cf««»«©««aaf©j«*4-MJitt4i;tt*^fco
tf»iaii£*£ (a«s*^«H»«i¥ii) ¥©*m*££?Ti\ ***#©*>t-c©x-/^-
- 9 9 -
J:¥E則 :¥1 事2~ I品Z
5.4 スーパーミラー中性子a・及び中性子ベンダー@開発研Jt
5.4. J スーパーミラーの開発
111 スーパーミラーの作製
高性能のスーパーミラー中性子導管及び中性子文ンダーの製作のための主要な蟹棄のーっξ
して.中性子反射率の高いスーパーミラー自体の開発がある.スーパーミラーは中健子儀説援
の異なる2橿須の初貨を費量百λ~量生+λの厚さでガラス.‘上に交互仁志着した泰司事厚多..
鏡であり.この人工裕子による中佳子のプラ 7グ反射によ勺て中佳子を反併させるものである.
昨年度は 186・のニヲケルーチタン (Ni-Ti>スーパーミラーを作製して.中性子反射事
測定 t中性子飛行時間法九金隈I!J及び表面担さ測定〈鍍針式慶IJ針).腹厩甥及び腹...
測定 t透過型電子顕微鏡写真》寄与の特性測定を行勺た.その結果スーパーミラーの反術率向上
のためには..腸を構成する2種類の物質 (Ni -T i)の11界面の鉱憶による混合暗が発生
しないような姦着法の開発が必要であるとの知見を得たので.今主w:JlIま..這義理E条件を知る
ために鍾暑の.着条件により作製したスーパーミラーの特性測定と反射率をさらに向上させ.Q
ためにさらに.厩を多〈したスーパーミラーの試作を行・2た.
(21 特性測定
ガラス基仮にNiとTiを交互に嘉肴する際に混合膚が生じないようにする愚適条併を知る
ために，いくつかの豪着条件を選んでスーパーミラーを作担し.それぞれのサンプルについて
符位測定を行『た。作製にあた勺て選んだ条件は次のとおりである.
① 業着時におけるガラス基板の冷却の有無
②蒸着時の真空度
③ 導入ガス<.棄》の有量医
④蒸着速度
⑤ 蒸着後の放置時間
⑥ ガラス適正仮の表面包さ
これらの条件を組み合わせたスーパーミラーを作製し.中佳子反射率を測定し.それぞれの
得失を検討した。
比較の中で特に顕著な差が現れたのは.表面租さの精通によるものと基復冷却の有無による
反射率の相違であ勺た。 Fig.5. 4. 1に基複冷却の有祭による反射率の銅遣を示す。
他のパラメータについては.表面租さ及び.&fI冷却の栂逮ほどの顕著な差異は生じti，かった。
次年度はこれらのサンプJ1.について.金援厚及び表面租さ測定{触針式IIIJ，計)..周期及
び膜層構造測定 t透過翠電子顕微鏡写真}等の特性測定を行い.最適条件のもとでのスーパー
ミラーの作製をめざす。
11層については.お4膚のスーパーミラーを録作したカ九これに関する特性測定は次年度に
行う予定である。
-99ー
JAEKI-M 92-1M
5.4. 2 X—'<- 5 7-«f>ttP#«©H5l X - ' < - = ^-©l£;ffl«®—zbLX. X-x-i ^-*&?**&*>Z* X - ' « - 5 3 - +
ttHF#si±aE*©N i wuM'&HHteJtKtr+it^s«f**<fl±-r51t t«:. *&** »©!6*m»*-C**#>?«*>i(|»«f'tt^©it«*«sjlE-C*»). IS)lflH*fcW«4-*#*<*So 4-*£flt« 124B0X- '* - ; 5 - f t £ P # * © l / lOxy-A^^/ t^ f fB-r s t t f c t cS t tW I£ffl«t LT. J RR - 3 M f > K T * * £ x - / < - 5 ?->{'Ct-F*VcC«|'rsc £ t c i - S E * *W0>5JiettK-?l>T*i*£fT->*:<, * t*« . # « « * T © + t t ^ * © » J t . SftKK. H S T *©«£<£ t T * 5 o *£*£LT. J*«J>ftT*iCot»Ttt. ix iO'n/erf-s :Mf<p*l5Ct. afflT«C->i.T«fl««T' 3 0 0 n S v / h t ? * 0 . E a f l H W W t L T © ^ ! ^ * ^ ^ ! ^ ^ ^
fcfcKX-'*- £ 7-1>ft^#«© 1 /10Xy-A^^A©St t * i lS^*»LTl»<o
5.4.3 'M**'* > * - © ( ! £
M%i~ZZ ttz£-,X*>ti:?mm£*Mtzi&<-tzzkfrX£Za Hlg^JtAJ:?t tTl^S* £?-•<> y-ttFig. 5.4.2Kif.-f .fc-5K20«rfi<DX->«- J 5 ->M£?#»0 .5»©#7X£K © i l e x - ' ! - ; ?-***Lfctt8J«£10tM*Al*--5 t,®T'*S„
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*%&%1><*>Zo $ S C « t L f c x - > < - J 5 -«+#£¥»«£#LTufct f f t t f fc<bUl-o **mt. 0.5B»©#7X*Sfrx-^--5 7-^illf-r5R«J©HIEt. ff*U;X-/*-
£ v - © # t t « ^ * f i - 7 c t £ » # LfcjH * K © x - / < - 5 ^-ftK©£7*«$l£;fcirfc 0.
- 1 0 0 -
JAERI-:¥1 902-IM
5.4.2 スーパーミラー中性子専管の開発
スーパーミラーの応悶倒のーっとして，スーパーミラー中佳子場管かある。スーパーミラー中
俊子導管は従来のNi..腹中佐子事管に比般して中性子反射率が向上するとともに.中性子導
管の基本的符衝であるガンマ線や高速中佳子の低減が可億であり.医療照射に有利な条件がある.
今年度は 124屠のスーパーミラー中性子導管の 1/10スケールモヂ/1.を作製するとともに具体的
応用例として. JRR-3M中佳子導管をスーパーミラー中佳子事管に置袋することによ-5医疲
照射の可能性について検討を行司た。検討は.導管嶋末での中性子棄の計算.設.配低周辺7
織の測定などである。結果として.熱中俊子東については. 1 x 10・n/al'S が得られること.
膚辺7織につt.ては実綱値で 300μSvノhであり.医療照射場としての可院佐か大きいことが
分かq た。これらについて爵.な検討を次年度以降も継続していく。また.計算結果を実証する
ためにスーパーミラー中性子導管の 1/10スケールモヂルの反射率調定を実施してい〈。
5..t.3 中性子ベンダーの開発
スーバーミラーの応IflfJIIとして.中佳子ベンダーがある。中佳子ベンダーは中佳子導管の幅を
I~鑓に狭くすることにより.より小さい曲率で中佳子を導き出すものであり.中佳子ベンダーを
開発することによ q て中佳子導管を大幅に短〈することができる。開発を進めようとしてい各ゆ
性子ベンダーはFig.5. 4.2に示すように笥旭幅のスーパーミラー中佳子導管0.5・のガラス基阪
の両面にスーパーミラーを纂着した仕切使を10伎縛λす-5ものである。
中性子ベンダーの開発のためには.反射事の高いスーパーミラーをt'f..することが求められる
のは当然であるが.併せて重要な要素li0.5.・の薄ドガラス基tiの両面にスーパーミラーを蒸着
する必要がある。さらに蒸着したスーパーミラーは十分な平滑度を有していなければならない。
今年度は.0.5四のガラス基仮にスーバーミラーを蒸着する錠衡の開発と. 作製したスーパー
ミラーの特性測定を行うことをめさしたカ九簿践のスーパーミラー作箆の完了が年度末になり.
特性測定等は次年度に行うこととな『た。
100ー
JAERI-M 92-151
JW&CA)
Fig. 5.4.1 Effect of substrate cooling on diffractivity of super-mirror as a function of neutron wave length
JRR-3M
-»*vHr*?*WI (C2-3)
mm*i±?^>y- Supermirror bender
#14^ hi-A
Fig. 5.4.2 Schematic illustration of supermirror bender
101
JAERI-"1 92 -1M
スーパーミラー直射事基範滞.晴翻Zよる員歳
1.2
1.1
1.9
8.9 1!J.8
9.7
1!J.6 8.5
S." 9.3
1!J.2
8.1
8.S
・・~-.-..--..-~_._-・...・・・...................・・・・・・・.........句・
~.一一一一日一一一一一….......・・・・・・・・・........................一一一J 一一…-一一一・..一一一一一一一、一一一-…-...........一一・…--・一.--................... "'r-・・・・・・・・・・，..，...-....-....、.......................・・・・........................... .. a ・ ー・・・-一・・...‘・・・・・・...-..--........一-...................._----・...............................…一一一. ~ ・............-.........‘・・..................1............ ..1..... _........ _. .........................、.........l・ ・・a ・ ・・・・・.1.... _....._.... _....一一一"一一一一......_--........_-.................…一一-・ ・・・a 1.15 2.~ 3.86 ".9 8.15
埠長cA)一滞誕取し 一清却.，~
Fig. 5.4.1 Effect of substrate cool1ng 00 d1ffractivity of super-mirror as a function of neutron wave leogth
JRR-3M
多層膜中性子ベンダー
ニッケル中性子導管 α2-3)
央二ここ7k-ー、、、、
、、、、
Supermirror bender
Fig. 5.4.2 Schematic illustration of supermirror bender
-101-
JAEKI-M 92 151
6. £ fc & ffi Kl * «
Technical Topics
J:¥EHI-:¥1 位 1M
6. 主 な技術的事項
T制オtnicelTow:両信
JAERI-M 92-151
6. £ u & m m m m
6. i &?irmist.&umv
6.1. 1 J R R - 2 ±**=K> 7<D*S.mim. n> « «
J RR-2i*iPiSi©**.1-:> r c t t . £ » * # > • / ( D P - J . D P - 2 ) , M8$<z>fttt # > 7 ( D P - 3 ) Rxtimftnxsrr ( D P - 4 ) #&-5<, c<i^©=K>^(±8as*ot>-r tit>mm*tLX/u-ijii^->t*ffli'jt**j&e«-*^»*^>^T'*->/^. M E T lt&#>7khl*t3vP&i/-KbX#>7kWi)tlZ*+>V*-9#>7W&fBtStl'Cl*Zo
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- 103-
.I.-¥Eld -:¥1 9t~ --1臼
6.主な技術的事 項
6.1 原子炉施股及び織器
6.1.) JRR-2主重水ポンプの使閉経験
m 概要
JRR-2冷却系の重水ポンプには.主重水ポンプ<DP-J. DP-Z>'摘製系の繍助
ポンプ<DP-3)及び非常冷却ポンプ WP-4)がある。これらのポンプは建設当初いず
れも輔封装置としてメカニカ It シー I~を用いた績.単段片吸込轟巻ポンプであ ...，1;こが.現在で
は各ポンプともいわゆるシ-/1.レスポンプと言われるキャンドモータポンプが使用主れている。
主垂水ポンプは，建設当初はW社製のみであ司fこが.その後予鎗としてM社製のポンプを蟹
作し.これらのポンプを年1回程度の割合で交互に交換し点検保守をしてきた。しかし.これ
らのポンプは単純な形式のメカニカルシーJ!.であ q たため紬封書事からの垂水層洩がさけられず.
メカニカルシーJJ.の定期的な交換，垂水の漏洩量の監視及びトリチウム対策等が要求され.維
持管理に多大な負担がかか司た。そのため.保守.整備の面で有事~è考えられるキT ンドモー
タポンプに変更することを検討し昭如45年度から昭和41年度にかけて全ての重水ポンプ及び
熱遮厳経水系ポンプ【PP-1)を更新した。その結果.重水漏洩及び煩維な保守，整備等の
トラブJJ.はすべて解請された。
設置後約20年経過した平成3年 7月に. DP-Iの綾障により.原子炉が自動停止した。
調査の結果. DP-Jのモータ巻歯車部で勉絡しており.その原因は長期間の使用によるモータ
巻線の絶縁材性能低下によるものと判明した。当ポンプは構造的に修理が不可能であること
から，新たに同-{士僚のポンプを担作することとし.伺時期に製作されたDP-2について
もDP-)と同等の劣化か進んでいるとみられるため. DPー】及びDP-2ポンプ2台を更
新することにした。
以下. J RR.-2におけるこれまでの主重水ポンプの運転・保守管理の状況及びポンプの故
障原因の推定と対策について述べる。
(2) 主重水ポンプの運転・保守管理
主重水ポンプの仕榛と主な保守.整備の状況をTable'1.1. 1に. 情進国をFig.6.1. 1に示
す。
キャンドモータポンプは.モータとポンプを共通輸とし一つのケーシングに納めた構造にな
「たもので.ケーシング内部のモータ部にはポンプ涜体と同ーの重水か入司ている。このため
ポンプには.漉温及びモータ発熱等を考..してモータ冷却ジャケ 7 トが取り付けられている。
昭和-11年までメカニカ J~ シー 11. ポンプを使陪していた約10年間に 6回のポンプ交換を行い保
守・整備を実婚したが.交換に至るまでの使用期間はたかだか10ω-4000時間程度であり.一
回あたりの保守・登儀費はポンプ情入貨の20-4096にもなった。また，交換作業による作業者
の放射線厳曝の増大，交a製作業日程憶保による運転日数の誠少.ポンプを工場で保守盤備する
-103-
JAKKI M 92 - 15t
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- 104 -
.JAEHI ~I !rl -lf>t
ための除染等の煩雑な作業の要求等.運転管理上の問題が多か司た。このような理由により.
備造上垂水揚れの心配がなく.保守も容易であるキTンドモータポンプが採悶された。
当時Iま，一般に大聖のキャンドモータポンプ怯縦型であ..，た。しかし. JRR-2の場合.
スペースの関係で横型のものでなければ設置できない制約からメーカと倹型のキャンドモータ
ポンプ設計について検討し.目標とする仕擁のポンプを盤作した。また.製作にあたり.ポン
プの保守として重要であるべ7リングに対して.ロータ及びステータキ?ンの磁舗に歪 3以前
にポンプ運転を停止するように警報錐点付のベアリング・モニタを装備してベアリング磨耗を
検知できるよう設計上の配慮を行q た。なお.当モニターについては.析しいべ7リングと
使悶~?:界まで磨粍したべ7 リングを用いた長重自の比叡試験を行い.ベアリングの磨粍量 0.5・
(径)程度で振動解街装置により異常が十分判別できることを磁認するなと保守管理上の有問
な基俊ヂータを得た。また.工場での 500時間連続運転を実施し.ベアリングの磨縫度のチェ
ッヲを行うなど十分な磁証を得た。
さらに.設計上の配患として.ポンプの作動状況の監観反ぴポンプの故障防止のためのモニ
タ類として熱電対{各ポンプに5対埋込み. 2対耳~mι>. サーモスタット (3個厘込み.作
動温度 180.C).振動系 t各ポンプに 1式}等を取り付けた。ポンプ更厳に伴いポンプ制御霊
及び起動方式 t低抗起動をリ 7クト凡起動式とした】等も更訴した。
設置後の保守管理として.原子炉運転時.毎年の定期自主倹査時及び低ほJOlF周期で諜せら
れる供周期間中検査([ S ))時に各種の点績を行勺てきた。 Table6.1. 2に主垂水ポンプの
各点検内容を示す。
昭初59年に.供悶期間中検査の一環として.製作1ーカととむに分解点倹を実指した。分解
点検時の積算運転時間Iま約26.000時間であったが.点候の結果.ベアリングの磨耗量も限界磨
終値以下でその他の異常も認められず健全であること今信認した。なお.ベアリング等主要な
消粍部品はその時交換した。
(3) D P -1の故障原因と対策
約20年間(積算運転時間 45.000時間〉主垂水ポンプは順調な運転を続けてきたが.平成3年
度第 5サイクルの運転を7月15日に開始し.26日までの予定で定絡能力運転を行司ていたとこ
ろ 7月21日の14時12分.主垂水ポンプ停止の信号により原子炉が自動停止した。直ちに原因
調査をしたところ. DP-1系統の地絡により電源回路の勉絡送電涜継電器が作動し.主垂水
ポンプ給電系統の配線用遮断器か開放し.ポンプが停止したことが判明した。その後，主重水
ポンプDP-l系統の地絡原因の調査を行司たところ.ポンプ内認の電気回路(モータ部〉に
原因があることがわかった。
原因調査を行うため.地絡前~ISの有無.モータの一部開滋によるモータ巻線図聞の観察.絶
縁低筑値の測定，モータ巻線低抗値の測定.圧着揚子取付不良の有無.モータ巻線の水浸演有
無の状況確認調査等を行勺た。なお.当該ポンプのモータ巻線認の分解J点検は.構造及び紋射
能汚染除去等の点で困難であることから実舗できなか勺た。
これらの調査結果と製作メーカにおけるこれまでの経験から.DP-Iが絶絡した原因は，
約20年にわたる長期間の使用によるモータ巻線の熱的劣化.電気的劣化.環鍵的劣化反ぴ僚械
的劣化の複合的な作用によって.絶縁材の性能か低下しff!絡が発生したものと推定された。絶
104
JAERI-M 92 151
fcLZ-iftBriLTIi. i i l f i i : X D , h H P » (@;TPi3U>i=KJlx> K©£§) l i « C X ht-xa**>a»0<p-n»fcj&. c©»5*T*-;7#tft©lfc8bWMiai&L. * £ * £ U T i © * t t (Z£i), * - * £ * © » # * * « ! U z t & t > t l 5 . Fig. 6.1. 2C3&=t-:>7#»l»i::£ofc
©HW*^St»CBIf t»1tr - r< ' * i fcCl iC-r$t£feC. xFUXCi-SUS-fcTilSIRO fflc«^-5J:^Jc, miz&it'gmzm&.tzzktzuzo ttz. ztii?©£***>7©* «£<*. D P - l©Jfe»iriODP-2fc#it$#5#»@B<::/<£-,-Cl»5#. 3-l°l©J:-5£
6.1. 2 J R R - 3 MH-W«&«©!S* (1) IS £
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(2) JRR-3M©i t lMB&«l J R R - 3 M©ff-JHS^:1Sl±. Fig. 6.1.3ir^<fc-5*-. ^n - t rxH imiHt , ±ftftJt
iwisi >vgmmzmm$tix\, »s„ •/n-txsiatufWi. #R»H**ea*ff-5fc»©siiMre**o «*d&is<t*i)t«ft
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- 1 0 5 -
J，¥EItI . ~I 92 -1品4
絡した場所としては.構造的にスロ 7 ト関口部(固定子鋲心とコイJLエンドの集自}は特区ス
トレスかかかりやすいため.この部分でモータ巻線の絶縁が破れ地絡し.結果としてこの鎗絡
により，モータ巻織の数本が断線したと恩われる。 Fig.6. 1. 2に当該ポンプが故障に至勺た
原因推定の分街経過を示した。
以上の原因調査の結果をふまえ，書面Tこにポンプを製作するに当4 ては.絶縁材の鍾演を現在
のH種からさらに耐絶縁性にすぐれたC種Sこするとともに，ストレスによる影留をできる限り
低減するように，さらに品質管理を徹底することにした。また.これまさの主重水ポンプの電
源系は. DP-1の勉絡によりDP-2も停止させる保護回路になっているが.今回のような
地絡が発生した場合には.当該ポンプの電源だけを遮断させる保護回路に改善することとした。
平成4年3月末現在.これらを製作中である。
6.1.2 JRR-3M計算穫設信の整備
(l)概要
JRR-3Mでは.原子炉出力を始めとする各種の運転データを計算標設備c::取り込み.運
転記録の作製や設備の集中監侵並びに俊器の運転操作を行司ている。
今年度は.ローカ凡エリアネットワーク (LAN)を使用して. JRR-3Mの運転データ
を利用するために計算機設備の整備を行勺た。この整備の主な内容は.研究炉実験管理棟と原
子炉制御棟聞のLAN回援の布設.運転データにアクセスするためのソフトウエアの製作の2
点である。
本整備により. LANに接続されたパソコンよりJRR-3M計算畿設備に取り込まれた
データのオンライン検索等か.行えるようになった。
(2) JRR-3Mの計算機設備
JRR-3Mの計算機設備は. Fig. 6.1.3に示すように.プロセス創傷計算複，上位計算
機.フロントエンド計算機とわう 3種類の計算機から傍成されており，各計算機は.横能分担
に従い階層的に接続されている。
プロセス制御計算機は.分散制編集中監視を行うための計算畿であ否。従来必要とれた操作
盤，記録計などの機健をソフトウエアで実現することにより.制御室の省空間，運転員の負担
軽減か図られている。
上位計算機はプロセス制御計算機では実現できない長期間のトレンド表示，帳票の自動作成.
収集データの保存などを行うための計算機である。上位計算機には，原子炉本体.照射利用設
備.冷中性子源装置の計3系のプロセス制御計算穫が接続されている。
プロセス制御計算機及び上位計算機は. JRR-3Mの運転監視には密接に関わるものであ
り.これら計算機の放障は原子炉運転に多大な影響を与えることとなる。そのため.各計算機
は2重化し信頼性の工場を計ってt唱。
フロントエンド計算機は.原子炉運転に影響を与えることなし上位計算機が収集したデー
タを利用するための計算機である。上位計算機が保持しているデータの一部を取り込む事が由
来るように上位計算機と接続されている。
-105-
JAKKI-M 92-l&l
(3) 7 n > H > KSt*«©«fS
SYSTEM-V£©UN I X t * 5 H P - U X * t t i L f c Y H P t t © 7 - ? X f - i ' 3 >"C * 0 . tfctl£Table 6.1.3 Kip-fro
7n> hx>Kst*»i. ±mmwt<owmmspv (2S<fc3*ifcspu©fl-c. asm ttJB3*ra»<«\fr«>SPU) fcf—'<-** K (I 0 B A S E 2 a » © ^ - * * ? h) JlJ: OffcKStlTf-So gfe^-J'Ji. ; © f - » * - * y l - ^ I L t B S D V t ^ H:J:5^o •fcxMflfc LT. J:&fHMfr£7n> h i > Kff*«<Ci§£*l5o 7D> hx> Kit** © - f - ' < - * ? Hi. ±aSfJHit7n>hi>KifJf«©$ffl®IRi:LTI**ITr«SdF*l TfcO. t-77-f -y ? *<*£< • ;T ; l . j? ' f / .©7 r - i ' fe^A<f t^5o
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(•1) s « r t § ^0©s«2)awii. J R R - S M © * ^ ^ - ^ ^ . j:oi£iea©«0fT'. ioaacfi jra
1) LANEli&©»a • 2) 7 a > h x > KfH|«© V 7 f- - ) ! 7 6 i
I) LAN@«ffl»a JiBS16A^4->7'r>-CIHHi±©7:-J'JCT?-tx-^5y3ffitU-Cli. UfflS^SIg^-
ffiffl-r«7jte^rLAN@*<:zfl.fflltJHI*»^LTii^t-5^S©2oAi*5K # * © £ *§t*. «ig©««ftl6jn£tA^«KL-C. & £ © £ & £ * « L/;«, L AN©"fr$t LTIi. fttS:»ffl©£;*. «ffl©ttffi^. *LT. 7 n > h i > K U - » « * « c Y > > ? - 7 x - X ^ WU-Cl^CiA^. ' U S * 7 h9-?©ft^tLri±B^<iTl^'r—»i-*y b£t*m
LANiBi«©e ieHii. n i ^ a a * . * s § s « . m*kmmm<0 3#tuzo Fig. 6.1. 4 <r -frJ: 7 K. lg?^»a«i*SF&a«fflJr 1 - b r / > K SB&S1* 1 »^t> 3 » £ l - b r y > htLTLANiaI»€-«a;L. Pi-trr/ > MB*ity-7*7Uc«J:5>J*- h
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- 1 0 6 -
.J:¥EHI-:¥I 92-I品S
明 フロントエンド計算慢の観要
今回の整備対象であるフロントエンド計算績は.オペレーティング・システムとして
SYSTEM-V系のUNIXであるHP-UXを使周したYHP径のワークステーションで
あり.仕様をTable6.1.3に示す。
フロントエンド計算機11.上位計算機の待機倒SPU【2霊化されたSPUの内で.通常は
使用されていない方のSPU>とチーパーネ 7 ト(JOBASE2規格のイーサネット}によ
り接続されている。運転データは，このチーパーネ 7 トを利用したBSDゾケットによるプロ
セス間通信として.上位計算偉からフロントエンド計算援に送られる。フロントエンド計算債
のチーパーネットは.上位計算機とフロントエンド計算僚の専用回線として I対 1で媛続され
ており. トラフイプクが少なくリ7J~ タイムのヂータ転送が行える。
フロントエンド計算優位.前途のチーパーネットの他に.もう I系のイーサ求?トを有して
おり.今回の整備では.このイーサ承ットを利用してのヂータ7クセスを実現させた。
(4J 整備内容
今回の整備の目的は.JRR-3Mの運転データを.より広範聞の場所で.より自由に利岡
可能とする事であり.このために
J) LAN回線の敷設 • 2) フロシトエンド計算複のソフトウエア整備
を行--.t:。I) LAN回線の敷設
遠隔地からオンラインで計算機上のデータに77セスする方法としては.専用靖末装置を
使閉する方法とLAN回線に汎用計算機を接続して通信する方法の2つがあるが.将来の拡
張性.最近の技術動向などから判断して.後者の方法を選釈した。 LANの方式としては.
敷設費用の安さ.flJmの簡便さ.そして.フロントエンド計算機が既にインターフェースを
有していることから.パス璽ネットワークの代表として注目されているイーサネットを採用
した。
LAN回線の設設範聞は.原子炉制御棟.事君事管理棟.実験管理棟の 3様とした。 Fig.
6.1.4に示すように.原子炉制御棟と事務管理棟mに1セグメント，実験管理練1陪から 3
階を 1セグメントとしてLAN回線を敷設し.両セグメント聞を光ケーブルによるリモート
リピータで接続した。
2) フロントエンド計算機のソフトウェア整備
LAN回線を使『たデータアヲセスを可能とするためのソフトウェアを設計担作した。こ
のソフトウエアは.フロントエンド計算機をデータ保存機能つきのデータロガーとして機能
させるプログラム，保存データを閲覧するプログラムなどから機成されている。
ゾフトウエアの核となるデータロガーのプログラムは.上位計算機から 1分間隔で2000点
のデータを取り込むタイプのものと.20秒間厩で 500点のデータを取り込むタイプの2種類
があり.データは補助記憶にJ3Dフォーマットで保存される。
J3Dフ寸ーマットは.データ時刻をキーとしたランダムアクセスを行う事ができる
JRR-3独自のデータ保存閑のフ 7イル形式であり，異なるアーキテクチュアのCPUに
-106一
JAKKI M 92 15!
6.i.3 JRR-3Mtfmms^i&tiiitnm (1) I J t t fK
J R R - 2 . J R R - 3 M. J R R - 4 © & a a £ f t © S # « . JRR-2A*5SdB. J R R - 3 ^ 6 J d B . JRR-4*<53dBT'fcO. J RR - 3M©Ha^©KtfA<«&8**-> fco fiwra*«reffiii«^ftdiifefl©gfis**a5fca6. fc£5©+Bi«iiiFu-o!.T'* § J R R - 2 S « a g r t f f l B & U ^ ^ (56dB) £B«K«#S*fc*t3ft£fT->fco (2) 5* 3t
( 0 »g«©*fc£ MMSncDBffMJe$ffofctl««1kble H . 4 C * t . £ £ * ^ f i i £ * £ * l 3 C R D M
ear^57dBt f to , &M»*icjR0tti*£*rct^ft*pia:7T>©8Wj#*<±igia©-
UtOC i7>^BIf*f jfifi. CRDMB9#.©ajft»«ai»t-?X^JB«»»©S*C-ol»
en) «£&««:©#& HfHEttfl:®*fSfcU-C(i. <D£«ff t t££$S6BI£-4-3 . ® a M £ n « B * t t T B 9
3 . ® « W B f t « » S C « M * * . @W&S£t t«MK&6l f t#S?nt r . ©>8ir£S«-& S-f<S= ^©#a* * -# ; i £ * i . 5K SWfflc«6IA<nrifeTA^M«f±. fiftpi*. gfti4©i> r*lfc*«-r<-*lTi '5i«i?Sg (Fig. 6.1.5) * f l ! t .5*&««ff lLfco
CRDMiatSfflaiJf5*l»Sti. £ E * ^ . m * f t£f t -? / ; *»: : . Bffffi«r(8#«*^ &tt£*ifci '„ za>fz», l *# '<*A£m»TM«B£ft*f f l fc ' 'C: i icJ:0. S»ffiffl-iS flfaS-sifctL. Kf : '< * ' t .±gB©3f^7-r>SB<r©iPSI*«-a;^5ci tLfcc * fc C R DMnft®BjUBt(nHLb8®frfft4l7 r > » C B . Otft t l teBJIf t Qff<*« : t i
? x »ff5tJ»*«, «*aB©fiF^7 T >ff ( 3 R * g f t £ * I i K 0 W i Z z b b Uc„ &g®ffl««£Fig. 6.1.6C »MKt«ftElTC*-«-. aaffj&yaa
I) J4X-74&9 : I K - N S
J?+ : 50m ^•r :ft2500i»
3 3 : #j4800m
S * : £)3000m
- 1 0 7 -
2) f)lg'<*>l
3) *!.©-*&
.1，¥，ミHI.. ~I 92 I:.t
よる承~m も考慮した変則パイナリー形式のフ寸ーマットである。現在.ヂータの保存陶とし
て約 450Mパイトを福助記憶に穆保し.ヂータの収集保存を行司ている。
データか保存されている舗助記憶は.NFS及びPC-NFSにて7クセスができるよう
マウントされており. LANを介しての利摘が可能にな司ている。
6. 1. 3 J R R -3 M制御室騒音低減化対策
()) はじめに
J R R -2. J R R -3 M. J R R -4の各制御室内の騒音は. JRR-2が56dB.
JRR-3か61d B. J RR-4か53dBであり. JRR-3Mの制御室の騒音が援も高か司
fこ。長期間連続で監視業務を行う運転員の負担軽践を図るため.各炉の中間的騒音レベ凡であ
る JRR-2制御室内の騒音レ父I~ (56d B) ~目標に騒音低減化対策を行った。
12i 対策
w 騒音源の特定
制御室内の騒音測定を行司た結果をTable6.1.4に示す。主要騒音源とみられるCRDM
関係の自立形制御盤を停止状態とした場合でも.デスク形制..中央部の原子炉創傷操作卓
位置で約57dBであり，各制御盤に取り付けられている冷卸周フ?ンの息切音が主要因の一
つであることが明らかとな司た。
以上のことから騒音対策は. CRDM関係の自立形制御盤とデスク形制.. 'の両者につい
て行うこととした。
(ロ) 騒音低減{t;の方法
騒音低減化の対策としては.①逆栂普段発生装置を開発する。②制御室内を防音聖堂で区切
る。③制御盤冷却方式を変更する。④騒音源となる制御盤を防音壁で囲む。⑥吸音量産露を設
置する。等の方法が考えられるが.短期間に施工が可能でかつ信続性.保守性.緩済性のい
ずれもがすぐれている吸音装置【fig・6.1.5)を用いる方法を採用した。
CRDl¥1関係の自立形制御盤は.全面から点検.操作を行うために.前面に吸音装置を
設けられない。このため.防音パネルを用いて盤裏面全体を囲むことにより.盤裏面の一級
排気を可能とし.防音パネIL上認の簿気フ 7 ン認に吸音装置を設けることとした。また
CRDM関係の自立形制御盤上部の各冷却フ 7 ン部には.吸音装置を直篠取り付けることと
しfこ。
デスヲ形制御盤は..裏面の排気ファン書官に吸音装置を直接取り付けることとした。
各装置の綴略をfig.6.1.6に.設備f士擁を以下に示す。
自立形制御霊
I) ノイズフィ ILタ Il¥-N型
2) 防音パネル :材料:ロックウーJL
:厚サ:50阻
3) 外形寸法 :タテ:約25000
:ヨコ:約4800圃
:高サ:約30000
-107-
JAKHI M 92 IS1
: Jf * : 25m 2) ?W't& :9r:m3Q0m
: 3 3 : £)l500o
(2) *£ 31 £ r t > « f l l * l i . IS^^FJp«>ffihiaiBJ't*-&*<JmL-C. ¥ lS4*F4f§2OB~¥l£4$4f l3O0
(X»0f£B»9B|SJ> irUfflLfco ai i i t»s««i*©&a^i '^^{ i . Table & i .5 i :g r i :9 i : . ^x^swawi^^seea
T56d B. I T V J f f N i t i S (^X^UJHiMKES) Cfc^Tt>56d BTfeO. B«t<&-& j R R - itm-mmm? --<*« vtz-tzz t&x&tza
6.1.4 J R R - 3MM*J'>^tttfflWB0'r'«S2 (1) l i U * « r
J R R - 3 M O&tM&kXh 5 * * ? > 9 It, SM>S£JR 0 BBt> J: n tzWtS L fc K - - r v SOT;I . i-VUii£. (A5 0 5 2) ST'fcO. ® S • I fTIEW&ttTTfclBSJtTl^o
, ^ i i + t t ^ f i B « { c J ; a T ; l i ^A&£ :a>«KKM± ) j f f f >£ fS : ( i . Fig. 6.1. 7 K i j j - t K. P a r r e l I © M # ^ » v = - ^ , * « * 0 . B * » ^ 5 I S 6 0 * ^ l i ! H « t < r ^ ^ i i * ^ 5 * ' . #£5 ( i2 M 0 " n o f - s e c c a i L f c a t « « — S t ' i © w t A ^ t > * l T l > 5 ,
J R R - S K H i g i S + t t ^ ^ ^ l ^ t * ^ . &SW*?C<k» i : * ;?>?r t lH fc®Kt t i£* H£*Ig^--Sfca6. <ttffl*!l3J1'fcS.t LTEMsrratfr < c i ; 3 « * W f ± f f ® « I 2 £ t f * * ; ? > * r*3JH©i§fii|J3K»W*£gyrf 5 c ktzti -^Xi «5o
'So
(O i!8lfitt*K-t::£-51fcS eatsaK-j*. M*^>?i«jiBfit^--©tt«*^ejoaiUfcfi«!';ffli*«>i-2o&
( B 0 I - B 2 0 ) S(/S{iffl^*fr20«: (WO 1 ~W2 0 ) 02fl3i£Sf£L. Ztl%\
n w^szmmviomtiiLxmtiL. io^mmom^tz^stm^tiz^mwik^^mL
&mmmamit. M^n+mmn *\oi2n.asiz£Uzt$.4!.xmtia<!>fr&»-m&-? ^ - ; ' - « & ^ © W S £ * T X 3 - y x i i 7 ^ t # y ^ £ B H » T « « - f . 5 o
c i i ^ f f l ^ ^ x ^ ^ a - z l ^ T a b l e 6.1. 6(ZTjito
- 108-
.]A!-:U J ~I 9I'! 15>1
ヂスク形制御.
J) 吸音エ J~ ，y.材将:グラスウール
:厚サ :25園
2) 外形寸法 :タテ:約1300..
121 結果
:ヨコ:約1500・:高サ:約1100圃
現勉鋸H工事は.原子炉の停止靭問中を利閉して.平成4年4月20日~平1ii4!f4月初日
【工事所要臼数9日間}に実sーした。騒音対策実施後の各騒音レベ凡は.Table 6. 1. 5に示すように.デスク型制調書E中央郵位置
で56dB. 1 TV操作阜位置 tデスク形制御霊左海}においても56dBであり.目標である
JRR-2制御室内騒音レ・"'J~RFにすることができた。
6. 1. 4 J R R -3 f¥1垂水タンヲ供mlUJ問中倹査
m はじめに
JRR-3Mの炉心情造物である垂水タンクは，炉心Ssを取り囲むように設置したドーナツ
型のア凡ミニウム合金 (A5052)寝であり.常温・常庄の条件下て使関tきれている。
高途中性子照射によるアルミニウム合金の緩械的佐賀の変化は. fig. 6. 1. 7に示す
1¥. Farrel1の照射試験データ"かあり.耐力及び引張り強さは照射に伴い噌大するカ七伸び
は2:， 10>2 n ClIf. secに途した後ほほ一定となることが知られている。
J RR -3MI!高連中性子東が高いことから.高速中性子による垂水タンク内胴僚の照射幼
果を篠認するため.供問期間中検盗として監般試験Jtによる機銭的佐賀の俗語及び垂水タンク
内胴の遠隔肉眼試験を実施することにな「ている。
今年度は.照射開始後間もないことから供周期間中検盗の計画及び照射の状況について述べ
ヲ
句。
(21 実婚計画
(/) 監視試験片による検査
監視試験片は.重水タンヲ内嗣仮と同ーの材料から切り出した仮取り用試験片20枚
(BOI---B20)及び溶緩用試験斤20伎(¥vOl-W20)の2鍾頚を製作し.これをベ
リリウム反射体領域の照射孔で照射し.その後照射の進んだ各段階ごとに引張試験を実雄し
ていく。
(n) 遠隔肉眼試験
遠隔肉眼試験は.高速中性子照射が]xl0"n/afに達した時点で表面のかき傷・磨粍・
クラッウ・腐食等の膏無をポアスコープ又はテレビカメラ等を用いて観察する。
これらの実験スケジュー J~ をTable 6.1.6に示す。
108ー
JAKMI Ml 92 IS!
£ « M * J t t&-•*•>! <f ^ /*S«#ft©«#HlTH#i-rSfca6T/t . i-^l>tt<D* + -f*il£:
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VttzU~>Ztii). fr-oWkftfril y - « n « K > » C » f t © 7 * x > X * ^ ^ - ^ J R » T § S * i £
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-trt.fflggC<£5filDflE'MZ>I;ltt. 2 * r - 0 . 2 5 5 6 9 6 A K / K T * - 5 f c o
*-t-?'-tr;l.©g$jl&K£Fig. 6-l.9&tfFig. 6.1.10CR 3 - 0 3 - 0 8->M *iU*T©iH Htft (n d) &TBZIZ&?*
*r-f*>l% wik^fiy- * A i4 X m «t 1 (n/crf)
C - 1
H - 1 G 2 7.16x10"
C - 1 H - 2 » 8.73x19" C - 1
H - 3 if 7.46x10"
C - 2 H - 4 A 6 7.16X10"
C - 2 H - 5
' 8.73x10"
**•?•*: Af&fSB . - 1 9 9 1 - 1 0 - 1 5 B S ^ l * * * H 1 / H 4 .7 .3x10" (n./erf-sec)
H 2 / H 5 : 8 . 9 x l 0 " ( - ) H3 :7 .6x10" ( - )
- 109-
.t¥EW ¥1 !:JI.! n5，~
13) キャプセ J~の製作と監視試験片の照射
監観試験片とをべ'J'Jウム反射体内の照射ltて照併するため7J!.ミニウム聾のキャプセJI.を
2体型作した。
キャプセ J~1ま引張試峰片B個を』組として保持し中心舗にフルエンスモニターを収納できる
ホ I~ ダーとスペーサー及びこれを収容するバスケット.よりな司ており.冷却水漉動や筆宣車寄与
にてゆるみ・段落・回転等のなわ'.~とし.冷却水の潰れるように穴のあいた信造とした。
キャプセILに装荷する引奇麗試験Jtは...水タンク内聞Iiと同一素材の7JI.ミニウム合金から切
り出Lt土復取り臨試験It(B翠}と溶錐用試験1t<W型〉とがある。これらの試験片l孟.交互
に4個ずつitt8値を l組として試齢斤ホルダーに組み込み，このホルダーを3段又は2段に組
み立てキャプセ JLに装荷した。なお.談後11ホルダー内は冷却水として炉プール水が~，れる形
状になっており.かつ試験片ホルダーの中心部には鉄のフルエンスモニターが収納できる僑造
にな「ている。
このキャプセJ!.の組立闘をFig.6. 1. 8に示す。
照射キ十プセILCi.ベリリウム反射体の照射孔G2及びA6の位置Eこ樽入した。このキャプ
セ J~ の装置による反応度への影，は. 2体で-O. 2556%.1 K/ Kであった。
キャブセ J~の装荷扶況をFig. 6.1.9及びFig.6. n.loにR3-03-08サイクルまでの照
射量(n cnt)を下記に示す。
キTプセJ!.名 試験ホJ~ ダー 縄入位置
H-J G 2
C-I 日-2 ，
H-3 .，
H-4 A 6 C-2
H-5 "，
キ十プセJL装荷日 :1991-10-J5
高速中性子束 HI/'H4 :7.3><10" (n/!:d'sec)
H2/H5 :8.9><10" (
H 3 : 7.6:<.10" (
-109-
7. 16x 10叫
8.73:<. )000
7.46XI0'・7.16:<.102・8.73:<.10:0
JAEK1-M 92-158
W> £ t *
1) K. Farrell : Nicrostruclure and Tensile Properties of Heavily Irradiated 5052-0 Aluainw Alloy. Journal of Nuclear Materials 97(1981) 33-43.
6.1. 5 J R R - 4 * £ * 8 © * * X * (i) « m
I »as*P**yc*5ii. J R R - 4 mmi*m2&z&izi>tz o«iii&*rc#fc. «$«& fcLfcUdttsstttcj;*?. HIRIIK (HMSS4 n tzm&wmmmm'-m&ztitz* z
>rn. mUJLmizft 1.84-JJ&SLT. ¥«4*r:2JJ±fec*4m*ir?©*W!«Bi«fc*t= S f i l f c . *©»©*H«JBiifeTJ4li3ltClMlLTt»®o
<2> M«fl*©«ffl
ffl-SST. Fig. 6.1.UK£SrXli©!effl£ijrf0
(3) mum
Table 6.1. 7 lz£W&tt(f>WtStik9k&£&£<*>-%£*?»
J R R - 4lgi?fpaS!T^#a*«=£K£*lfc&Sr**Jj ( * ¥ 0.4G. ffie 0.2G) ®«6HH\ £#§r*tt fKi«j£*afi«3KH£*»*rJ ®B?5X©**PJ8IrS2S 0 l r l F # £ c i M » b ? m \ SS«P«ffiWIRll*ft©1i*»»f^Dr5A r s A P - V j *ffli>T*»/c 0 3r*<r*.l'-ai££»=3f«-f5fc»&. i!l£*S*l£tt©J¥;§?©JIHRi» ti**ttHCTfi^tflfS^ffli\ I&Afr»T«*'WfS*ffit>fc0 ffc. KSXfctfAf*
n. mm** hizm^-r^mMz-oi^rh^r^mmM^Tr+^timmmt^^Lr^
-no -
，JJ，¥IEH{I -~n 91.:1 -ll5>t
14i ま と め
今聞は候m期間中検査の計画と照射中の現状について報告した。
今後.侠周期間中倹査として引奇襲鼠験及び遠隔肉眼鼠験を実施した自民には.その結果につい
て緩告ιてE吋予定でああ。
理聖考文献
J) K-FarreJI ; licroslruclure and Tensile Properlies of Beawilr Irradiated割l52・0
Al~in~ Allo~. Journal of NI蛇learlalerials 91{19S凶器・43.
6. J. 5 J RR -4熱交換器の更書官工事
IJI償要
1次冷却系熱交換器は. JRR-4建設以来約怒年余にわたり供用されてきた。昨年度実
施した腐食状況調査により.師側岡信f<U質SS4D に腐食の加速進行か認められた。こ
のため予防保全の飢長から，同熱交換器を全面的に更'節することとし.昨年度は更舗に係る
設計の基本方針及び設計基準等の倹討を行司た。
本年度tま.設計及び工事の方法の認可を平尾3~5 1J中旬に取得して後.工場製作に約 7
ヶ月，豊富付工事に約 1.8ヶ月を要して.平成4~2月上旬に斜学後術庁の撮終使則前倹査に
合mした。その後の共同利用運転では順調に稼働している。
ここでは.更続設備に係る設計仕様.誠験倹査.現梅工事等について述べる。
(21 更新工事の範囲
更新工事の範聞は次冷却系熱交像岩本体及びこれに接続する 1次及び2次冷却系配管
の一部で.Fig. 6. l.lJCこ更続工事の健闘を示す。
(3) 設計任倭
①主要部材の必要厚さと設計仕様
I試験研究悶原子炉施設に関する繊盗等の筏術基準』に基づいて耐J!E強度計算を行い.
いずれも最小厚さが必要厚さを上回り.十分な耐庄益度を有していることを信露した。
Tabh.' 6. 1. 7に主要部付の設計仕織と必要厚さの一覧を示す。
②設計震度による固有周期と応力評価
JRR-4原子炉設置許可申請書に記厳された設計抱.JJ(水平 O.4G.鉛直 0.2G)
の値を用い.応力計擦は f原子力発電所耐震建計錠術指針』のBクラスの..円筒dt容器
の計算方法に準拠して行い.国有値解析は有限要素法の衝這解街プログラム rSAP-VJ
を聞いて求めた。計算においては安全倒に評価するため.熱交換器.~材の厚さの~îlい
は重量計算では呼ぴ厚さを伺い.応力計算では最小厚さを用いた.また，既設基礎ポルト
には有害な傷や減肉が認められなかったため.現寸法をそのまま利用し.ボルト自身の穣
彼的強度の経年劣化は無いものとした。
設計計算の結果.固有周期は 0.037秒で十分な剛性を有することを磁認し.また，厨.
脚.基礎ボJtトに発生する応力についてち全て許容応力以下で十分な耐震強度を有してい
-110-
JAERI M 92 IS!
S C t ^ f l l l g t ^ !E*«D3tJW£*^Ta61e 6.1. 8 C^rTo,
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/:„ H*®f£*. tt«feiSfF.»J± 1.1 lTkcal/ Crf • h • C) TifeO. « f t # » £ - e n i LfcHf©SIS€*fta«|930kcal/ (irif- h «TC) T<fc-»fc„ 1 *-fcfcO©!&*£IMMI 12. 126.7uf £*&£*!. SttlT5&2*5©«a*£!&»«il42.3nf-e. +#fc&*lifc*»
«*>. JRR-4-Cl i . C*i*"CIMWfc^flfe»^©ttlSeil««*1000kcal/ (nf• h -"C) BJftLTifco *SJS£fS«l*£lOM*cal,/ Cnf • h • t » fc«E5£L. A^Ufc
® M»a*ffitt* M«a*«>tt#Rcf*Ji*Table 6L1.9. Fig. 6.l.l2tz*ti*timr. £*-. KStS
« t€ t ta# i©t t#©*S«l t^Tal>Ie 6. k i o e * * . (4) ttll&£
^@©I*lcft^gi«fe2E©»Sl#lH. &£«BF. %tlt®§©-!E£Table &M1C5; +.
H^ff^SSEfcf^&l::*^ < fitfflw***©#»£. ¥«£ 3 6 fl 5 B irfirl > C 3 JF.ff 21^50%) . XIMftS2H. $%££2[°l. Sf 4 0©«f f l i i*«C^Sbfc o «ffl*J^5
Table 6. l.l2(Cq^0
© KmfcSCfgSftflfaMqi (f) BE£9M*$
#!zm2sO)mm£u<z&m®mi£m&.#wzk^T. SIEEA ( « K « I B £ * © 1.5 f£«_hffl*> 7.5kg/afH±) KBEUfc*. ftl^RCfcfcOffAA' O.lkg/afgfllT ft*lc*'>L. *©&-£EAK£;r*S«*A { a£*l fco -«HIHSii*IE*©*'> li^*t>*itt<fc->fcc:£^t>. sSj**<<fetXK-Ztlt^K^ti-r. **«©£*. iitfl ©*IEE£tt&©S*K .* 5 *>© £#* . £*l 5o
g « « i t e « * # i » c t # > t > . »ffi8t»*«:M**«SU WZ-iz&.-iXmWi***.. *
- I l l -
.H区民fi .¥W !Jt2: BS~
ることを信認しfこ。応力の計算結果をτ油le6. 1. 8に示す@
⑨必要伝熟語債と有効伝換面積
熱的設計では.管内側境膜伝然儀費量i:tSiederの丸田個趨.. 伝熱儀散はBeUの式にき
づいて計算した.法体の物性信は.日本儀械学会後衛費斡 ~ii主体の街健値集J (19鴎年〉
に記厳された値をmいて流体の平均温度に対応する値をJt倒産自=より槍完した値を使闘し
た。汚れ係重量については，伝熱工学賞腕(i!l訂;JHi>に記a医されている値のうち. I dt 冷車B水については義宮永の値を2次冷却水について陪冷却感処理水の値をそれぞれ準周し
た。計算の結果，鎗話伝集係、量生は 1.ll1kcal/ (01. h ・"C)であり.汚れ係績をゼロと
した時の総俗伝費生係数は1930量cal/(aI. h • "C)であ『たo 14:あたりの必要伝熱面積
t孟. J26.1nlと求められ.更書面する熱交換審の有効伝型車面積は142.3ofで.十分な冷却能力
を有していることを信認した。
おお. JRR-4では.これまで闘側化学洗浄時の.錨伝豊島係磁をI佃備caJ/(of.
h・℃】程度としてきた.総錨伝集係数を10冊kcaJ/(of. h ・"C)と仮定し.かっ1次
冷却水の熱交幾雲入口温度を印℃以下に保つのに必要な伝童生面績は 141.5ofで.受話した
熱交換翠の有効伝熱面積はこの数値を若干上回『ており.化学決浄周遊でも教的余儀~.
保できる設計とした。
④ 更書面設備の仕鎌
更新設備の仕様及び健造をTable6. 1. 9. Fig. &. 1.胞にそれぞれ示す。 また.既緑設
備と更斬設備との仕様の変更対比をTabJe6.1.10に示す.
(4) 試験倹釜
① 自主検査
今回の工事に係る自主検査の検査時期.検査場所.倹査項目の一覧をTable6. J.mこ示
す。
② 使悶前検壷
原子炉等規制法第28条に基づく使悶前検査の申請を.乎1it3年6s5日に行い (3原研
主1第50号).工犠検査2回.現穐検査2回.針4回の使期前検査に合絡した。使用車寄検査
要領奮は. 4分置にして立会検量毎に作成した。検査対象，倹査項目.立会区分の一覧を
TabJe 6. 1.12に示す。
③試験検査に係る筏術的事項
(j) 耐圧揖洩検査
熱交換誌の厨傭並びに管備の耐圧屠洩倹査において.倹査圧力(Il高使鴎豆カの1.5
倍以上即ち 7.5kg/ af以上〉に昇圧した後.約1時間にわたり圧力が O.lkg/af程度で
徐唱に減少し.その'俊一定圧力に安定する現象が見られた。一定時間経過後圧力の減少
は認められなくなったことから，漏洩が生じているとは考えられず.検討の絵果.当初
の減圧現象は次の理由によるものと考えられる。
鏑材の事単位領fIlでは圧力と歪の関係は比例関係にある。豊島交按器tま円筒構造であり内
容績は比較的大きいことから.界圧後徐骨に歪が増長し，歪みによ『て容積が増え.そ
の結果として減圧したものと推定される。一方.気汚検査では.圧縮性気体を用いた倹
-111-
JAKKI M 92 -151
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S^^|6l©Jfe»c*->-C«5l8A!4-ll5!tg. iivll&:*iA< 6Slfeg. f«rft©ifeKK;&«-C ItSmilft 472kg. -&A*f*A« 327kgfc<£->Tl»50
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2
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S?j (JIS B 1051-1985) r^»Tl'-5-+*;t hStf/Wafc© f£IEfimiiU*J ©#/ t ^^aff lL. R2SSitt*©«ftJ$mi5#liJ£«t:iOI!. h©3ISt^«©ftfiF»*BIi:L
^B©**.t ' i l -h©3l**ac«. R&©*5c*S*£&. £T03EaMOl M o t • -Cl250kg©3ltefi*£158.|8J«M*L. c*i«r£ttLfc 0
(D 14i£fc£ tM6fc£©l^::*»fci§«fc?!MF.»(il908kcal/ (nf • h • V) T. tSft±fflft*l«»
^ • e o t L / ; t § o s S f e * « « r l 9 3 0 k c e l / (nf- h • "C) t B I f - S L I5*fL/;*fc5t *S©r#^I«6*^aSfi:fcO"C*5C ££*gLfc„
- 1 1 2 -
./:¥I-:I¥n ~n 9'! -n~
査であるため.歪みによ司て容積か婚大して色気体の比重~.t;，小さいため圧力の変動に
影，を与え怠いため.このような現像は見られな"""..，た。
したがq て検査では.減圧帽を考慮して俊査圧力を設定し昇圧した後に圧力か安定
した後に30分の保持時闘を取『てから検査を行うことの注意が必要である。
(ur) 基礎ポ11.トの引き鏡き検査
既設の基礎ボルトの鎗工法が不明であ勺たため.更書面する換交袋容の基.ボルトとし
て健全性を画監認するために引抜樟査を行うこととしたが.日本工業銀総には引後倹査方
法について定めがなく.t食査方法について倹討した。以下にその倹討について途べる。
a.引鏡検査の試験荷重
耐震計算で比設計雄震力か作1ft1...1;こときに基礎ボルト 1本に加わる最大荷量を.
長手方向の絶震にあq ては引張カが15kg.・せん断力が 65lkg.積方向の地震にあ4 て
は引餐カが 472kg.せλ断力が留孤gとな司てE、る。
ところで鋼備造設計基準によれば.引倭応カ{垂直応力}とせλ断応カを受ける鋼
材の詑容応力については.下記の式が指定されることとな『ている。
丸主主 U"Z+σJ-σaUy+3宮町Z
ここで.
f12 詩容引張応力度
U..σ お互いに直交する垂直応力度
宮町 :Oz.O'lの作閉する面内のせん断応力度
基礎ボルトJこ発生する応力のうち.長手方向か横方向かのいずれか大きい方向に対
して.IZカを引張力(Fb)とせん断力(Tb)の組合せ荷量(FC)として上式を置き換えると.
ERf吾 Fb2+3Tb ~
となる。従勺て組合荷重は.
Fc::;' ，/ii';!王宮正吉となる。これらから.長手方向の絶穫の場合.Fc I孟1127.花g.横方向の絶震の場
合は 737.3kgと求められる。以上のことから基震ボルトの健全住を信認する氏験荷量
は. 1127.7旬以上の引銭荷重で検査することとした。
b.荷重の保持時間
引抜荷重の保持時間については.日本工業規憾のr.担ボルト・小ねじの機械的佐
賀J <JIS B 1051-1985)で定めているボルト及び小ねじの f保証荷重誌験Jの考え
方を適閉し保証荷量試験の保持待問15秒間を基礎ボルトの引後倹査の保持時聞をし
t:.。
実際の基鍵ポJ~ トの引鏡検査は.既設の熱交袋容鍍去後，全ての基礎ボルトについ
て1250kgの引抜荷量を15秒間保持しこれに合絡した。
④性能検査
性能検査の際に求めた総括伝熱係数lil908kcal/(nf. h・t;)で.設計上のおれ係数
をゼロとしたときの総括伝熟係数1930kce)/(nf. h ・"C)とほぼ一致し.更新した熱交
換器の冷却能力か設計どおりであることを纏認した。
-112-
JAKKI - M 92 - £51
15) S*Xf f
«ftX*S©£«f<::«o3MIIJH(i. ^S3*lfc«m«J (¥l*3*£l2J!16B-¥lfc4*£2
S7B) jr**»Ti*^^7Lfc 0 £fm%®JLmmn*0>VMtt. ^-rti&y-tui*
(6) m&Htemmtmtmm
x V - A OfHMHIft EWftC * 5fc£©«'>£«* l>fc0
«6i—n-rii. m»wuuzumw^m&kxm.»t. &mt&£Uzmzm*m£w.
SELfc. ifcWI¥®«^©*SC-Dl'Ttt. Kf t*<*t i t l fLTl^l lBr©Wf* . « « £
(f) ^Ko3f©*tKK^H»T
Fig. 6.i.istzjfrt. c*i<5^Kot£©*»irr>i»-rtt. fiJIBBcg'j&tcrJBftSft /;fc©t>t^s*iSo mtztuwiitfrwmmmut. mo>mtmtzmi*tzmmxmi*> 0. C©j| i5Tl**^Kn^©ltl l£raiU;i©fc%;t£*iSo SfcttClHtTVe-o l«-Cti. Ii*Lfc-<Ko^©/;»i:. B K U > # T l i S 4 » * - e # - f . **l*"M>'n1|© KfciRlilt^-lf<SitLfcfe©tlt^#*l5o Ctoztlt. • )KU>#cr*t t#bfc lc fe «*> *-f. »?c*Sll±©PfiCH«!lf^^<i#*ffl«SS*a<*iii ( ,*:**£i: -»T fell
(n) Kft©iiffic-oi>-C
12***1. ^o6»tt©afiWlrftal*sraa#|6^^csaliEl,<*^-c^'fco *©»?£ Fig. 6.1.I6K^fo Bi»tt©»aftl*ftflH:ol»-r«. y * y y S * A S l £ t U T f t l t . *irt>5*«. WAffi©«i3e*^Bsaixi$0ffitt$»©K». -r«*>%. #fc£*s©B«
Xf- ?-7frft5lctt<'*i*£i"l/;C fcC £ 5 fc© t % £ £ f l 5 0
('») w n © « t i ^ i »r B15Bffl#©*?tfl?£ 6mlc»LriKft*<«t>Jtfi Ln>fc«0fli. to 1 *5e*STIi
lfc£« 2.4o-Cfco/;KBf^ftfcitttLT*.-02.23i»icK^. Na2fc2«ST(ilfapa© «^t :Y> hfrt.^tlfc«9flC2.I2B©«/MRIfB0f^e»t.«I/Co *'M£I£2.12i»tt» ftjL©<&*«jf2.i8B»*-*>-r*>K:T"Bo-c*>'j. &m&%tzmizi<t:cmmLtz„ u *>\ n^fflf- S f fc i 5 fil?W£-m 1.6M©ftBp»<fld 2 »3c*Sir l «gf*l2§ titzfr.
- 1 1 3 -
.L¥Efi!→ .¥1 ~ヨ E品』
'5) 現窃工事
①現場工事の工程
熱交銀器の更衝に係る現場工事は.予定された鯨岡内{平成3皇制2月16日~平成4年2
月7日}に祭事.で工事を完了した。金作業者の工事期闘中の歯車曝怯.いずれもフィ凡ム
パ7チの験出感度以下であり.有為な畿圏Eはなか『た.工事工震をfig.6.1.13に示す.
161 腐食間短の切断採取と観察
昨年度実施した既設熱交換器の腐食技況調査の結果に基づいて. 1*について1・扇.11、肉厚書官周辺の胴僚を約加畑角ずつ切断し.腐食扶況の調査を行q た。切断簡衝は.&1換交
換暑が胴の懐中央郵であり.&2熱交換器が胴の最下認であ『た。鼠脆片からt孟.ヘドロや
スケールの付着権償及び腐食じよる肉厚の蜂少を観察した。
腐食についてほ，切断採取した試験片を希塩践でiliTし量生鎗を除去した後に腐食面を・
察した。また肉厚の誠少の掴定について(;l.腐食が最も進行している箇所の飯原を.超音波
厚み計及びマイクロメータを用いて行った。以下に観察の結果及び考察について述べる.
(0 ヘドロ等の緩衝につわて
切断の結果.&2熱交a免震には伝費生管が埋ま~ほどの多量Eのヘドロやスケールの付倉
雄績が認められたo Ih I熱交像器についても.胴4匿と伝豊島管の闘憶にスケールが象"と
ともに付着固化していた。切断関口部とスケールの付着準.~景況をFig. 6. 1.14及び
Fig. 6.1.15に示す。 これらヘドロ等の権績については.昼飯聞に亘り徐キに形成され
たものと権定される。さらに両試験片の切断.所には.周の周溶接に鴎いた裏当て紛があ
り，この裏当て材がヘドロ等の権績を促進したものと考えられる。また特に踊最下穏につ
いては.準摘したベトロ等のために，胴ドレン弁では完全録水できずーそれがヘドロ等の
沈際準績を一層促進したむのと権定される。こゆことは.嗣ドレン弁にて水抜きしたにも
係わらず.熱交換器掻去の際に胴側管台から多量tの残業留水がft出した事実によ『ても裏
付けられる。
(u) 腐食の進行について
腐食については.鍵察の結果，ピッテング腐食よりもむしろ全面にわたる腐食が
認められ.かっ直線状の徴観的腐食溝が円周方向に規則正し〈並んでいた。その縫子を
Fig. 6.1.16に示す。 直線状の徹観的腐食溝について俗.メカノケミカル反応として知ら
れているが.腐食面の状況から胴仮加工時の塑性変形の影響.すなわち.熱交換器の翻寝
か平複を冷問ローJt.加工して蟹作されたものであるため.塑性変形によって生じたすべり
ステブプが優先的に腐食されたことによるものと考えられる。
(11) 肉厚の減少について
胴哲ill作時の呼ぴ厚さ 6..に対して腐食が最も進行していた随所は.Ih 11換交祭器では
昨年度 2.40であった箇所が最も進行しており2.23..に厳肉.Nn2熱交a食器では昨年度の
測定ポイントから外れた箇所に2.121回の最小板厚箇所がgめられた。最小仮厚2.I~置は設
計上の必要仮厚2.18四をわずかに下回っており.使用限界に遺してわたこか判明した。な
お.超音波厚さ計による恒厚測定では1.6..の館所が.Nn2熱交換器に 1館所縁認dれたが.
マイクロ 1ータの測定では2.52回であり，超音波による測定値は，素材内認の欠陥による
-113-
JAEKi M 92- l&l
- 1 1 4 -
J.-¥ERI ~1 9tl -I忌4
ものと考えられている。この去を除いて.母音溢厚みIt及びマイラロメータを闘いた測定
では.両賓ともその実測舗は良〈一致していた。
(ニ) 腐食遅延策について
ヘドロ等の付着堆績は，銅製の周笹の腐食を促進させるだけでなく.換交換去の冷却性
能を低下させる。今後. 2次沿線*の水質管理はもとより.適切な頻度で厨ド4ン弁によ
るブローを実施する等，ヘドロ等の権司置を防ぐことが望まれる。
114-
JAEKI - M 92 151
Table 6.1.1 Specification and major maintenance of main heavy water pump
BBIP4 7<z&.Bimm B8*ii4 7 i p 9 ^ 3 £ *
X^-r W It (U.S.A) M i t (®M) N tt (SM)
%mn S 3 3 . 9 S 3 7 . 8 S 4 7 . 9
&A.
±®ti 30. 4B 30.5B 23.0B
%fi 6S0 avh 680 •Vb 750 B3/b
&*L.fc. (W, M*t)
(W. M&)
1£ffl LT § fc r t K J: £ S*^rotfc«S6 w o t ^ J i f l
MSfcUTtfS^SE ( S U S 3 0 4 ) SrlgfeLfco
(M#)
-115-
ポンプ
製作年月
形式
全揚程
疏量
主な保守
整備
.J:¥f:W-~1 9ぜ 154
Table 6.1.r Specification and major maintenance of aain heavy 町'aterpUlllP
昭幸日47年以前使m 昭fD47~9JJ 吏車両
w 社【U.S.A) M 社【国産〉 N 社{国産}
S 3 3. 9 S 37. 8 S 47. 9
続置単段片吸込渦巻ポンプ 積霞単段斤o込渦巻ポンプ 品質霞単段Jt扱込宍巻ポンプ
(メカニカルシールポンプ} (メカエカルシールポンプ} {キャンドモータポンプ}
3(0.4・ 30.5. 23.0.
680 .ヲib 680 .3/b 750 .3th
-性能等劣化4こよりメカエカルシール及びベア9ングを -分解点検ー異常を認めず
交換した. (W. M社} {ベアザング等交換}
-全搭程を下げるためインペラーの加工を実絡した.
(W. M社}
-輸の摩耗及び曲がりの補修 (W社}
-インペラーリングにコバルト系合金{ステライト}を
使用してきたことによる重水系の放射能レベルが上昇
対策として材質変更 (SUS304)を実絡した。
(M社)
-115-
JAERI-M 92-154
Table 6 . 1 . 2 Contents of i n s p e c t i o n on main heavy water pimp
ffi. & 1 . ft«tt£ £ i . m a © # .« =t 2 . S & 0 - & * 2 . at £ ft Jg * it & fp » 3 . St S It it! ip * 28 m 3 . JE ii IHS * fc 3* m 4 . mji»&*msi 4 . niafc. ttJEffiq%«& & m 5 . $ £ , T6IEIS^*i? A 5 . ftiP*:SSft<o»r& B$ 6 . ftflJ*i££<D*&
7 . i f c f c jn ; ;^*^ «*
6 . Ik ft If- IB * * &
% 1 . * « 4 f t £ 2 . * S t & £
M 3 . x*-7®&.m-s. ( 1 ) Q - H^tkfUm
8 (2) sag. sj±af£ ( 3 ) ft 2P * flit ft » « K
± ( 4 ) ' < r ^ ^ : e = ^ j g « ( 5) * f - ^ s s a i i g
tk ( 6 ) £*&$»#
4. ttBnmse&tt « 5 . igft«rojft«gfitJH^
fit i . # > - : / # & » £ m ( 1 ) Q - H «#=«>£ m ( 2) S S . t £ » £ m ( 3 ) ft 2? * St £ © ft 38 4» ( 4 ) -<T V > ?*- 9 (OMm & ( 5 ) x ? - ? f i | » S s ( 6 ) mfbffi£
2 . # # , £ #
- 1 1 6 -
JAERl-~t 92 -154
Table 6.1.2 Contents of inspectlon 00 malo heavy田'aterpuap
w. 起 1 .外観検査 進 I .溢洩の 11祭
子 2 .揚洩の有無 2. ~伝量殺指示確認
炉 重さ 3 .疏量計指示確箆 観 3 .圧力計結示後認
選 4 .圧力計指示確認 4 .電波.電圧指示確認
転 西町 5 .電涜，電圧指示確認 点 5 .袷却水量底量の確認
時 6 .冷却水面な量の健認 6 .振動計指示確認
7 .振動計指示確認 検
定 1 .外観検査
2 .漏洩検 査
期 3 .ポンプ続性測定
( 1】 Q - H続性測定
自 t ( 2 )電波.電圧測定
( 3 )冷却水流量の確認
主 ( 4 )ベアリングモエタの点検
( 5 )ステータ温度測定
検 ( 6 )振動測定
4 .電磁開閉器の点検
査 5 .電動機の絶縁抵抗諸問定
供 1 .ポンプ特性測定
用 (1) Q - H特性測定
期 ( 2 )電iAt.電圧測定
間 ( 3 )冷却水流量の確認
中 ( 4 )ベ ア 9ングモニタの点検
検 ( 5 )ステータ温度測定
査 ( 6 ) 指量動測定
2 .分解点 検
-116一
JAKRI M 92-154
Table 6 .1.3 Specification of JRR-3M Front-End-Computer
# § &m « *
^ - yy^-T
m% HP9000-Model380 YHPttSi
CPU MC68040 32bit CISC-chip
±K« 24MByte
ttfibsats @ £ f 4 * * 1GByte 512MByte 2 ^
%v h 7 - * 10BASE2fclOBASE5
mm.ms: 7 D 7 e - f * * ?
M-E360MByte 3.5" 2 ^ B42tlS
V 7 h •> J i T
OS HP-UX 8.0 SYSTEM-V
cann C, FORTRAN
Window X-WindowllRel4
Network Service ARPA/Berkeley£ £ XTNFS
JAERI-1¥1 92-154
Table 6.1.3 Specification of JRR-3K Front-End-Computer
項目 仕様 備考
ハードウエア
型名 HP9000-ModeI380 YHP:社製
CPU ・H・~...・H・-……j型空68竺?uh----H・H・....................・H・-一一..l~竺!tG!???E主記樺 I 24MByte
おis.JJae盈.....・… "1由主
ネットワーク
周辺装置
ソフトウエア
os 言語
10BASE2と10BASE5
光磁気ディスク
フロッピーディスク
レーザープリンター
HP-UX8.0
C， FORTRAN
Window I X-Windowl1 Re14
Network Service I ARP AlBerkeleyおよひ古田S
ー117-
片面360MByte3.5"2台Bm応
SYSまEM-V
JAEKI M 92 154
Table 6.1.4 Noise mapping in console
* - K A C d B 3
«5g«a CRDHS CRDUfi
<53«SB
mm 6 1 . 1 5 9 . 8 6 3 . 7 6 2 . 8
CRDHS
5 7 . 2 5 7 . 0 5 7 . 5 5 7 . 4
Table 6.1.5 Result of Noise reduce
* - K A [ d B ]
3\Mmm I H 8 I CRDUfi I T V
amm 6 1 . 1 5 9 . 8 6 3 . 7 6 2 . 0
amm 5 6 . 0 5 6 . 0 6 2 . 0 5 6 . 0
-118-
JAERI ~ ~t 92 -1M
Table 6.1.4 Noise mapping in console
モード A (d B)
測定場所 制御卓 制御室 CRDII盤
中央審E 中央郁 前面郵 前3a16
通常
運転状態 6 1. 1 5 9. 8 6 3. 7
印刷盤
停止状態 5 7. 2 5 7. 0 5 7. 5
Table 6.1.5 Result of Noise reduce
モード A (d B)
測定場所 制御卓 制御室 印刷盤 ITV
中央部 中央部 前面部 操作卓
対策前 6 1. 1 5 9. 8 6 3. 7 6 2. 0
対策後 56. 0 5 6. 0 6 2. 0 5 6. 0
-1I8-
Table 6.1.6 In-service inspection schedule of heavy water tank
.JCStt 1 2 3 4 S 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 IT 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30
SHIfclHteB W«>mflli»alxlO"n/M ,
< m iwis&vitimM-i 7 M
31 » K HI o (>
( n/crf > w m m m
2.2x10" *U5$ 4.4x10" tf) 3$ 8.8X10" *J 6 *
2.2X10" « 1 2 #
4.4X10" W2 3 *
I
』担問問-ーIMF同由
同
lMmw品
In-serv1ce 1nspect1on schedule of heavy water tank
l¥4士数 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 11 18 19 20 21 22 23 24 25 26 21 28 29 30 • ~
高泊中鈴子欄射量Jx 1 O"n/I舗'
重 遣問肉眼鉱.. 〈 に遺した締点及ぴそれJ渇創立約7年間
隔で実槍する.
水
中性子照射.取出防期
タ ( n/ctI ) {週転Q;歎〉
2.2)(10" 約 1.5年ン引!J t式験 b 4.4)(10" 約 3年
8.8><10" 約 6S事タ Z.2><JOI' 約12~
4.4)(10" 約23f事
Table 6.1.6
l-H由l
JAEK1-M 92-IM
Table 6 . 1 . 7 S p e c i f i c a t i o n and Required d e s i g n t h i k n e s s of Main Components
WISSK
H-*±©
(••)
R if ft a
I S S tt WISSK
H-*±©
(••) ( M ) ( n ) (u )
1
i & *
m « 1.50 6.00 1.40 *1 0.60 *5 4.00 J
i
i & *
¥ fi 24.21 30.00 1.60 *1 0.50 27.90 1
*
».
1
i & *
« « 19.05 36.00 1.60 *1 0.50 33.90 1
*
».
1
i & *
<s*w 0.32 1.20 0.00 *2 0.00 1.20
1
*
».
1
i & * g£8B 0.42 6.50 0.82 * 3 0.50 5.18
1
*
».
1
i & * ©&1/2B 0.04 2.80 0.50 *3 0.50 1.80
1
*
».
1
i & *
flB??^* 36.50 37.50 36.50 *7
1
*
».
1
i & *
%•&}?&' 19.00 19.00 19.00 *7
1
*
».
1 m m 2 ft*
m u 1.53 6.00 1.40 *1 0.60 *5 4.00
1
*
».
1 m m 2 ft*
tS8B 0.42 6.50 0.82 *1 0.50 5.18
1
*
».
1 m m 2 ft* g&l/2B 0.04 2.80 0.50 *3 0.50 1.80
1
*
».
1 m m 2 ft*
6B¥ffi 17.00 20.00 — 1.00 *6 19.00
l«r£p*
S 9
8 B 0.42 6.50 0.82 *1 0.50 5.18 l«r£p*
S 9 6 B 0.32 5.00 0.63 *3 0.50 3.87
2t$Mi% 1 OB 3.80 6.60 0.83 *4 1.00 5.28
g i <§ 8 B 3.80 5.80 0.73 *4 1.00 4.58
*1 JIS G4304 SUS304 ffSWlTSM (12 -A) <Df§e*ffi€ *2 JIS G3463 SUS304LTB JSSfflfFg^ffltt *3 JIS G3459 SUS304TP-S JP£<Z)tmM<D« *4 JIS G3452 SGP flt^CDlF^Oig *5 j n x « O.50M K , ffitfSnxtt O.IOM £jtaxfc*i *6 JISG3214 SUS F304 J8iig«*ittj(inx<DflF^M0)«[ *7 JISG3214 SUS F304 J8Jg*HMMlDX{C«fci3*'WP**TS&ftl^
- 1 2 0 -
JAEHI-~I 92 -15-1
Table 6.1.7 Specification and Required design thikness of Main Components
設 計
必要厚さ 呼ぴ厚さ 素材の寸法公差
{圃 I (闘} {圃}
胴 板 1.50 6.00 1.40 *1
l平板 24.21 30.00 1.60 *1
管 板 19.05 36.00 1.60 *1 管 倒
盛丸 伝熱管 0.32 1.20 ! 0.00 *2
管台8B 0.42 6.50 0.82 *3
|交 1次系
管台1/28 2.80 0.50 *3
換 周7ラン'f 36.50 37.50
管台77)~' 19.00 19.00
器
周板 1.53 6.00 1.40 *1 a
嗣 側 管台8B 0.42 6.50 0.82 *1
2次系 管台1/2B 0.04 2.80 0.50 *3
68平板 17.00 20.00 -ーー
1冷却系 8B 0.42 6.50 0.82 *1
配管 6B 0.32 5.00 0.63 *3
2冷却系 10B 3.80 6.60 0.83 *4
配管 8B 3.80 5.80 0.73 *4
* 1 J 1 S G4304 SUS304厚さの許容差{記号A)の幅最大の値
* 2 JIS G3463 SUS304LTB厚さの許容差の値
* 3 J 1 S G3459 SUS304TP-S厚さの許容差の値
*4 JIS G3452 SGP厚さの許容差の値
*5加工減 0.50闘に、曲げ加工代 0.10闘を加えた値
* 6 JlSG3214 SUS F304鍛造材機械加工の許容差の値
仕 様
加工報公差
(a)
0.60 *5
0.50
0.50
。‘50
0.60 *5
0.50
0.50
1.00 *6
1.00
1.00
* 7 J ISG3214 SUS F304鍛造材機械加工により最小厚さを下回らない値
一120-
…i (a)
4.00
21.90
1.20
5.18
1.80
36.50 *7
19.00 *1
4.00
5.18
1.80
19.00
5.18
3.87
5.28
4.58
.IAKKI- M 92 15-1
Table 6.1.8 Results of the Seismic Design
<*©:te/-;) SMJ i ttf* J£ A *&e^
•
IP SUS 304 l i fcHRR a„ = 4.S Sa = 19. B
IP SUS 304 1 X Ci = 8.6 Sa = 19.6
N SUS 304 « # £ * > « er s = 2.1 f „ = 21.0
g * t f ; i - h SlOCfflS SI £ Oi, = 2.4 fbt = 15.7
g * t f ; i - h SlOCfflS * A, » T b = 3.3 fb* = 12.1
Table 6.1.10 Contrastive Specifications between the old and the new installation
m i ai5is« _, ... _ _. ...
tE *fc ® »(» 2) 1 2 0 / g 1 4 2 / *
« 91- g ( M ) 530 562
e « g(») 15.90X1.2t x4178t x 3 0 0 * / S
15.90 x l . 2 t x 41781 x 3 4 1 * / £
lJK«Jx?Sg*l(M) 165.2(6B) 216.3C8B)
s « * « SS41ffi?S SUS301
3B ft ffi ss4iiaa SUS304
* -?. - 1J- - SGP SUS304TP
a s 4* SS41fflS SUS304
IS ft fi £ t S O
* 4* ft a t fe»3(6B)
2&5&
g&mxaft- S B # (£&) n*W5*#(sus.T7D>?-M
2&5& fftxajxaffatr a t &0
2&5& S S H - » © M f t S jSti^risi sititjS57jicg
s 8 »3cNo.l.No.2»aiP 6*6i&J:D»l iTi£
*S3eNo.l.No.2(DfflP £ « £ « ! : 0«2.5«Tffi
- 121-
.P:¥EHI 王I9'.? 15-1
Table 6.1.8 Results of the Seismic Design
{単位:q/_Z)
g附 ! 材結 i応力 発生応力
1次一般. 0".， 4.6 Sa = 19.6 I 周 SIiS 304 ‘ 1
次 σ1 = 8.6 Sa = 19.6
関 SUS 304 組み合わせ σ. = 2.1 I C.t = 21.0
号l 張 O"b 2.4 fbt 15.7
基礎ボルト SlOC細当
せん断 τb = 3.3
Table 6.1.10 Contrastive Specifications bet田eenthe old and the new installation
項 目 既設設信 新規訟信
伝 熱 函 積(.2) 120/基 142/差
厨 外 径{回} 530 562 寸
伝 熱 管{圃} 15.9φxL2t 15.9φx 1.2t
熱 x4178ιx30日本/基 X4178ιx341本/基
法
交 1次側管台径傘1(..) 165.2(6B) 216.3(8B)
換 周 側胴仮 5S41街当 SUS304 材
器 廊 魔 4反 SS41相当 SUS3il4
スベーサー SGP SU5304TP 賀
固 定 棒 SS41穏当 5U5304
緩 衝 板 なし あり
点 検 孔 なし あり16B)
熱交出入口弁 玉形弁{砲金) n・lJ7ライ弁CSUS.手1D):J-H
妻名交出入口圧力計 なし あり2次系
温度計の取付角度 歯車れ方向 fiれと逆方向
百己管 熱交出口温度計の 鮫No.l.No吋鮫No.l…口 i取付位置 合涜点より約1・下浪 合法点より約2.5・下涜
一121-
JAEHI M 92-151
Table 6.1.9 Main Specif icat ion for the Renewed F a c i l i t y
1
ft
a
»
5c
m
31
1 ft86S?g« l i « 2 M £
1
ft
a
»
5c
m
31
m » 2 5
1
ft
a
»
5c
m
31
(ft X * B (kcal/hr/S) 1 . 5 X 1 0 5
1
ft
a
»
5c
m
31
e * e « (•• / £ > 1 4 2 1
ft
a
»
5c
m
31
«w $1- g (n) 5 6 2 l
1
ft
a
»
5c
m
31
ft
wm i
6
1
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»
5c
m
31
ft
fi IR I ? ( • ) ,
1
ft
a
»
5c
m
31
ft
# S («) 5 6 2
1
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»
5c
m
31
ft ff $ (u)
i 6
1
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»
5c
m
31
ft S « ¥ f i f f d («> 3 0
1
ft
a
»
5c
m
31
ft
e*Mt tt S (M) 1 5 . 9
1
ft
a
»
5c
m
31
ft
e*Mt
ff $ (n) 1 . 2
1
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»
5c
m
31
ft
S $ (M) 5 1 3 2 i i
1
ft
a
»
5c
m
31 »
m m m « S U S 3 0 4
1
ft
a
»
5c
m
31 »
© s S U S 3 0 4
1
ft
a
»
5c
m
31 »
fi W S S S U S 3 0 4
1
ft
a
»
5c
m
31 » g « ¥ « S U S 3 0 4
1
ft
a
»
5c
m
31 » e (ft m S U S 3 0 4 L T B - S
i & # a j s ±9
•H6
i t g (U) 216.30 (8B) 165.20 (6B) i & # a j s
±9
•H6 m $ (u) 6.5 5.0 i & # a j s
# ** S U S 3 0 4 T P
2XftSl% i f ! * a (•) 267.40UOB) 216.30 (8B)
2XftSl% i f !
m $ (••) 6.6 5.8
» & S G P - E j
- 1 2 2 -
JAEHI-:¥I 92 -1M
Tab1e 6.1.9 Main Specification for the Renewed Facility
型 式 向涜型車管 1折捷2廟式
基 叡 2 基
勲交換量 (kcal/br/基}i 1. 5xI01>
次 開!外径叫
冷
主
嗣仮 l厚さ{園川 6
管仮厚さ{闘)I 36
管鱒 5'J.径{・} 562
i厨仮 厚さ{踊} 6
t
平仮厚さ{回』 30
阿瓦川 15. 9
1.2
父 長 さ 5132
鳳 側 厨 仮 5US304
換 主
管 板 5US304
要
器 管側胴仮 SUS304 材
管側平板 5US304
科
伝 熱 管 5US304LTB-S
主要 外径{阻} 216.3φ(8B) 165.2φ(6B) 1次冷却系
厚さ{副}i寸法 6.5 5.0 配管
材 料 SUS304TP
主要 外 径 (u) 267.4φ(10B) 216.3φ(88) 2次冷却系
寸法 厚さ (u) 6.6 5.8 配管
材 車ヰ SGP-E
-122ー
JAKKI M 92 !5>»
Table 6.1.11 Outline of the autonomous inspection
mm® r 313
* s Pi m
m$B max® # i « * g
A-l-l «ffiM«*^*8Wffia*M*«
m$B max® # i « * g A- 1-2 \mmm*&ft*ssmm<D$mmm m$B max® watus JA-2 &»m(mnmg: m$B max®
^£1** ] A-3 e*S<D^1£»g
10E17B W « t * g i B-l Ko.i/o fAm&^maaiWHS
10E17B S » i » ^•sata B-Z Bo.m> K&&&&!£&•*&&£ 10E17B flatus B-3 ti&ffiimfi. t^tfaA,T-u&oStt<Dt*2t
10E17B
mmft B-4 NO. lS5BUfflfirt®ffl!§fg»at
10E28B
10/29
naxm nnmm C-l U.2rt> PjH8tkRS§<D*MBH*S 10E28B
10/29
naxm ^m&g C-2 No.2n> H;i-ffl5SMifflTra*fi 10E28B
10/29
naxm
iftttlftS C-3 No.2ffiiw«Sf%B©i§}g»g
123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm
»« t* l t D-l x&nsmo>wm&
123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm Tf-Q&LlE D-2 xiszamatrntog:
123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm as«s D-3 feJ*gtBfik©S[«*S (SaFi.HS) 123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm BffiKMftt D-4-1 swf}i±s«*£; *re i. 5fs >
123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm
W E » * « £ D-4-2 <gMmEmmt*& (*EI.5@>
123 9~11B
mmmrns 12/12
wmzm
mm D-5 tmmm-foM& 123 25 B
U§9B mmm* mmrimot E-l «*3cDI88*#S^fflJI«***F©§l*Sttltei 123 25 B
U§9B mmm*
JftXSttttS E-2 « i 5 c « S * » ( 0 ^ f * g
1313B
1330B
mmm
#*«*s
F-l-1 i Kftmmtgo}ffiw&
1313B
1330B
mmm
#*«*s F-l-2 2#;tf;wm8mo)tim&
1313B
1330B
mmm
#*«*s F-l-3 V » - > ' » 1 H 1 * - 2 « S ) (Dtmtfcg
1313B
1330B
mmm
#*«*s
F-1-4 #<z>#*«*g 1313B
1330B
mmm *««s F-2-1 l&<*S«iEg<Da.«M*S
1313B
1330B
mmm *««s F-2-2 2^<iia)sseeff^H*s
1313B
1330B
mmm
m&mmtitm F-3-1 i &^p*ffig;§&siJ©»E»j*i*s
1313B
1330B
mmm
m&mmtitm F-3-2 2 $ft2P££fhg$g*®ttE»at*£
1313B
1330B
mmm
&&mn F-4 2 »:<tai^s&cDSgat¥fflt*g
2E4B 2H7B
mmm
*s«g G-l «{^7&<Z>$i8lcH:£#a>$'l-«t*if 2E4B
2H7B mmm &frfcg G-2 igttttH£tf*aM*g 2E4B
2H7B mmm SKrtfcS G-3 £>£3£ftift(cXtt3£Ibft§
2E4B 2H7B
mmm
tt«6«Ut *1 C-4 SS(DfiSl«, tSMfi*MSii5ca)&a | *l:®fflH3tt§fcHb 2ma
- 1 2 3 -
.J，¥EHI "-] 9".! Uo.¥
Table 6.1.11 Outline of the autonomous inspection
l検査時期 慎重J項目 整番理号 l f 検 査 内 容
A-l・1 使用前検査対象箆材の舗斜検査材利倹査
使用前検査対象部材以外の材結検査 4 I A-1-2
外鏡検査 A-2 伝熱管の外観検査
寸法検査 ! A-3 伝熱管の寸法検査
外観検査 18-1 1'0.1バンドル組立状態の外電車検査
10月17日 司法検査 8-2 NO.lバンドル組立状態の寸法検査
材料倹査 8-3 対象箆材の肉、検査が涜んでいない節材の検査
溶緩検査 B-4 110.1組立前の廟内面の溶療検査
外鶴検査 C-l 110.2バンドル組立状態の外箆検査10月28日 舞鋼工場
110.2パンドJ}f組立状態の寸法検査寸法検査 C-2
使用開ヂ溶援検査 C-3 110.2組立前の胴内面の溶按検査
外観検査 D-l 工場完底時の外鏡検査
寸法検査 D-2 ヱ濁完tal時の寸法検査
12月 舞鶴工場 気密検査 D-3 伝勲管と管仮との気密検査(気1F.1.l倍}9~ 1l日
使用車問ヂ
耐圧•. 捜検査 B・4-} 周側耐圧湯浅検査 i水圧1.5倍}
耐圧漏洩検査 D-4-2 管側耐圧湯浅検査{水圧1.5倍}
溶緩検査 D-5 扇情溶緩継手の倹査
12月25日 墓前併検査 [-1 熱交僕捜本体援付用基礎抑トの引き銭き検査~ 原研現漫1月9日 熱交努付検査 E-2 熱交換器本体の袋付検査
F-l凶 1 1次冷却系配管の材料検査
F-l‘2 2次冷却系配管の材料検査材料検査 一-一
F-I-3 1月13日
q・2トドぬ配管(1次.2次系}の続料検査
F-1-4 弁の材料検査
~ 原研現場 F-2・1 1次冷却系配管の外観倹査外観検査
2次冷却系配管@外観検査F-2-2 1月30日
F-3-1 1次冷却系配管溶綾部の耐圧漏洩検査耐圧漏洩検査 一
2次冷却系配管溶捜部の耐圧語洩検査
溶鐙検査 F-4 2次冷却系配管の浴後繊手の検査
外観検査 IG-l 鋸付完了後の申諦範囲全体の外観検査
2月4日 援付検査 6-2 据付状態及び渥洩検査~ 原研現場2月7日 援助検査 G-3 規定運転涜震に置付る振動検査
性能検査 *1 6-4 温度の飽和値、総指伝熱係数の検査
本 1:使用前検査と同じ 2月7日
-123-
JAEKI-M 32-tSl
Table 6.1.12 Outline of the inspection by STA
ftStt* &mma & £ E # &£1HB a *
N'o.l No.2
mmm A 1
¥J£3ip
10B29B meat m
fp
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ax. N'o.l No.2
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12312B mnxn £CffJftJitSifr
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«£*«*««/*&£ o
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12312B mnxn £CffJftJitSifr
m
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ax.
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B*SB^Bf5tffi JRtflf&iff
m
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ax.
msco-3 mmmstms © 1J327B
B*SB^Bf5tffi JRtflf&iff
m
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¥ l £ 4 £
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B*E?*8f5!Bf
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B*E?*8f5!Bf
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B*E?*8f5!Bf
A : I2iiiig{C«k3t*g O : ££<*$ (-SieiHtg) ©:££fcS
- 1 2 4 -
JAEkD -l1 92-n忌4
τ'ab!e 6.1.12 Outline of the inspection by STA
検査対象 検査項目
原次1 1次冷却系 外観随/附加(
子 i 寸法検査/n')~'1組立冷 熱交換器
炉 i 外観検査/組立
却
冷 No.l110.2 寸法検査/組立
却 l 耐圧湯浅検査/組立
J系|偏li酷の一筋材科換査
耐圧損洩検査
施 外留検査
申請範圏全体
設 鋸付検査
{寄付後}
i性能鮪
6:記録確認による検査
0:立会検査{一部記録確認)
@:立会検査
124-
立会区分 立会期日 掲 所
A
平成3年 目立造鎚株式会社
O {舞鶴工2・10月29B 1: 京都府舞鶴市
O
@
! 平 成 時 l目立造船脳会社。 l舞鶴工場
12月12日 i京都府舞鶴市
O
6 l平成4年 日本原子力研究所l東海研究所。 1月27日 i綿姉崎腕村
@
平成4年 日本原子力研究所@ l 東海研究所
2月T日 1 ~実績県.珂郡東海村@
JAKEil-M 92-IM
jt 1) =.i) m, -> - ; !>* > :/©«fl&BI
aovhRoy
<z.r-9*+>
i T:
i f v y y - s - v ?
* -s^wt»»a
* + > K * - ? # > 7 © « i £ e i
Fig. 6.1.1 Schematic illustration of main heavy water pump
125-
.1:¥lml.;¥1 9fl← l:.t
メカニカルシールポンプの構造図
鳴ト・ーー・・
ポンプケーシング
キャンドモータポンプの檎造図
Fig. 6.1.1 Schematic illustration of main heavy water pump
125一
- H :-• •?" « E W F T A. ( F T A -Fault tt«e Antivsis )
*«
KB
«* Xtt 1 It tt
M% . n i i i { t l l ( i | | I i : l l t i T i i l i « i v « i i ; i f i t i i z t i i ( ,
Fig. 6.1.2 Fault tree analysis of main heavy water pump
オ哩ンプ.貴文 n・F T A (FTA~F・Ull rree An・IV"，)
il::zz::Ei iEEEEEi
••
』』何回向田
iw同
s
l固定
岨-m
--・《'-H
-
m
，附
‘，・zwv山
骨
骨
山
漕
白
幡町
aH
・
白
山
市
川
ll山の町
山レ・
一イ山
3山
2h
zr'L
2 .1 I・m・円一日圃』一一一、「・岨 h
¥U制手取付本側 H
原因
事国
l-Mm1
繍傭簡:JI 少少大鯛鴫象
協
嶋
一
帯
現又可性一燭 .:.nt?K他 .1101<，・.，る帽曾 "τ. 1I ...U.II~"" t; IIZen ・-
Fig.6.1.2 Fault tree analys1s of main heavy water pump
JAERI-M 92-154
**#*# ^JC wem^sm aXm -ajESi
uim.«<mwi»..,-.»i^-«j; fc+tt^SSH
If7'
5L#it££
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T»mli- :Fi»i'i !iWtfi<ifiiWtiiHi(rtrttririi , ,MiBS
« w i - : „r*•» >•• •;: .-:--v:-: v - « . , . » - m , : m ' «
f t
IT Tl 7 n > h a. > K *t*tt
m rt LAN
Fig. 6.1.3 Architecture of JRR-3M Computer system
-127-
J:¥EHI -:¥.1 92吋 154
ーー砂
現場計器等
プロセス制御
計算機システム
原子炉本体
.司
邑品
照身拝。用設債 一計九一一司~I(";;;:一司山川山
上位計算按
冷中性子源装置
球漏出掛嵩揖争指常持縞蒔蕊評論長丑~組事AA辺索現持~寝耳薄弱治五証平元手持ミ:;~~:~::::'~'Q.::~:g:必~ミモ~在耳吾子育奇号~夜夜忍忍苦宗寺時
+蕃内LAN
Architecture of JRR-3M Computer system
一127-
Fig. 6.l.3
JAERI-M 92-154
**#B?JI«i KWtWMt
I I
I i 1
Fig. 6.1.4 Local Area Network Hap
7 0 x n >
O O QJO o o o o o o oo o o oo
0
t 4 5 0
J 3 5 0
5 2 0
y i" x 7 -i -H/ j? »Bfe ap -=c u ETS
Fig. 6.1.5 Noise absorber
-128-
JAERI-~1 92-1忌2
hLI イーサネット
ーーーーー光ケープル
o 1) "Eートリピータ
Fig. 6.1.4 Local Area Network Map
r1 301 寸350
450
」 ...3 . ‘
ピ>
G ノーl' ;;;てつ7 イ Jレ::9 q及音量Fニ己 Jレオぜ
Fig. 6.1.5 Noise absorber
-128-
4810
m HI 111
11 z: ji z: CO
K t ' ^ A Zl*Zi±£ « 0.
qp /
1050 350"
/lilil
s i i «f**«K
11 4 UJb=L=J
mam»M VA Mi&nm.
Fig. 6.1.6 Construction of Noise absorber
4810
圃塁ILII
I!三3圃
LhFmz-1M同
混同町広
防音パネル1MM坦
l
ヂィスタ形制御.
Constructlon of Nolse absorber
自立形制御鎗
Flg.6.1.6
JAKRI-M 92 151
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Fig. 6.1.7 Tensile Stress-Strain Curves by Neutron Irradiated of Aluminum Alloy
- 130-
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Fig. 6.1.7 Tensile Stress-Strain Curves by Neutron lrradiated of Aluminum Alloy
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JAERI-M 92-154
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Fig. 6.1.8 Irradiation Capsule of in-service inspection
-131-
JAERI-M 92-154
Fig. 6.1.8 Irradiation Capsule of in-service inspection
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JAERI-M 92-154
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Fig. 6.i.9 Core Arrangement of ISI-Capsule
-132-
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2
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JAERI-M 92-154
Fig. 6.，.9 Core Arrangement of ISI-Capsule
-132 -
JAERI-M 92-154
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Fig. 6.1.10 Arrangement of ISI-Capsule in irradiation holes of Be reflector
- 1 3 3 -
重水タンク内蹟Ii
炉心中心レベル
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JAERI-M 92-154
キ?ア宮ル
ベリリワム反弱体
(B~) 、 (C~)
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Fig. 6.1.10 Arrangement of ISI-Capsule in irrad1ation holes of Be reflector
一133-
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Renewed Area of JRR-4 Heut Exchangers Fig. 6.1.11
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Fig. 6.1.12 Structural Drawing of Heat Exchangers
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VH
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3 ・・ 121 2_IS_UJ;~0 ‘ 2 曹司(1) 2J SJLS~O-.! 『 鯛側It. :1 ISUS304"，
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N-IS 園側..ta孔 2 150~ 阻止"νυ円
N-14 圃曲目水~.シ 40~
N-IJ 園側岡本ぺ~ I 15~
N-12 圃個目*冒岨曹 1 1200~ N-Il 踊側四球置薗曹 1 '2001. N-IO 圃酬岡本也ロ 1 1200.¥ N-9 踊酬目*λロ 1 '200.¥ N-8 曹酬目水 ~.ν 151. N-7 官制岡本 Vレν 。SAN-6 曹刷日本付シ， 15.¥ N-5 曽側目*ペシ' 15" N・4 曽酬岡県国・・ー 1 1200" N-J 曹酬目*1岨喧 1 120白AN-2 曽岡田朱也白 I 1200" N-I 曹制岡本λロ I 1200A
荷" 畠
" •• "'''1 ー ー世省- .骨
伝触管のlaJ'I
Structural Drawing of Heat Exchangers Fig. 6.1.12
JAKKI-M 92 15*
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Fig. 6.1.13 Flow chart of the work for heat exchangers replacing
- 1 3 6 -
Fig. 6.1.13
J:¥EHI--:¥1 92-1忌4
ーーー通ーが単掃員扮(J)陸海..‘・・・・ー・1:@現揖養生
.~.I? P_~.~党本位墜望J ;@銃射線防護思将の準備
:@業者休憩室{図書室}の準備 j:@手続き{放射線従事者指定、
クレーン、火気使用 :
2固に分けて閲放{ハッチ大:15tooハッチ小:5too):ー.1f:'窒主主障費璽贋2P.zt;:;てき空揮しき:雪.五ー・・ー‘・・ーーー~熟語ゐ謀者説扇面長誌面ー‘・ー・・ーーーー‘
:.~号竺 J9.恒明a~9!!!l_2.. ー.~:~主 19~て~q(号虜
一 55ij;'併は全て5U5$'併に交倶:
;新しいn・北Pで組立復旧 ;
Flow chart of the work for heat exchangers replacing
--136-
JAER1-M 92-154
F i g . 6 . 1 . 1 4 Inner Ccndi to in of JRR-4 No . l Heat Exchanger
F i g . 6 . 1 . 1 5 Inner Condit ion of JRR-4 No.2 Heat Exchanger
<J -'H-ifi/tj: i-f' JIV ->^V "-it '
F i g . 6 . 1 . 1 6 C o r r o s i o n C o n d i t i o n
137
JAERI-M 92-154
Fig. 6.1.14 Inner Conditoin of JRR-4 No.l Heat Exchanger
Fig. 6.1.15 Inner Condition of JRR-4 No.2 Heat Exchanger
Fig. 6.1.16 Corrosion Condition
1 :17
JAEKI-M S2-154
6.2 « m
6.2. 1 {&*&&&>') V4 K*8«©Si*j*lXi::fg54*ff &**«©m *JX, i?«£Ko«K§<i£«ii£*t5©*tt'»-f. *®i. %izmmm%&
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- 1 3 8 -
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6..2 蛾科
6.2. I 低最高富複状シリサイド:t!科の圏内加工に係る検討
核熔科の取得.加工.再処理及び鯵送は長籾聞を要するのみならず.震近は.，普に国際環境の
変化にも大きな影響を受付.不確定な要素が多〈な弓ている。したが『て.総合的訟判断で慾斜
加工の多様化を困る必要があると考えられる。圏内におItる懲科加工は.Il作錠街.費用対劫果
等の面で不透明な点はあるが.上記リスクが少t.いことを働集すると鎮めて大きな1リヲトがあ
4
-:;)0
原研内の筏食事事対策検討委員会筏捜科需給専門部会では，上記の認訟に立脚して.低.'緒仮設
シリサイド燃料について圏内加工の可能性に関する情報収集の一環として.回内1ーカへの委託
調査を実施すべきとの提言を行司ている。このため.研究炉却を窓口として.平成2年度及び平
成3年度に委託調査を実施した。
本調査では.懲料材料工学部で進めているシリサイド寝技量陸料ミニプレート躯造技術をベース
とす各ことを前提として.製造方法.加工.設計画，生産計画，開発標題等についての倹討を園
内メーカ 2社に依頼した。得られた結果を両位比駁してTable6.2. 1に示す。
同表に示すとおり.伎術的には両社とtシリサイド慾科の加工は従来技術の延長上にあり解決
不可能な問題はないとしている。しかし.加工施設及び設備の緩設が必要であり.リードタイム
としてはR&Dも含めて4-5年を要するものとみている。また.ここには示さなかったが.コ
スト評価の結果では.繕設及び設備の書面設費を20-25億円と試算しており.さらに.いくつかの
主要プロセスについての技術開発費闘を見込む必要があるとしている。したがって.盤将体重E造
コストは.現行をやや上回るであろうとみている。両社の所見は同表でも明らかなように. Atf:
は見通しを得るための更なる銃術的倹誌の実施を提案している一方.B社Iま現時点では箇内加工
は悶鰻な状況にあると判断している。
以上述べたように.本調査により低漫縞復状シリサイド燃将の圏内加工に関わる技術的課題、
必要R&D項目.大略のリードタイム等が明らかにな勺てきた。国産化判断のためには，より詳
細な技術的検討が必要であり.今後のR&Dが望まれる。
-138-
Table 6.2.1 Evaluation on domestic production of silicide LEU fuel for research reactor
A tt B tt
a
1. fiil^ft
3. &&Wi&.mm
WfisflmtSiUtt*©"?. $J£LTAI l * * f fU L^feftffif:
1. SliEfifc (ftlXffidJ)
2. aiisti4arj(j«
K t r « * a . B * * a . n - i t a . «w** iH»f t9*©AJi rtHfl'T, 30A&? 140*/*©4*«Sr»6. (Atti(ilf(5)b)
V - K * - f AttlHMIS. ftSsr^lt. Xttfttt, K«(E*T (eft 4 %&%,
Br
-> 'J -9-•< KStt(!»VBFXlt*«tt-.-CV««fl(BF(DtBA«flftfeU. *»69<£ftri©»B, "SmiSSnXgiKiCWtSKtf;*. ? 5 »j 7 ©ft SI Stfls]iR©ftaU'&fl5fc»©lftl*a<i ,&*T&*. (R&D : 1.5 *£)
T^fcJE***''*,*), •b^BTOttXVftlt. HVttttftRftftfc %.*t *ptt£o
Evaluation on domestic production of s111cide LEU fuel for research reactor Table 6.2.1
社
1. 製造方法
海外文献.原研の基礎研究の成果等を勧集すると解決不可能な
問題はなL、。但し.
B
1. IHf!方法(加工筏術)
y.*的に過去の伎衡の延長上にあると考えているか‘シリザイ
トと?ルミ ιウムの反応の有無.芯材スヲラップ処理方法等に勺
いて，生産に先立ち+分な試作MIIII.f=lilf解決しなければならな
スヲラップの処理及び回収に閲しては検討を
社A
L、。
Z 加工施設及びlii・絡tltl立新設することを考えている。加工設備は続甥同入となる
要ずる。
Z 加工施股及び段備
既存設備の一部には使えるものもあるが.大節分の段備は新規
制'入となる。また.i!屋を初めとする施設は新段する事を考えて
技
術
』hF申同声一一
IV同喧
NJ回一V曲
3. 具体的な生産計蘭
放射線管理.臨界管理， Z十量管理.放射線廃棄甥処理等の人民
は除いて. 30人位で 140体/俸の生産は可能。 (A祉とほぼ同じ
リードタイムは針鴎策定.Iキa可申繍.工場J!Ut.試退転まで
に約 4年必.0
L、る。
3. 具体的な生産計蘭
加工は生産量(132体〆年)から考えて.手作業の多い加工法と
なり.結果的に60人程度の人員が必要となる。しかも.技術が発
電炉燃料等と異なるので.安定して人員を信保し. しかも伎術維
持する事が問題となる。リードタイムは研究開発を含めて約5年
必要。
的
野
価
!日山田由
l
シリサイド燃料に勺いては.実生産に重るまで，:.，すべてに勺い
て不自庫定要素があり.わが闘での加工事象は.図.な状況にあると
考えられる。
シリサイド燃料の基礎研究成果を持「ている原研の悩カを前提とし.
基礎的な銭術の傭m.燃料仮加工銭術の磁a及びスクラップの処理
及び回収の見通しを得るための倹Eすか必要である。
(R &D ; 1.5年〕
傍
見
JAEKI M 9 2 - 1M
6.3 Rtt f t fB
6. a 1 Ki?4RR» . tf « © * + -/-trrtSfcf&JB (I) J R R - 3 M M * + ^ t A
JRR-3M<rfc^5ltS*i--/Hr^3*fflSWail**6JH«fIL(RGIL BRfl.) Cfe
® « H S W * + 7-tA : R G F - 0 1H
NSRR'^ lXJH#ff f l«a t i^«»3> '*? h©^-X!K*f£RG- 3*L-Cfr-3 t©-C&5 0
* + ^-tA«>«igB. Fig. t a i K f t i o C A I 0 50«fflttB. H&K& i>A* n*2«te9£«**fc '><£0«ffi£tt5 2mM$*irc.6-5o ]*ffl«»fc*>Ctt. 5 « ©
iiu. ip-7->i±.mzts>giLx$>zm&i3.--, h£ftbx%mmn3im~&&Ltz0
Sa©fiS300'C«-a(tjJ6fc L T l »5o @ fmi*!4* + 7-tr/l. : RGM-0 2H. 0 3H
RGM-0 2H. 0 3 H * + 7-bJt.{i. J&HitgfSAIRftiWt ( I A S C C ) ®«*§F£ £ BW t LXR G - 2 ?L&tfR G - 311X7.T > 1/ Z.Ma>mtt&ff 7 fe©T*5o
* - f / - b / i©*£ t t . Fig. & a 2 i ; f t J : ^ : A J 0 5 0«©*MtS. ligi&HH*. Isl&**4 +.>iy#i.a:t-9^£t)mtft.ztizi&m'm'jkx&z>o tmm±. smz^nxao. m
jr. * + :/•*;!. MSSciRttLfco
3 # K t t , RGM-0 2HSCfRGM-0 8 H t t ^ ' - ' A C - 3 l ' T . -eft-EMl, 3 * Y ?
(2) B 4 « f i i ^ f i < D H S BF?E^©fiJfflli. £^0BF?EB336©£ti{fc. AKfl:c#OTS*:ft®**«>&lliBIB&4V
tLTl>5o fJJROX'*? hA-r--5'J>y|HJ»a*CitI&-r5fcJ6i:. SffiJi. J&W*©li i ? n > ©^ftS^^M^-r5Rfg*BBIE1-S C fc£ff-« Ufc0
- 1 4 0 -
JAEHl II 9せ-154
6.3 照射伎街
6.3. I 原子炉懲科・材料のキャプセル照射錠街
<11 JRR-3M照射キfプセル
JRR-3Mにおける計裳キfプセル 3体の照射主主墜を垂直照射孔<RG孔. BR孔}にお
いて開始した。内訳は，強科試科キャプセ J~ 1体.錫科試料キャプセル 2体である。いずれも.
次年度まで照射を継続している。
① f医科試料キfプセル RGF-OIH
本キ Tブセ JLは.高温工学試験研究炉問盤科の反応度事故時の挙動を調べるB的で
NSRRパJ~ ス照射悶彼覆粒子懲科コンパクトのベース照射をRG-3孔で行うものである。
キャプセJLの檎造Iま.Fig. 6.3. 1に示すようにA 1050製の外筒.同然篠体.ジルカ
ロイ 2製般覆管燃料ピンより穆威される 2重気密栂造である。 1本の懲科ピンには. 5値の
骸覆佐子燃料コンパクトを婦人Lてあ答。上下2本の懲科ピンtま. 2つ割りの熟媒体中に収
納し.さらに，熱媒体は.キャプセ J~外筒内に納めてある。
温度計測は.各燦科ピン被覆管表面温度を測定するためクロメ JL・7JLメJL熱電対を2本
ずつ取り付けてある。これらの計義線は，計裳パイプ上鑓に接続したビニーJLチューブ内を
通し.炉プール上部に設置しである接続ユニ7 トを介して計測制御装置に接続した。
今年度は. 4サイク JL分の照射が終了した。キャプセJLの照射温度については.熱設計計
算値にほぼ一致しており.照射百様である燃料コンパクト中心温度llOO'C. ジルカロイ -2
被覆管温度300.Cをほぼ満たしている。
② 材料試料キャプセJ!- : RGM-02H. 03H
R G M -0 2 H. 0 3 HキャプセJL(ま.照射誘起応力腐食割れ (fASCC)の試験研究
を目的としてRG-2子L&びRG-3孔でステンレス鋼の照射を行うものである。
キ十プセI~ の構造は. Fig. 6.3.2に示すようにA J050!嬰の外筒.同熟媒体.同試料
ホJLダ及びヒータ等より構成される 1重気密禍造である。試事著書邸主. 3段に分れており.第
l段及び第2段試科部には俸状ヲl張試験片を装荷し.第3段には棒状引張試験片.磁蟻靭性
試験片，腐食試験片及びTEM試料を装荷した。これらの試科部は，ホルダに収納し，さら
に.キャプセ11.外筒に収納した。
試料の温度制御は.混合ガス制御.ヒータ制御により行う。これらの計装線及び混合ガス
制御用パイプ等は.計装パイプ上錯に接続したどニーJLチューブ内を通し炉プーJI-上書官に
設置した後続ユニットを介して計測制御装置に接続した。
今年度は， RGM-02H及びRGM-03HキTブゼルについて.それぞれ， 3サイク
/1-&ぴ2サイク JLの照射を行った。照射温度については.いずれも熱設計計算値にほほ一致
している。
(2) 微小変位測定技術の開発
研究炉の利用は，近年の研究開発の多様化.高度化に対応するための種者の技術開発を必要
としている。将来のスペクトルテーヲリング照射笈衡に対応するために.当面は.照射中の数
ミクロンの寸法変化を測定する技術を開発することを計画した。
-l40-
JAERI-M 92-1M
&tffgm«!m&mfrt>K5immm8c>>&m&m&tzc, Fig. 6.3.3ic«*©«^^^-r0 ^ » h 5 > X l i . +*K( i« - f3 -8 :3^Ai*a>p |««>—fca^AS, . S.©3«©=>>fJ!-i S t i S f i * © 3 T i T * « ^ * i 5 0 fc£.©£fcO©3*A©@e*>:y?*>Xffl*ft*S. € ©fi*©seft*£*;e-r£i>®-t:-*5„ #tf»£©*£. 4S*3ett©*<fctt3TftJB©*-c* aj^ftSo 50Hz-60Hz©£aMEflE£3^/t.t::9I*rf-5£. =»T£iIL;TBtt;*ftfc3'f ^ S „ S^CWEE.. E s **«B-rS 0 asA^^tt , E.= E.-E,fc©-C. ^^KJ t» /x t tK j-aTAsfcfttfE,. E !(i^L<*JC<£6o ac->T. a r ^ $ & - r 5 t » a « J r * 3 t f e < t > f > y ? * > x #A<£ is. $e*Ci fc« L fc*fl^*<» 6*1. tf mW£<Otol&iaLfrM%? £ So
(3i 7%m$mm$m (D l ibAC
H&N*L©7£&¥tt. RJ»* + 7 - fcA©i»f t»»«-«S*©£*t t^*T* .&o 4-®. ^f> K*^T0H££©^B£*fc . JRR-4!g*«L (D^-fT) KfctfSXx>bX*l© rffeii^*iWS^-§/c«6. Fig. 6.& 4KJF-f #a>) *-Sr£Kff Lfc0
mmtb. ^(*3Hlf^lcfcit3«ffit t»©SR»*^er5B«5***»-5SiSt;lTac fcfc.
sttttJSK *> -5 t*j8&sg*£# -5 §m©&ip*ft#;* •?• y 7mz$cft L/C t> © t -run. & #©£«Ji«#S:tt#:stic J: o T^x . a ft -5 „
Q = c 4 r + i { T - ^ (1> Q-.r^mm (w> C : mmitm (w • s /*C>
C = C, -m Cp:f*#©Jt& ( w s / g ' C ) m: §***©£* (g) R : nmm cc/w) 1 :&M&m s ) T : SWfMl'SK CO T. : mommum c o
T(t) = To+(T h-To)e- < 1 / C R > , (2) tti, vm±. *©J:-9tr$§ftSo
- 1 4 1 -
J:¥ERI-:¥1 S2 -]忌S
このための微小変位を測定する装置として.今年度は..型可愛作動変圧器(差動トランス〉
及び信号処理差置からなる試験問機器の盤・を進めたo Fig. 6. 3. 3に装置の舗.Jlを示す.差
動トランスt孟，中央に位置する一次コイルとその両情の二次コイルs..s.のS個のコイルと
強磁f主体のコアとで4脅威される。量生心のまわりのコイルの自己インダクタンスの変化から.そ
の位置の変化量を測定するものである。伸び測定の勾合.後測定舗の変化は::ry先舗の惨で検
幽される。 50Hz-60Hzの交涜電圧をコイルに印加すると.コアを通じて局磁されたコイル
S.. S.に電圧E..E.1が誘起する。出力信号は E.=E.-E.訟ので.完全に対称な位置
にコ7があればE.. E.は等しく零になる。従って.コアが変位すると磁気的に非対紘なイン
ダヲタンス分が生じ.変位量に比例した電気信号が得られ， μm程度の微小変位が測定できる。
今後は，差動変圧器を変位置fとして組立.温度をパラメータとして変位に対する出カについて
の特性変化を測定し模様キ十プセルに組込み.作動試験を実臆する予定である。
(31 7発熱率測定実験
① はじめに
照射孔の7 発豊島率は.照射キャプセJ~の熱的評価を行う際の主要な特性値である。今回.
インドネシア研修生の実習を蒙ね. JRR-4照射孔(0パイプ}におけるステンレス鋼の
7発熱率を測定するため.Fig. 6.3.4に示すカロリメータを製作した。
測定は.あらかじめ炉外実験でカロリメータの遜叢温度特性を測定することにより然伝達
率を求め，炉内照射時における定常状懇の温度分布から7発熱率を求める方法で行う.なお，
照射実験は.IX年度に行う予定である。
② 測定方法
定常状態にある内部発熱を伴う試料の冷却条件がステップ放に変化したものとすれば.続
料の温度過渡特性は次式によって与えられる。
dT Q=C一一十 一(T-T.)dt . R
ここで
Q: 7発熱量
C:実効比熱
C=C.' m
Cp:試料の比熱
m:試料の重量
R:実効熱抵抗
(W)
(W' S/'C)
(W's/g'C)
(g)
('C/w)
t 経過時間 s)
T:試料中心温度 ("C)
T. :試料の表面温度 ("C)
(J)式において t=∞のときT=T。より次式を得る。
u)
T(t) = To+(Th -To)e-(l/<四H ……………'"・H ・-…………………...・H ・-…・ (21
また.(21式は.次のように表される。
141-
JAEKI-M te-)54
AT = (T - T0) = <T„ - T0) e^"'"
: : t , rMPftmikT'miZZtiZ, (Fig. 6.3.5#IS> .
R = v/C (3)
To = T5+AT0 = T,+RQ (4)
Q = ^ j p £ (5) C*i#^. 7£*M£qli. q = Q m ( w / g ) t L t $ » 5 : t * T i 5 ,
(4) *i-7?-t?;t?l9:lfr$*&W* + 7"-trA^«lfilt*©aStiE
^®. JIS8H5©3tIE. JRR-3©afei tC<t5 f JRR-3S^lpSfia:«?cffi!ij .
efeiE©J;/ii*3§(i. * © t f c O r * 5 „ © f J I S S « J ©*irc#i ^^ssi*S©*f^l6**&a!>/co @ J R R - 3 M©!S#ta«©&sic#-?&fr ® rjg[«i(ft$^Bjj8^5|j ©&iricm>Sffif5ifetfeS©W/£l6*£&*/co @ J R R - 2 . J R R - 3 M & t f J R R - 4 © S W & * - C M # i r § * + -7-frrt.^ir|!aU
6. 3. 2 J R R - 3 M^-!S#IS:*©#t41>tffc (1) (iUfeic
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(5»6RRG. RRG=ffifitll© (**« -* '>* ) /JR^itx 100)H±©S'JC4.2-15.0% RRG) *<*5Ct*«BJ3L,. JB#fcjg#«*<£3^f*i$H£K;iUj:i>Ct^. ^ « f c • f¥Kc3IS« i <?Kft&tf>f>1£HI©tt&€f!aU $ H K £ f i ± £ t f 3fc*©B*l*£^«
^ K l i . <fc < ct*#rt© IH4?3i#?&l©li!Hlc-Di »T<DJB*rai*J-e©i*»©e<fc©IB« Rtf®KH5H©iriE©IW©«ttt*+*'K. «H£F*»* t t* . IT VICTOR, * - ^ •7^TJi«f. i / U 3 > | i a # * | f * i i ^ 6 l » * S O » L f c . 4 * « © i K f t « * T B b l e 6.a lie
- 142-
J.-¥EIU -:1.1 ¥12 -I与3
aT= (T-To) = (Th-To)e・Wrlt
=aToe-{l;rlt
ここで rは炉外実験で測定される (Fig.6. 3. 5参照〉。
従って.実効熱低鉱R，:1， l.X.式で求められる。
R=r:/C ・・・・H ・H ・H ・H ・......・H ・...・H ・.....・H ・...・H ・........・H ・.........・H ・........・H ・...・.......・H ・. (3)
次に，定常状態における試料の温度分布は.次式で与えられる。
To=T.+aTo=T.+RQ ・H ・H ・..…H ・H ・………・....・H ・......・M ・...……………H ・H ・-・ (4)
従司て. 7発熱量QIま.次式で表される。
Q = To;::r 一ー一一 'S ・H ・.....・H ・........・H ・..…H ・H ・'"・H ・........・H ・.......・H ・......…..........・H ・-……H ・H ・... (5) R
これから. 7発熱率qは. q=Q/m(wノg)として求めることができる。
{41 キ十プセル等設計基準及びキすプセ/~等検査基準の改正
研究炉で照射するキTプセルの設計・製作及び検査は，東海研究所キfプセル等設計基準及
びキ十プセ/~等検盗基準に基づき実繕しているが.これらの基準は昭和52年に制定され.翌年
に改正されたものである。
今回. J 1 S規絡の改正. JRR-3のi!'l造による fJRR-3原子炉纏設保安規程J•
fJRR-3銭燃料物質使用自主設等保安規程Iの改正及び I肱射線安全取級手引』の改正等に
伴い，上記基準の改正を行司た。
改正の主な内容は.次のとおりである。
① fJ 1 S規絡j の改訂に伴い溶接部検査の判定基準を改めた。
② JRR-3Mの照射設備の設置に伴う改訂
③ I放射線安全取級手引Iの改訂に伴い表面汚染検査の判定基準を改めた。
④ JRR-2. JRR-3M及びJRR-4 の照射設備で照射するキャプセ/~等に関し.
f標準照射キ十プセ/~Jと f非標準照射キfプセ/¥，Jの区分を明厳にした。
6.3.2 JRR-3M均一照射設備の特性試験
(¥) はじめに
均一照射設備は原子炉逮転中に試料を出し入れでき，炉心内で回転させることで中性子を
均一に照射するための設備でーあり.主として半導体用シリコンを照射するために用いるもので
ある。本設備については.シリコン単結晶の照射試験において.回転させて中性子照射量の
均一化を図司たもにも関わらず均一度が悪く.照射後のシリコンの低t底値が同一断面で目標値
(50oRRG. RRG=低抗値の(最大値一最少値)/最少値x100)以上の信り(4.2.....15.096
RRG)があることを判明し，照射依頼者側が要求する鈎一度に達しないことから.今年度も
昨年度に引き続いて設備及び中性子場の特性を把握し.均一度を向上させるための試験を実施
した。
今年度は.と〈に試料内の中性子束分布歪の原因について①照射筒内での試料の偏心の影響
及び②試料受皿の背板の影響の検討を中
ワイア煎射.シリコン照射等多方面から獄験を実臆した。今年度の主要作業をTable6.3. 1に
示す。
-142-
JAEKI-M 92-154
<2) ->U3>rtfflafc#1±^m#ffi©it* StBU. •>>)?> rt©*tif.it^^^$tclB»«:^«.$ fc%* £*15©T A 5 BIT*. ©Mtt
esrtr©K«sai±T'©>>J ^>©&«>. tcot'-cDOTa 5 a - K©R- 0*xA-efr->fc<, S f i c o t . m ffSffiS©TJLH©WiUC<J:5ai\ &0Ol>T{il(!»ffl&t>fr'fcS£fi /£Lfc«£©;k©B©l?£££x.fc*£©«t«£±ie©:3- K-C*'rAfcl,Tfi#U » « £ fif->fc„ fHI©fe*T«. 0)?riS©WlHCi;o-C«i+ftTJElC%^5R»(ift*796. <&•&
(3) I T V C i S S S cnt-C©H«tfe*Stf i fJHc, tO!H#K«©«<: '©»»* 4 *#l^ £*^>. I TV(C<k5
« * * * « l , * : . H»fflS^liH«Sm©±-CHfi^-r*l5Ctir j ;5*>©£**. £ t t * C i:
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*+t!feTj|i#fli©iW£li. #«$ftfc5 ' ' ;3>**£Srt i ' | .»KAl -Co17*T*>.5l,>{i& fS^IROtttf. H9*rt*©S£M*fc*©J!!££*T->fco *fc. K# i i i " J =» >JM£iS123*. * - ^ ft § -> U 3 >(J48ttm\ K«^©**14^*«-^<r^.^5fi^©|^iCo^Tt>^lt«-)!lOX
lfet#j;5fei:'.-cMWisrt©**14^S»?ii^iM^L/c„ «£(*. S ^ T A ;©«<;*.=. *
ffi©*<t>tt*3fi#fc£#*!>fco Fig. 6.3.6«::g;m6]#&S5©#?li£. Fig. 6. & 7 C*fcfrl»J
- 1 4 3 -
J:¥EHI-:¥l 92 -15-1
(2) シリコン内の熱中性子東分布の計算
計算は.シリコン内の熱中佳子束分布に影響を与えると考えられる①7J¥.ミ製背優.(2).照射
筒内での説科受皿上でのシリコンの偏心.についてDOT3.5コードのR-9モデルで行った。
背仮につわては.背板相当の7J!.ミの有無による遣い.信心については10・の信心があると仮
定した場合の水の膚の厚さを変えた場合の違いを上記のコードでモデル化して計算し.:r-錆を
行.-，f，こ。計算の結果では.①背複の有祭によ 4 て熱中性子棄に与える影響は最大1%. (2)信心
によ司て熱中性子家に与える影響は最大11%であることが解った。
(3) 1 TVによる鰻察
これまでの照射結果及び計算により照射試料の信心の影'が大きいことから. ITVによる
観察を実S直した。試料の信心は試科受皿の上で試料がずれることによるものと考えられること
から.原子炉の停止中に ITVカメラを原子炉プール中に降ろして.i主将保管台からまえ軒ホル
ダの受皿への移動状況を観察したところ.中心から約10・位置ズレが生じてレることが観察さ
れた。
ITVカメラによる観察結果と設備の婦遺の検討結果によ勺て.以下の点が明らかになった。
w 現在.栂造上の図書E性の問題から.現在の装置では.位置設定期リミットスイッチは.
試科保管台サーボモータ駆動輸に取り付けられ.駆動軸から延長拍で回転されているため.
試料保管台の位置そのものを正しく示していなb、そのため.保管台の試将の重量，摩篠
低抗の変化によって保管台の停止位置が変化し.保管台上の試料ホJI.ダの停止位置に差が
生じる。
(u) 試料受皿に試科が乗り上げる際.試料が受皿上で引っかかる現象を示し.試科が受皿の
中心に正しく乗らないことがある。
(/l) 摩僚依抗の変化でサーボモータ輸に取り付けられた位置検出用のリミットスイッチかε移
動する。
この構造的な信心の影響については，①摩擦等の影響を一定にするため保管台負荷を一定
(保管台に全試料をのせ.重量を一定とさせる}とする.(2)回転輸とリミットスイッチの位置
ずれの影響を予め補正しておしことによ 4 て解決可能との見通しを得.一定負荷のもとで位
置ずれの補正を実施した。
(4) 熱中佳子東分布の測定及び歪の検討
照射孔内に照射試料を装荷した場合の試科内の熱中性子束分布の測定及び脊板の影讐をモニ
タワイア及び金箔並びに照射後のシリコン単結晶の抵抗測定法により実施した。
熱中性子東分布の測定は.分割されたシリコン単結晶内外擦にAI-Coワイアあるいは金
箔を取り付け.照射後の放射化量の測定を行った。また.照射はシリコン単結晶23本.モニタ
付きシリコンは48体行い.試料内の熱中性子東分布に与える信心の影響についても検討を加え
た。以下.これまでに判明した主要な結果を述べる。
(f) 照射筒内熱中性子東分布
検討に先立って照射筒内の熱中性子東分布を測定した。測定は.薄いアルミの複にモニタ
ワイア(A1 -C 0)をリング状に同心円に取り付けて，照射筒内部の軽水内の上下方向5断
面の熱中性子東分布を求めた。 Fig. 6.3. 6に径方向中央部の分布を.Fig. 6.3. 7に輔方向
-143-
JAERI-M 92-154
(Dftlfi&m-?,, S*(6l©* f f ( t i '*«-^«iP^l i«^aT-*fc*<2.5xiO , s n/crf /sec . &#&*>£>*liftZcmjpfr&ftim-C&t>&<. 4 xlo'*n/crf/sec©i£*jW*t.*lfco
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- # . &fr©lg**Fig. 6 . 3 . 9 ^ ^ ^ *aiii/>;n>ftiStn;fl©¥^-r<i©«8«flE
*§i»ct*<w->fco a ± © ; ^ b . f**^Jty©^8B©&*&*«i<i»TSisT'&.&
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00 W«©«?» «S4*Fig. 4.4 2<C^^tl5J:?<C. ^ -«« t | g ;« f f l§ J l©«^« i t* i LT&13«iJ?
d © r ; l £ -OASkoWmmmtiTtj*). COffKttJHtffiU'STSmSfc t fcKllfrf -So Ltzfr^x. §%mMfr*&ztc<»ftmmH<t>-ffitzm%Ltzikm-cmi£.LT\.*z>z ktzK Zizlb. C©74; .^jUS?rf iC£oT+ttT©*A<8L£*l . KBPiO+fl^JC^ #ri«fet;-5.r£j::tt-5o flf«©*2«i. feC>©St>4?#l>Fig. 6.3.8Kfcl>Tfc. gM©
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±ie©«n=ft:jaxr. 4Y>^^V3>«:©j» -jr<±fiaj|tai© -f y^*^#i»ct*^ *. » « © « » © * » £ L T . ffle©*HS***<**i**Lfc*»**j*Lfc. *»©
(5) i t * 4-^s*» L *#«© s»©*s*. a T© * am t>frt u -> fc.
- 1 4 4 -
JAERI-:¥I 92-154
の分布を示す。径方向の熱中t主主主束分布は炉心側最外周で最も高<2.5X10・'n/al/sec.照射筒中心から約3~炉心反対側で長ち低< 4 xJO・Zn/ai/secの結果か得られた。
(u) 偏心の影響の検討
偏心の影響の検討，;1:.試料ホルダの試斜受Eへの移勘量を駆動装置の送り量設定の変更に
より.中心部から+1-+6圃. - 1--6 ・移・して行った。敏多くの照射結果のうちほ
ほ中心部に位置決めされ.信心量のも 4 とも少tlいと考えられる約33~長さの 4 インチ径シ
リコン単結晶の低統測定の結果{上認.中央部，下部〉をFig.6.3.8に示す。本図に示され
るように当該平面中央部の歪量はたかだ治、土 1%以内であり，歪量は極めて小さL、。また.
本シリコン体の繍方向の歪を含めた全体の歪量，;1:1:29oであり.上下堵古都の歪が大きいこと
が宇qった。
一方.信心の影響をfig.6.3.9に示す。本図Iまシリコン内低筑値の平均すれの個数頻度
を示すものであり.信心が生じると歪量が地加しわずか数置のずれが歪量に与える影響は
大きいことが判った。以上のことから.試料ホルダの中心豊富の位置決めIt.-めて重要でおる
こと.しかし中心部への位置決めができれば.要求仕様を満足することが可能であること
が判明した。
(/1) 背仮の影響
第4章 Fig.4.4.2に示されるように.均一照射設備の受皿の指示帰途体として約13田厚
さのア I~ ミニウム製の背僚が設けられており.この脊板は照射筒内で受皿Mとともに回転す
る。したがって.試料側からみるとこの背仮は試料の一面に密着した状態で回転しているこ
とになるため.この7JLミニウム製背仮によって中性子の場が乱され，試科内の中性子に歪
みが生じることになる。背板の影響は.偏心の最も少なL、Fig.6.3.8においても.誤差の
範囲内であるか一方向で歪みの大きくなっている傾向か認められる。これは背板の影奮と考
えられるが.より明穫にするため，シリコン照射用の当該照射孔とほほ同様のDR照射孔を
用い.背仮のない条件で照射試験を実施した。この結果，歪みはより小さくな勺ており.よ
り歪みを少なくす.0には背仮の影響を少な〈する工夫カち必要であることが縛った。
(ニ) 試料の大きさ(径}の検討
5インチ単結晶のシリコン照射は.今回始めてのものであることから，歪みの検討の一環
として.従来実績のある 4インチ単結晶シリコンを周わた照射試験を行った。
照射試署員の結果，中心部に位置決めされたシリコン体についてみると.歪量は4インチの
ものの方が5インチのものより若干小さわ傾向を示しているように見受けられる。なお，位
置決めにずれが生じた場合には 5イシチと同僚歪みが明俸に現れており. 5インチ 4イ
ンチいずれの場合でも偏心の影響か大きいことが判った。
上記の検討に加えて. 4インチシリコン体の場合には照射孔とのギャップが大きいことか
ら.背板の影響の検討として.背仮の効果を少なくする工夫をした試験を実締した。試験の
方法は. 13l1li厚さの背骨Eの効果を少なくするために4インチシリコン12回厚さの厚肉アルミ
ホルダに入れて照射するものである。
(5) まとめ
今年度実施した各績の試験の結果.以下の点が明らかとなった。
一144-
JAEK1-M 92-154
(4. «*WlcJi«J6«<cefefiA<!eMIT-fe»J. S*3&£©fcff£BateLfco *fc. iiffi©*ffR£
©«rif *ai»-ri »3o
6.3.3 J R R - 3 uwsfrmmtttmvmmm (1) ( 4 b * i c
J R R - 3 MSt#Hfc5}-0rlBfl5W&*ti. 4#i::$«$r£fi©Sc*Nfc5Hf £ f i •? fca6»-g«£*x /c fc ©T'. BWt LTA- £«!£ $ T « 5 tfrT'fTX.. C * * Tfl-ff *«fflBT-* •* fcS*«r&«©# «f*gS«cff-?cfc*<T-§5«Fa*WLri'So «IC *IS!i i©fi9«S(im*^>?©Haft jgcas^nn>«ct*^. a«m?$a<te<*K;jt#:fc#i>fc». »«-eissa©m fflA<£#5t>©£J(BftF3fra»50
£6£3*!;©#*f3ISli. &«#8f • ttlM&flf 7 7 h©A^jW§fST**C *Rtf t t«fc©
X3h°T>7°. AD3> '< -? , M C A t L T C A N B E R R A © ^ ' ; - X 9 5 * * J ? L T ^ fflLtlfco * ^K I4 , IS;ififJffl©^Rffc*0«fc*. H T « l K f i i f c . <D#0f2SS.t0 SlM4£0-5fc*«cPC- 9 8 0 l'<73>«CPC-GAMMA#tt*3##fga£ig;tol.fc<, ®c*i*-c© iKT{i. imixfr*,m%.*X'<Dizm£imi'ztzibfzy e? K C A ^ ^ S
#2->x^AfcLTGefcBi£*JlflaLfc 0 (Fig. 6.3.10#H) j ^T i : , #*J£IS«Lfc#fft*©4#14i«*g£©«S*«'*5o
(2) ^Iffil ttftk?&&a&m%tS±V&W£M£:?#>1ffilT1s\,*X*tl£mtf?Z>Z.l:T, 4M*
m <. •>'j 3 >«f©^*fia©s* i **<*5c tfrmmztitzo
- 1 4 5 -
J:\EHト ~1 92-154
-照射筒内の試科の位置ずれが歪に与える影響は極めて大きい。しかし.正しく位置決めさ
れれば要求仕傑を満足する見込みがある。
・試料受皿支持の背仮 (7JLミニウム製}によっても歪が生じていること。背僚の影響が小
さくなれば歪量をより小さくできる。
以上のことから，今後①位置決めを正しくすること.②背者Eの影響の低減化を図ることが重
要な課題となる。
前者についてはこれまでの調査の結果.位置ずれは試料ホルダを試料保管台から試料受量へ
移動する際に摩様力等の微妙な違いによ勺て生じていることが判ってきた。この解決のために
は，線本的には構造的な改良が必要であり，装置改造の検討を開始した。また.当面の対策と
して，摩擦力等を一定になるように試料の装荷条件を正しく管理すること，設定位置を確認す
るためのモニタを設置すること等を検討している。
後者については.中性子吸収等の効果の少ないあるいは等価吸収条件とするための続料選定
の倹討を進めている。
次年度{ま.上記に述べた構造の根本的改造の倹討を行うとともに当面の対応策を施した条
件での照射試験を実施し，再現性を磁認する予定である。
6.3.3 JRR-3M短寿命放射化分街設備の特性試験
()) はじめに
JRR-3M~射化分析用照射設備は.特に短寿命核種の放射化分析を行うために設置され
たもので.照射してから測定まで約5秒で行え.これまで分訴が困難であった短寿命核種の分
街を容易に行うことができる特徴を有している。特に.本設信の照射筒は重水タンクの外周付
近に設置されていることから，速中性子東が低くカドミ比が大きいため，分析できる核種の範
聞か広がるものと期待されている。
完成当初の分析装置は.t車種分析・放射化分析ゾフトの入手が容易であること及び設備との
データの便受等の観点から.処理装置としてマイクロVAX-]J，高計数率対応のスペクトロ
スコピアンプ. ADコンパータ. MCAとしてCANBERRAのシリーズ95を選択して使
用してきた。本年度は.設備利用の高度化を図るため.以下の整備を行った。①分析装置との
互換性を図るためにPC-9801パソコンにPC-GAMMAか使える分析装置を追加した。
②これまでの系統では，照射してから測定までの時聞を短縮するためにラビットに入った状懇
でGe検出器で測定するシステムが主となっており.ラビットからの放射能をなくすために開
封して測定する場合には測定までに時間.手数がかかり問題であった。平成4年に分析室内に
#2システムとしてGe検出器を追加した。 (Fig.6.3.10参照)
以下に.本年度実施した本設備の特性試験結果の犠要を述べる。
<21 分 析例
対称とする核種を測定する上で適切な量を予め検討しておいてそれを照射することで.半減
期が短い核種であってもピークが明瞭に現れ.パックグラウンドが高い状態でも分街として有
効な手段であることが確認できた。また，カドミ比が大きいことから遼中性子による妨害が少
なく，シリコン中の不純物の定量等に効果があることが信認された。
-145ー
JAERI-M 92-154
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- 1 4 6 -
J:¥ERI-!¥1 92 -154
① ジルコニウム中のハフニウムの分街
療準試料としてのフJLコニウム中に含まれるハフニウムの含有量を本システムで分析し.
確認試験を行った。分析は，標準試料を照射して生成された接種のうち半減期18.7秒の
!T'.H fについて実施し，明瞭なピークを信認できた。
② フッ素の分析
シリコン中のフッ素を確認するためには，半誠期11.1秒の'OFを分析し.定量することが
良い手段となるため，標準試料を用いて照射，分衡を行い有効に分析可能であることを掻認
した。
③ ラビット容器の分析
試料の入ったラビットを照射して，照射後にラビットごと測定する場合.ラビット容器の
ポリエチレンに含まれる微量のアルミニウムが放射イとして21AI!J<生じ.そのコンブトン散
乱によってパックグラウンドが上昇して試料の放射能の測定に影響を与える問題が生じる。
今年度は.ラビット全体の測定を実施する前試験として，ポリエチレンに含まれるアルミ
等の不純物量を確認するため.ラどットとして使用されてド~ポザエチ b ン及び高純度ポザ
エチレンからサンプルを切り出して20秒間照射し.7J[.ミ量を定量した。結果としては.市
販のポリエチレンの場合.0.1-0.2P PMのアルミが含まれている.高純度ポリエチレンの
アルミ不純物量は現在使用中のポリエチレン製ラビ-:tトに含まれるものに比べて約 100分の
!と小さく，有望であることが判った。
ラビット全体の計測については，目立電線からサンプルとしてロッド状で、提供された高純
度ポリエチレンでラビットを次年度に製作し，照射試験を実施する予定である。なお.高純
度ポリエチレンは，一般のポリエチレンに比べて粕度が高<.通常ポリエチレン容器を作る
場合に用いられる射出成形等の成形方法では困難であるため，切削加工で製作する予定であ
る。
一方，データー処理に関しては，短寿命骸種については放射能が測定中に減衰してしまう
ことから，デッドタイムが大きい測定の場合には正確な測定か行えない問題がある。デッド
タイムでの計数率を補正する手法のひとつとしてLFC(Loss Free Counting)方式の採
用が有効であるため，測定処理装置を購入し.次年度以降に測定試験を計画している。本測
定系は，高計数率対応であること.測定中に計測値の縛正が行えることから，特に寿命の短
い核種の分析に有効である。 (Fig. 6.3.11参照)
(4)問題点と今後の対策
これまで各種の準備，放射化分析実験を実施してきたカt以下のようないくつかの間題点が
あることが判明している。
① 照射実験を繰り返したところ 187Wのピークが現れた。原因は照射筒配管を溶接した
際に使用したタングステン電極から発生したものが炉心で放射化されてラビットとともに
検出器付近に現れたものと推定されてbる。現在はかなり誠少しているがピークとしてま
だ現れている。
② システムについては.放射化分析室が中性子導管の通るガイドトンネ)[，の上に設置され
ているために室内のパックグラウンドが高い (-1μS v)。対策として床面に遮厳を追
-146-
JAER1-M 92-154
<D mtf*$mzm< Ltzig,!;. tfUi*l.>£3£fr£>ecai§*iS"Al©7*©*#£<fc
6.3. 4 J R R - 3 M^ft^'^CfclJSMW^lB^tt*^ (1) l i t fed
MltSrilC't 'tt^^liJRR- 3ME^'^©tD)H^H>-C©#fta»-eM^^*lTU5A\ ft K|iJffl©fcfeffl-r-i'tLr¥««Pi'KaiLfcacS!^«-ffofc„ *A. fu§. ftltfl:»»fffl JH#»«ICol»TI±. 6flfr&8fl©20MW«WCttt^]|ai3E*SatLfco *fc. * * . «*«HttMli::-3l ' T l i * * 4 i f 1 Ji CT 5 - > C J: »J r M M * * * * * * * l / f c .
SfiBWtfL ( V T - 1 . RG- l~RG-4 , BR- 1 ~BR- 4) i co^ r i i , 8^13. 14HCifi^ftfclOkW. 200 k WS£l$i::&«mT3fi#fo » & + « * £ # * » # * K $ t> A Jfc£«J>£Lfco
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^^©fgffi^Olte, ffl*±»^©#BJ*r'T7->«8*»«-fllf^©^BIM»U +##ipL;fc t>©«-S«Bf^0rSR*t*4P?C^fflfflA*?fr. * ? * £ > £ « (ESR) S l t - f f l t l f c ,
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Jja#ifcfHi«T©fcfc fjT'i&S.
-147-
J.-¥EHI--:¥1 92 -154
加する必要があることが判明したため.~年度に進厳を行うことを予定している。
③照射時聞を長くした場合，ポリエチレン容器から放出されるUAlの7線の量が多くな
る。現在のシステムでは.照射直後のデ7 ドタイムが大きく，測定上誤差が大き〈なるた
め，測定物と検出器との距穫を変えられるよう検討している。
④ ラビットの通過を検出するシステムにトラブルが多い。これは.照射筒への出入りを磁
認するために用いている反射型の光電スイッチ式通過検出器の検出感度が低いこと及び検
出器の回路の電気的な不安定性によるものであり.今後改良が必要である。
6.3.4 JRR-3M平衡炉心における照射設備特性測定
(l) はじめに
照射設備の中性子東はJRR-3M臨界後の初期炉心での特性試験で測定されているか.共
同利用のためのデータとして平衡炉心に達した後に測定を行った。水力.気送.放射化分智子陥
照射設備については. 6月から 8月の20MW運転時に中性子束測定を実施した。また，水力，
気送照射設備については平成4年 1月にアラニンにより 7線線量率測定を実施した。
垂直照射子L(VT-l. RG-I-RG-4. BR-I-BR-4)については 8月13.
14日に行われたlOkW. 200kW運転時に熱中佳子束分布.高速中性子東分布及びカドミウム
比を測定した。
(2) 水力・気送・放射化分析用照射設備の中性子束
水力照射設備での熱中性子家測定には，フラックスモニタとして直径 0.5..のアルミー金.
ア)~ミーコバルトの線を使用した。カドミ比測定には. 0.50のカドミ飯でアルミー金を包ん
だものを用いた。途中性子束測定用としては直径 0.5回のニッケル鎗を用いた。
放射化分析用照射設備では，熱中性子東測定期としてアルミーコバルトの線及び金箔，速中
性子束測定用としてニ y ケル線を使用した。カドミ比は他の設備と同様に 0.50厚さのカドミ
板を用いた。
照射時間は，フラッヲスモニタの放射化量.G e検出器の効率を考慮し，水力照射設備の場
合は 5分から 1時間30分，気送照射設備の場合は 1分から20分の範閣で決定した。放射化分析
用照射設備の場合は.10秒から 2分の範囲で決定した。
上述の設備の熱中性子東，カドミ比，速中性子束をTable6.3.21こ示す。
7月から B月にかけて行われたJRR-3運転03-03サイクルでは，運転時間の経過と
熱中性子束の変化を追跡するために毎週照射.測定を実鏑し，ほiま同様な結果を得た。
(紛水力・気送照射設備の 7線線量率測定
アラニン線量計により JRR-3の水力照射設備.気送照射設備の線量率測定を行った。原
子炉の低出力運転，出力上昇時の各自カでアラニン線量計を所定の時間照射し，十分冷却した
ものを高崎研究所極限材料研究室の協力を得て.電子スピン共鳴 (ESR)装置で測定した。
7線線.率i乱 当初20MWでの測定を試みたが.水力照射設備での照射では，設備の最短照
射時間5分での照射でアラニンの測定範囲である 10'Rを越えて変色したため，低出力運転時
に再度測定を行った。
照射条件は以下のとおりである。
一147-
JAERI-M 92-154
SJfcflB P0M3 m # wt m &4*I$!BI
1 / 9 lOkW lOOkW
H R - 1. P N - 2 H R - 2 , P N - I. P N - 2
10# 10#
1/13 200 kW 2MW
10MW 20MW
H R - 2 . P N - 2 H R - 2 , P N - 2
P N - 2 P N - 2
10#
l £ 1#
s ^ a « * M m
**«waii (HR) 2.5X10" R / h
M&JB#^fS (PN) 7.5X107 R / h
*.AM#?L (HR- 1, H R - 2 ) fflTii«*S*$l±20MW«»-r-2.5xl08h/h-e*.O, ^ JiSSUtffl, ( P N - 1. P N - 2) •C20MWCilKtfcia7.5xl0 ,R/h©*1)4<S-Cfc.S-t^ W->fco (Fig. 6.3.12#SD
<D'<y ? / 7 ' 5 > K^i§l»ciJrJ:§fo©t%x.t. t i2) 0
P N - 1 £ P N - 2 & t f H R - 1 iHR-2fc(iJ!p£4 , '&^£*ft*ft^ffi*K*5fca&, 4-tel©il!!^(4PN-2, HR-2T^SiLfco *ISC(ift 1 *fgS©^<«>-5C i r t ^ ^ f t
T 7 - > * S f f - « , 1f>^mtitfVttK<#t!k?(Zt>fcfct%Ci:t>mt>tir^Zfr, H-y v«S©*irglS-r-5i»*th ( f 7 n > | ) frA^X-ZtSlfr^tztzib, #>-?&%.&£&?iz£ zmimhbxmmLtzo J R R - 4©W-C'li^*»©|5i3?il^t& J FC < kSt©fF«e** <
*><3. JRR-3Tt>(3<a '0gK£#* 'a f l3* < . ^ ! B r * « f c » 4 - ^ r 7 o > * * l f * * < - A
4-^, ft#fffc##fffiJ!5*fiarfB (PN3) , ^ - J H # H « ( S I ) Coi>Tt>lf*§fflJK££?T
(4) snfiaw^«ffl*&?$ SllSli^SS (D3nmX tO.Olnm) . * K • ^Affi ( t 0.5mm) . — y 'Dl'SS. (Q5mmX t 0.5
mm) fcffiHTSCJtfffcfclC.t^MLfc.
- 1 4 8 -
JAERI-M 92 -154
実施月日 炉出力 照 射 設 備 照射時間
I1 9 IOkW HR-1. PN-2 10分
IOOkW HR-2. PN-1. PN-2 10分
1/13 200kW HR-2. PN-2 10分2MW HR-2. PN-2 5分
10MW PN-2 1分
20MW PN-2 1分
アラιンlま，測定範囲の関係から.十分直線性があると言われている10'---10'G yを目安と
して各原子炉出力での照射時間を決定した。
上記の測定結果から.水力照射設備.気送照射設備の20MWでの線量率は以下の通りである。
照射設備 線量率
水力照射設備 (HR) 2.5X108 R/h
気送照射設備 (PN) 1.5x IO' R/h
水力照射孔 CHR-1. HR-2)の7線線量率は20MW換算で2.5xlO"h/hであり，気
送照射孔 (PN-l. PN-2)で20MWで測定した値1.5xIOτR/hの約4倍であることが
判勺た。 (Fig. 6. 3.12参照}
低出力では.アラニンから算出した線量率と原子炉出カとが比例していない。これは.炉心
のバックグラウンドが高いことによるものと考えられる。
PN-lとPN-2及びHR-lとHR-2とは炉心中心からそれぞれ等距離にあるため，
今回の測定はPN-2.HR-2で実施した。実際には約 1:割程度の差があることが考えられ
るため，今後引き続いて試験を計画する。
アラニン線量計は.ガンマ線だげではなく中性子にも反応することが知られているが，ガン
マ線のみに反応する線量計(テフロン等)が入手できなかったため，ガンマ線及び中性子によ
る線量率として評価した。 JRR-4の例では全線量の約 3%が中性子によるとの評価結果が
あり. JRR-3でもほぼ同程度と考えられるが.不明であるため今後テフロン線量計等が入
手できた段階で測定を計画したL、。
今後.放射化分析用照射設備 (PN3).均一照射設備 (S1)についても同擦の測定を行
う予定である。
(4) 垂宣照射設備の中桂子東
測定は金箔(口3mx t O. 01mm) .カドミウム甑(t 0.5mm) .ニッケル仮(口5mmX t 0.5
mm)を用いて放射化法により実施した。
検出器ポリエチレン袋に密封し，ナイロン糸に取り付けてあるテフロンテープ (w1211li1X
-148-
JAERI-M 92-154
t 0.25m) lztg%7—7Tm%L. +4n >#©JRT£ci&©.t>t>0£4ROtttt. * t . / rbfe
^g$tl§4>tt^$tffl^5ftaJS©^#SA^^S©JHW«-KT^aiA10kWT'30iJ-. - y y / t © K M t * MOkWrso^fTofco £rie»*f&©M£li. yAv^SAfcffiS&tf
7 ; l f f t > * A » S d l f g * f f l i > A u - 1 9 8 & t f C o - 5 8<2>ftte-9a6ft£St-ML E u - 1 5 2«**!?.t©JfcKfe-C*»fco
Table 6.3. ZlZitfr0
niifoJH^4>B$©KWttlrt3s#-ett. WMUfHZ-f^ ri)<$ffiZntz#MkK->X^tz<Dizft IX, -$-®<Dffl%XH77 7lznt>l)m'&<t>20wm<Z>T)l •l-t>l>>U7&mi*tzZklZi:r>X, e*®l*^)?<' f j : - fc! t*i}i^$*x-5 0 *fc, *K5^A«: l iBR-4f tT t tM8SM>i« Bl^b, ^©fifeORaWLtti^^iiJDt^^fcA^i^lHiii^-ofc, &*«f>ttT]£te. &IH
tz. # IS«?LtC*>^Tg^*^i4^$R0 : «A^3 t f '14^$« . ^•f"^<tOT*15cm©ft«K
e. 3.5 j R R - 4 mtimmimMfe (i) «t m
jRR-4(cti , m%H8>n£Lxip.b?>?f*im*tmfe<T. S, D, L'*-f^sc?a*w)
b/Co
(3) M E S S o &+&?£
±m&m^tzmitLmtmi'ii<). fp&9>9tom*t8>fnzi\.>xi±m*iptaj]i kwr, 'J K*>?*ifct&f£t::oi>TI±II^paj;>] 3.500kWT'&*tt?3i&tf;fr F i J t £ a ! £ U c o
ffifflLfc^SS(ilOmD)¥S0.01iiiB. * K 5 ^ A * / < - « 0.5offr*3o JStfaF&SOjBC tt t t l i . GefcffiiS (JRR-lNa2&tfJRR-4St*fr t :#0f3ig) * t t f f lLT»eU f t - S ^ l i E u - 1 5 2£Jfl^TiM;eLfc<>
fe+tt^SfflMSiiflltt, F<b?>9ftm*il&ti%.a>) Y?>9Mxk'g(z-z>i.^Xi±m*t **7-t!l%.Um$*/\<y-(Z>'P'b1>i.£ (S'W7a>&<t>frk±T1jfo3>rWi . <) K*> 9{-ol>TliFig. 6.3.l3i:*-r5^r0fT**>5o
2) r * 6 « * S * ^ u b'9s?m&misnzkif6 7mmm%m&mmiz~mxii., nm^m* 3.5ookwi$©
r*6»*3*$*r-7->»*H-C-Sg?-iP1?ih^^t. 3.500kW*-C©r*ft*ft*a*$©^
- 149-
JAERI-:¥1 92 -154
t 0.259)に後着テープで固定し，ナイロン糸の最下鑓に鉛のおもりを取り付け.あらかじめ
照射孔に裳荷したアルミニウムパイプ(外径φ羽田X内径φ15..)内に錆入しセットした。
予想される中性子束と用いる検出器の大きさから金箔の照射を原子炉出カ10kWで30分.
ニッケルの照射を 200kWで30分行った。生成放射能の測定は.ゲルマニウム検出雲及び
マルチチャンネ J~波高分街器を用いAu-198及びCo-58 の光司Eピーク薗積を計測し，
Euー 152標準線源との比続法で求めた。
熱中性子東，カドミウム比及び高速中性子束の測定結果を初期炉心の特性測定値と併せて
Table 6.3. 3に示す。
平衡炉心での熱中性子束は.各照射孔において初期炉心での測定値よりも増加している。こ
れは初期炉心時の照射孔内条件では，照射孔肉にプラグが装荷された状態となっていたのに対
して，今回の測定ではプラグに替わり直径φ20圃のアルミニウムパイプを用いたことによって，
軽水領域が厚くな「たためと推定される。また，カドミウム比はBR-4孔では初期炉心とほ
ぼ同じ，その他の照射孔ではやや増加とな司たが大きな差は無かった。高速中性子束は.各照
射孔において減少してb唱。これは，逆に熱中性子束が増加していることも一致している。ま
た.各照射孔において最大熱中性子束及び最大高速中性子束は，炉中心より下方15cmの位置に
あることがわか勺た。
6.3.5 JRR-4照射設備特性測定
(1)概要
JRR-4には，照射設備として炉心タンク内照射設備(T. S. D. Lパイプ及び気送管)
とリドタンク実験設備がある。これらの設備の特性測定を平成3年7月から 9月にかけて実施
した。
(2) 測定項目
① 炉心タンク内照射設備及びリドタンク実験設備の熱中性子束測定
② 1)ドタンク実験設備7線線量当量率測定
(3) 測定方法
J) 熱中性子束
金箔を用いた箔放射化法により.炉心タンク内照射設備については原子炉出力 1kWで，
リドタンク実験設備については原子炉出力 3.500kWで熱中性子東及びカドミ比を測定した。
使用した金箔は10mmロ厚さO.Olmm. カドミウムカバーは 0.5皿厚であ答。照射済金箔の放
射能は. G e検出務 (JRRー1Na2及びJRR-4放射化分析装置)を使用して測定し，
計数効率はEu一152を用いて測定した。
熱中性子東の測定位置は，炉心タンク内照射設備及びリドタンク気送管については照射
キャプセル及び照射ホルダーの中心位置 (Sパイプのみ中心と上下方向3ケ所). リドタン
クについてはFig. 6.3.13に示す5ケ所である。
2) r線線畳当量率
リドタンク実験設備におげる 7線線量当量率測定については，原子炉出カ 3.500k WI時の
7線線量当量率をアラニン線量計で原子炉停止時から 3.500kWまでの7線線量当量率の変
-149-
JAEKI-M 92-1H
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(4) a«£*S3l 1) *<H3:?$
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J R R - 2 icfc^TtiilcBSISSSr&SEBFIS^+^^^tt^fiCg*^ (Boron Neutron Capture Therapy: BNCT) *ffll 'TglSfeLTl^o ¥J£3*PKIi4 0W<Sft;*tt. 8 f r 6 0Ha<*«5$ tltZo
BNCTi;fct>tii, +1lHF-l!i[tfftfttffStttMIH:P?&9. *»M£F3HHI*tt*C»eU
n i i L T i ^ o i-o(i.mgB«cfls?of=fttfc «e -. is*t&a*sa>3o#-eJBjOfflL. <&©«#<&*<!;*) ftttt^SftKilHI-rs fe©-C*iJ. fS® 1 - o A ^ I ^ - : ? fcffc£ti-5/J>g©p - n i ^ f ftic «L i F£*£flfL7,;&©£tfetfiSi<fcLT. 'J TfrfJ I**-?') >7&'<tr> fe©T*5„ ¥fiK3^7^®E*K«t*-e(i. &m®imitmMfc w%mftmtn<o&Mmm%.) K O U T
L r # / ; 0 *fc. m*i*-!?-OWfemz&, JRR-2WSIP, £*S&xl, * K n ^ ^ x l l ^ £ ' ; . T>7M®f f lL f f i f f iL t# fc , C©fc*E«MW©IRC«. f f r *S*P^C®K*-ca!
- 1 5 0 -
.JAEI<I -~t 92 -15-1
化をラドコン線量計で.さらに原子炉停止時の7線線量当量率分布をテレテクタを悶いてそ
れぞれ測定した。
使用した線量計li次のとおりである。
① アラニン線量計:アラニン素子 ……一 目立電線社製(商品名アミノグレイ)
iII定装置 …………… 電子スピン共晦 (ESR)装置
② ラドコン線量計:線量計本体 ………… ビクトリーン社製 660翌
プローブ H ・H ・...… ビクトリーン社製 33及びO.33cc
③ テレテヲタ :FAG FH46F4
なお.アラニン線量計及びラドコン線量計の取付位置は. Fig. 6.3.13に示すとおりであ
ー，1;)0
(4) 測定結果
I) 熱中性子東
原子炉出力 3.500kWに換算した熱中性子束及びカドミ比をTabJe6. 3. 4に示す。測定結
果は前回とほほ問機の値であり.照射場に大きな変動か無いことが確認された。
2) r線線量当量率
アラニン線量系による測定結果をTahle6.3.5に.ラドコン線量計によって測定した原子
炉出力と 7線線量当量率の関係をFig. 6.3.14に示す。 また，テレテクタで測定した原子炉
停止中の7線線量当量率をTable6.3. 6及びFig. 6.3.15に示す。原子炉出力3.500kWにお
けるサーマコラム先端での7線線量当量率は.34Sv/hであり前回の値に比べ約5096低い
値となった。これは.今回の測定では測定器の中性子感度を避けるためラドコン線量計の検
出部を B~C ラパーで覆ったこと，また，アラニン線量計は中性子感度が低いことから，前
回との差は測定器の中性子感度の差と考えられる。
6.3.6 医療照射測定機器の整備
JRR-2熱中性子往を医療用照射室に改造し，平成2年8nより医療照射が開始された。
JRR-2においては主に脳腫虜治療研究をホウ素中性子鋪促療法 (BoronNeutron Capture
Therapy: BNCT)を用いて実施してL、る。平成3年度は 4例が実施され.総計6例が実施さ
れた。
BNCTにおいては，中性子照射量が重要な制御因子であり，熱中性子束密度を敏速に測定し，
照射時聞を決定しなければならなL、。このため，熱中佳子束密度の測定のために2種類の測定を
実施してL唱。 1つは患部に取り付けた金線を.照射開始後30分で取り出し.その放射化量より
熱中性子束密度を計算するものであり.他の 1つが同時モニタと称される小型のp-n接合半導
体に・L i Fを塗布したものと検出器として. リアルタイムモニタリングを行うものである。
平成3年7月の医療照射までは，金繰の放射化量測定〈放射性同位元素の絶対量測定)について
は.アイソトープ部計量技術課の協力により，ウェJJ，型NaIシンチレーション検出器にて測定
してきた。また.同時モニターの測定系には. JRR-2管理課，技術部エレクトロニクス課等
よら，アンプ類を借用し使用してきた。このため医療照射の際には，計量技術課員に深夜まで測
定を依領する等.多大の協力が必要であり，同時モニターについては毎回測定系が異なる等によ
-150一
JAKKI M 92- 154
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r, = ei-S (6.S.6. I) rz = ez-S (6.3.6.2) r12 = e,-e2-S+rA (6.3.6.3)
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i i^*6*f^aia-*l i f f l^A ; i tL<^«6SlT*§«^^^©-C. H«fH-»fe*ffll»*i«, ffc© # f t ± ' ; feiE*»rii6S.©a[«J*BS*«I£-C'#«o
© f c t D ^ l i L / : , *J.«@*Fig. 6.3.17C^-T„ tfcajfltrii. iSfefflir 2 " x0.118"©7 , 7X^ y i '> '>^L-->3>*^>J ' -$-7iS6ff l
Cl£3 " x 3 "fflNa 1 - > > ^ U - i / 3 > * ^ > ^ ^ S i R L f c o Cft t i&^O&gSfrt .gtf
1) T * S X ^ ? h/l-SS^ 2) 7*«a j s^E^ ia©S! i s 3) /8*RX^? h;ua!3£ 4) /s«ifcaiit©7*i!$£f4©i!i!£ 5) la lB f t f - i i ^^g jgBf^^K©^!^
(2) ft$*~*M£sii<z>iEii
&#+©£»*. mft&tozzkfr-cs. M#f«FH©*^^.*S5©tt«*«£-rsct*<sri6 t4"-5o C©gW0fcA, a*X!6*:^lg :?-*W!(E0r-Cli/hap-nS#Si*»«:«ffiil*
- 151-
J，U;HI :¥1 92 -154
り安定した測定系統を得ることか困難であった。これらを解泊するため.金線測定周の測定装置
及び何時モニターの整備を平成3年度に実砲した。
(1) 医療照射金繰測定用β-7伺時計数裳置の整備
金線の般射化量の絶対測定にβ-7同時計教法を選訳した。これはよ〈知られているように.
β-7同時計数法t立政射性同位元素の絶対量測定を簡便に構度良〈行えるもので "'Auの
ように β線と 7線を 1崩壊につき I本ずつ敏出する筏種の測定に最も遣したものであるからで
ある。また，その動作原理から，安定した動作が期待でき.維持管理も比般的容易である。
β-7同時計教法の原理は以下のようなものである。
β線のみに有感な倹出器D.と7線にのみ有感な検出器D.を賜意する。この出力を各h計数
する(r，. r ，)と同時に.両者のパJLスか同時に検出された場合の計数 (r，ε〉を記録する。
この時の線源の強さをSとし，検出器の検出幼率をεh E2すると，それぞれ計数は以下のよ
うに表される。
Tl =ε1・S
TZ = E2・S
T12 =ε1・E2.S+Tch
<6.3.6.1)
(6.3.6.2)
(6.3.6.3)
ここで r凶は偶発同時計数で，ある計数率の時，統計的に導かれる値である。
三つの式より効率εhε2を消去すると.
s= TJ・T2T12 -Tch (6.3.6.4)
となり.検出器の絶対検出効率が不明であっても線源の絶対放射能量が求められるものでι
通常絶対検出効率は測定が難しく不確実である場合が多いので.同時計数法を悶いれば，他の
方法よりも正確に線源の放射能量を測定できる。
今回整備したβ-7同時計数装置の構成をFig_ 6.3.16に示す。また， 検出部遮盛正体は専用
のものを用怠した。外観図をFig・ 6.3.17に示す。
検出器には， β線用に 2"xO.1I8"のプラスチックシンチレーションカウンターを7線用
には 3.. x 3 ..のNalシンチレーシヨンカウンタを選択した。これは保守の容易さから選ば
れたものである。これら機器の購入後以下の特性測定を行い.最適条件に設定した。
l) 7線スペクト JL測定
2) 7線検出器不感時間の測定
3) β線スペクトル測定
4) β線検出器の7線感受性の測定
5) 同時計数率対遅延時間特性の測定
今回整備されたβ-7同時計数装置は平成4年度の医療照射から用いる予定である。また
種今の照射場における熱中性子束測定用の.箔放射化法の測定器として用いられる。
(2) 同時モニタ測定装置の整備
医療照射において.患部の熱中性子東密度をリアルタイムでモニタリングすることにより，
照射中の変動や，異常を知ることができ.照射時間の決定や患部の状態を推定することが可能
となる。この目的のため，武蔵工業大学原子力研究所てiま小型p-n接合Si半導体検出器を
151-
JAEHl-M 92-15.1
ta%.L&mITts>). J R R - 2(zmzm.t*m*twzisi*TbmwmiiiS£m\.-Tmzi
*mmz. "L i F^mtSh. mttkttliiStUz&fDT'tiZo 1SaiSfflllli££Fig. 6.3.18 j:*-To *M*<±?£i!»RLfc*L i«±*L i ( n . or) *HSJtC:<fcf). fiKft?tLta*t. 3H£«caj^5o C * i ^ { i # # f l * a j S » t l i r - x * j t 4 i - « : * t \ -etl€*l 2.7MeVt2.1MeV
l^i-^»S^5^i* '6ISI: t ' 'A5o ::©&a5S{r.J:'.Hf£*i5X^f-^£Fig. 6.3.1901c "To
- FS©?/t^^+>*JtT^^-f-«f (MCA) tz±-,xat>tu nmstitzx-o hn<o& g t t W f r © « 5 i - S £ * » 5 c i c J : 0 . » ^ « r t L T i ^ „ &£tc. :/> 7 JI< *+>* ; ! , T:f-^ ^ K £ 0 # 8 ! l £ n / c ' ^ x H £ l , - M - - * C J : 0 * l £ f t S f t U aiSSKr-tailhJ-SC
5refc5„
6. 3. 7 ffi«£«<fc+ + y-filfflBH (1) ( i t t f uc
SOiSiittJ&iJH'JWSKTfcSo CO/ :* . ¥ « 2 ^ K C J R R - 4 Kfct «Tl2l$IB)*-Cfia|t BTStttiStt^ttttPEN (.-f-:>Ji^>-*--7:?u-M S©ffiK«fE:+i-^-LM!.$-BafEL/;o L^L. JRR-3M©?iJRirat&Kit>£l\ JRR - 3MI-*Jl>Tfeg^fflja»tl-^Ic;-C# ?-<5ffiWt* + -/-bU©B3IE*^$*ifco c®fc». BSitt. BSMttftttirfttiTl >33m&
BEKO#t4. B E K 7 ^ ;L/.®!SW^»&tf+-r7B-b/t.©BSIg6tBtcol»rj£'<-S<, (2) BEKO^tt
BEKti, «UffiJt«B*TBI!^Lfc5fSSsi-^A*#e^*-e. stf'J -f J YWmiz\mtf% B8t*Hgtt£#^fc&^gi4#ircA3o £fc. B&£cfeflHm>3fcto. ¥ffiffl»i£tm. KS^ipJBIfiJi t tW^toftlf i iRJl^T-CcOfiJffl^W^^nri^o "Table 6.3. 7 (C B E KO&fimK&tfBJMttfttt^P E E K&tfP EN t t t K L ^ i T " 2 ' 3 'o (3) BEK7-f )L/ .Ol l t l t*
ISiiHF]8WTCfci:f£Bft#«tt£fig-f6fc*. I?£ 0.2m. (S17M. S$94mOBEK 7 -f ; l .A$JRR- 4 S'WfT'toMWmM&tL. ftfS&S. 180° fiif^H^ffofco m. WMfir** 5 230MGy. Sft^i*^*^ 1 . 8 x i 0 , , n / a f / s T * 5 o €0*£3I, 74/tAffl^
- 1 5 2 -
J:¥EHl -:¥1 !.I2 -151
開発し使閉しており. JRR-2における医療照射時においても同様拡検出器をmいて測定し
てい~。この倹出器は. 7績を含む荷電位子の盤出器として周いられるp-n接合されたSi
半導体に. "L j Fを塗布し，集中性子倹出器としたものである。検出器の傭造をfig.6.3.18
に示す。熱中性子を吸収した‘Liは‘Li (n.α) ~H反応;cこより.荷電位子としてa織と.
'Hを般出する。これらは半導体検出雲の中でエネルギーを失い.それぞれ2.7MeVと2.IMeV
の電気ペJLスとして検出される。さらに，この検出器は7鍵にも有感であり.より低いエネル
ギーの電気ぺJLスを発生する。このため中佳子によるパルスと 7線によるパルスは容易に弁別
することが可能てあり.それぞれに対して較正を実鎗しておけば7線盈と熱中性子家密度を
同時に測定することか可能となる。 この倹出器により得られるスペクト J~をfig. 6.3.19に示
す。
今回整備された同時モニタ測定義置は.この検出器の出力を崎編記録するためのものである。
測定装置の4構成をFig. 6. 3.20に示す。 この測定義貨は l台のラ?クに収められ.容易に移動
設置できるようにな可ている。測定t主主に.ノート型バーゾナJLコンビュータに鋒鈍された:f.
ード型のマルチチャンネ11.7ナライザ【MCA】によ『て行われ.鰻a目されたスベクトルの必
要な部分の積分績を求めることにより.測定値としている。さらに.シングルチTンネルアナ
ライザにより分別されたパ凡ス列をレートメータにより電圧信号とし.記録計にて記録するこ
とにより.時系列の変化を訓電する。今後行われる医療照射時には本量産置を踊いて測定する予
定である。
6.3.7 低放射ftキ1"プセJ[.の開発
(J) はじめに
原子炉照射に用いられているアルミニウムキャプセルは，照射後の生成政射能か高<.照射
後の迅速な取鍍L、か図書Eである。このため，平成2年度にJRR-4におわて12:時閉まで照射
可能な高分子材料PEN(ポリエチレンナフタレート}餐の低敏射fヒキTプセルを開発した。
しかし JRR-3Mの利用開始にともない. JRR-3Mにおいても長時間照射に対応でき
ぷ低政射化キャプセ凡の開発か望まれた。このため.耐熱性.耐政射線住に優れている芳香族
系熱可塑性樹脂BEKを用い.低政射ft長時間照射キキプセJtの開発を行うこととした。開発
は蜘出光興産と共同で行い.平成5年度に実問化該験を行うことを百僚としている。ごこでは.
BEKの特性. B EI¥フィ Jt.ムの照射試験反びキTプセJt.の開発計画について述べる。
(2) BEKの特性
BEKは.側出光興産で開発した芳香族エーテル系共重合体で，ポリイミド樹脂に匹敵する
耐放射線位そ持『た熱可塑性樹脂である。また.耐熱性にも優れているため.宇宙用構造材料.
核融合炉用絶縁材符などの放射線環境下での利閉が期待されている。..Table 6.3. 7に
BEKの熱的性質及び耐放射線性をPEEK及びPENと比較し示す1>2:) 3)。
(3) BEKフィ JLムの照射試験
原子炉照射下における耐放射線住を把錘するため.厚さ 0.2111.幅17l1li.長さ94l1liのBEK
フィ JLムをJRR-4Sパイプで最大98時間照射し外観視察. 180。曲げ試験を行った。照
射量は7線が 230MGy.熱中性子が1.8XIOltn/cnf/sである。その結果，フィルムの変
-152-
JAEM-M 92-154
n->fc 180° *JfIWlKfcl>Tt». ?7z,9<D%£.m±*£ <. 7 >t A^©HfcltCiSHfctt* £*«£*»-> fc„ c*x £©*£**> £. BEKttifiU > » » # « « £ £ £ L. * i - 5 r - t rA« t L T W 2
(4) * f / ( r J t © H I 6 S B « S * f fc£im*Wf * 1- 7-b * ©RJHOfc*.
« ) #&©tt4tlE3EK. * « » « » © » « (n) *(*§. ffiff. flrSsOt (ft) * + ^-bAJ6ftftflPtOI (-) * i -y*AJgWtK» (*) * i - : / - t r ; l . © * » * « *
« f t \ tf#©#mH^tf* + 7-bJl.©H&*MW±. «*W3f«£ff-?„ C © 9 ^ . ( 0 S Cf(n) **«fi^"Sfc». ¥ d c 3 ^ 1 f l j : j R R - 3 M © H R - 2 * f f l l ^ « K - © ! H * f * H I & L
# * + f -tr A ©paiEC £ »J. J R R - 3 MfUaiff\zfc tJ 5 f i * « H R « © » # - f f c # « f * «f fc * » » © » ? £ • H«*«sf»c«516, J R R - 4 icfcl *-C(i. £ T © K * * 8 » - f c ( , * T * * i-^-bAottffli^ffiic/is^if. jH#fdm©^ffiKsiBafra^nso *fc. BEKtiwasft
H ©ft#llJ8*t$J»£" . JAERI-M 89-096. I989.8 3) mmm&. •mLi*y<nij*<DM%k*<Dmw. niwumtmemMMmmB*.
1989.2
- 1 5 3 -
JAEiil--~I 陀 -15-1
形，歪み等外観上の変化は見られなかった。また. 7-(lt-ム両備をS陥商量してU字扶に曲げて
行った180。曲げ説般においてt.クラフクの発生等はなく. フ-{)1.ムの柔軟性にも愛化はみ
られなか勺た。これらの結果から.BEKIま高い耐a:.at生を有し.キTプセJ!.材として有望
であることが篠認できた。
141 キTプセルの開発計画
低放射ft.長時間照射キャプセルの開発のため.
(f) 材料の放射能強度，不純物筏種の草子偏
(u) 引張.曲'f.衝撃試験
(11) キTプセJJ.形状試作試讃
(ニ〉 キャプセJj.照射鼠験
(本) キャプセJI.の衝窓試験
を行い.材料の特性評価及びキャプセJLの耐政射線性.機械的評価を行う。このうち.<0及
び(U)を実錯するため.平成S年 1月にJRR-3MのHR-2を周い試験片の照射を開始し
t=.。
本キ十プセJLの開発により. JRR-3M気送管における長半減筋筏種の政射化分析等..青
たな分野の研究・開発が可能になる他. JRR-4においては.全ての照射差置において本キ
十プセルの使用が可能になるなど，照射利用の多面的展開か国られる。また. BEKは射出成
形が可能であることから.コストの低減.照射済キャプセ，1.の廃棄処理の簡便化が図られる。
#考文献
()村上 位 ・耐熱性芳香族高分子の耐放射線住応Jsti射緑化学シンポジウム『放射線
環境と高分子材料I講演要旨集.平成3年 1ft
2) 斉藤敏夫， ・ポリ(エチレンー 2. 6ーナフタレート〉及びポリ{エチレンーテレフタレー
ト)の放射線照射効果". J総RI-M89-096. 1989.8
3) 長谷川欣治. ・新しいフィルムの開発とその展開第7回織縫併科研究碕座.演要旨集.
1989.2
-153-
JAERI-M 92-154
6. a 8 WIE*Pfflffl*lh J?Y ©fi«
* S - ; 7 K 0 6 f l l , l lff#*£*-LTfcgJfrf5fc»Cfro/;&©T*©o ElTK*©|*Jgir
* - ; 7 H j . s a w * i i * © « i > t c i e j d > $ t i T ^ 5 7 r - j ' * ^ - 7 + - ; t 3 > f i - ^ ( N E C P C - 9 8 0 1 DA5)ff lx-^-x-xir f f i«U #Ki::i&(;Tfttf&ffi\ ffiA-r^ct^B W t L t l - 5 , - r -*" i -Xff«« ; : t t . i t l R 0 ^ R A S E IV*«fflLfco * 7 7 K O i U l i Fig. 6.3.21K;*-ffc*>»Jf*3o
(40#*Sf) . SUI3I (40#«-t> . -titim*ta>Ztl*!tUZitLX. ?Jf8#&. Ir + f-tK (BIS. Bl#H$(a©*ai£5JSfeCL/Co C*l£©*fm. J R R - 2 . 3Cfe l»T«»^9Af |C . JRR-4Cfc l»Tl i f lSC*a-L . 5t>i::£ffi£if-t>*aWSrc;&50 St»K*IfflBWA<tttt
*.it-3M«t©xy^^-A^5rsg4-|R'je»«;cfrflE^SV7 h £4-®©*ft 7 7 H e * U T S
6. 3. 9 «m*p?tJffl»fa3IS©*£«Col >T (1) JRR-2©fiJfflBrplHS
S r J R R - 3 ( J R R - 3 M ) « . ¥J£2^10£<o£IU ¥-l$.3,sm&2*M 1 i\,fri>*k I^Wffl^l3teLfco C©/c». SIM£30*f£i@-rJRR-2{±. - e © S @ * J R R - 3 M K l i
flF*JFT**fcfct>K. ?a2¥i; :EffiHlfaft€&flL. iit£K««ft*ffi?E©fci>!>©E* MW*iS#<^«-C'#SBF3EiPttt- 5-n^o UfrU JRR-2{i^f5fl:A^fTLrfcO. j6i>»*K«sit-a-^5*s«i«ttaeKM*fe®t;f*LT^§„ *m&i. c ©•?«!:«#«©
T > y - h ( i i eg^ ; t U i i i 3 SWrfcl >T J R R - 2 £HIK»cfiJffl LtzhZfttkt Lfco fcfc'L. E«fia«t©*Jfflif«:-5^rj±. £a*fc«LTVSfca6|ifel»fco L f c * ^ t a i t l T ® l l S : t L T S « - r S C t « - C # « l ' o T>!r-Hi9fif©aH**£tt«) . «U»KWffl»
- 1 5 4 -
J:¥ERI -~1 92 -154
6.3.8 研究炉利用集計ゾフトの聾偏
研究炉における照射利用は.利用者からの申込み，照射計画の作庇照射作業.照射後裁験等
からなる。これらの照射の状況を把握するには.照射申込件数.キャプセJI.抵照射目的.照射
時間，照射した原子炉.設備等を調べる必要がある。今までは.これらの作業を.担当良が照射
申込書から読みとり.集計していた。そのためかなりの労力をこの作業に費やしていた。今回の
集計ゾフトの整備は.集計労力を少しでも笹滅するために行ったものである。以下にその内容に
ついて述べる。
本ソフトは.照射申込書の中に記述されているデータをパーソナルコンビュータ (NEC
PC-9801 DA5)のデータベースに絡納し必要に応じて集計安行い.出力することを目
的としている。データベース管理には.市販のtlRI¥SE町を使悶した。本ソフトの後能は
Fig. 6.3.21に示すとおりである。
集計は，それぞれの炉に対して従来から行っている設備別，利用者別あるいは目的別の利用
件数.キャプセ JI.値教の算出に加えて.照射時間も算出できるようにした。また.短時間
(40分未讃).長時間 (40分以上).サイクル照射のそれぞれに対して.利用件重量.キャプセル
個数.照射時間の算簡を可能にした。これらの集計は. JRR-2. 3においてはサイクル毎に.
JRR-4においては月毎に集計し.さらに年度合計も算出可能である。さらに利用目的が銀射
化分析である試料に対し，種頭別に分類し.その件数を集計できるようにした。
また.所内の研究炉を利用する謀室.所外事I周期間.照射試料名等Iま.あらかじめ既知のデー
タとしてマスターコード化し入力に際にそのデータを選択するだげでよい方法をと q た。
今回のゾフトの整備により.集計作業を迅速に.かっ正確に行えるようになった。今後は.入
力するデ-7(試料等〉が実際の照射において適当かどうかを自動的に判断し.それぞれの炉に
おける照射のスケジューJI.を可能な限り自動的に作成するソフトを今回の集計ソフトに準じて整
備する予定である。
6.3.9 研究炉利用動向調査の結果について
(1) JRR-2の利用動向調査
新JR R -3 (J R R -3 M)は.平成2年10月に竣工し平成3年度第2サイクJI.から共
同利用を開始した。このため.極界後30年を超すJRR-2は.その役目をJRR-3Mに願
次引き継いでいくことになる。 JRR-2は長年利用されてきて特性が把握された使いやすい
研究炉であるとともに.平成2年に医療照射設備を整備し悪性脳腫事治療研究のための医療
照射を数多く実施できる研究炉となっている。しかし. JRR-21孟老符化か進行しており，
近い将来に停止せざるを得ない状況に至るものと予測している。本調査は.このうよな状況の
なかで. JRR-2をいつまで.どのような方式で運転することが適切なのかを『利用1の面
からアンケート等により調査検討したものである。
アンケートは記名式とし過去3年聞においてJRR-2を実際に利用した人を対象とした。
ただし医療照射の利用者については.要望を把握しているため除いた。したがって組織とし
ての回苔として評価することはできなL、アンケートは9問の設問からなり，はじめに利用分
野.今後の利用計画について質問した。利用計画については今後研究炉の利用計画のない利用
-154-
JAKRI M ^2 1S1
o»firLfct«^S?HLfco *fc. J R R - 3 M . 4Rtt©^«::»fTUfct>iS*.fc?dJB#J::* ®a**MP3L/; 0 fcfc. ^*^^ i : t>JRR-2f f l a«* t t t f f c l» tS :^ fc«f f i* f r J tbT ii. *©«(&£. *fc. JRR-2^7 I ^>J- i I«£CLfc»^©I^iJroUTt»l i raUfco * ^irBf5EiP*-ra-r 5 -e®f6©«&£*»fco
T>V-h®fe««»( i l33i iT ' . *©-5^®"K»ttl04ii (@«¥78.296) -C*-ofc„ * ? . B3:BF%«M, RHJ^tt. SWt^-rn*>lil«*7596E(±-C*0. S C i ^ M C S o t l -<£l>. a £ ^ T * T > ^ - h f e * « . B*JH#f*lfe< JRR-2©«ff l#£ff©S&£*£iL-C
T > ! r - M I » ® * £ * . ^-«©JRR-2ffl*lffl t tB(C^^TJ±. @3f£+3596 A^fc fe*Jffl€-«^/cl»iL-Cl«5o Fig. 6.3.22#filo C©FjRtt. 42?6#l ta**©#ff-C J R R - 3 ©Jil^^JH^F LTl >5 0 3596*«tfctf{tfrViaftffX' J R R - 2 ©aMMtHPOKS «- t -««f iLTfc»Jff i l ' J M-l 'Ci :A*£<fa4t«or i^o (Table 6.3.8. 6.3.9#IS) C*l£tt. l ^* i&JRR-2©«l££g< l l§ f t*S*f fm£SlSTi i f c< . *Jffl*ft*Wi6 LfcWfrO© J R R - 3 M©J§tttitttB©'f'-e. 4 m ^ © « S # + # t - f i v l 5 £?«::*<£•&*-*: 04ft l~2¥®S££fl lH*t/r i<St»«>£fMr'?*-5.
#SMEA^. T>y-hfe*sc5*©fi©Ki5E^6. mikt^^i-yfroHmfchZh®
BfflSIIMftKSfrfcJRR- 4 © S J t » 7 * T # t t < t MUSH" S c £A<aW£gfc*iS&
(2) Bf^fiswfJfflftiSiaii l!0FW3g*Pii. J R R - 1 «-*S»tLT30^^c*DfcOa*<B©^ ;F*©W56B8fUc
S K L T i f c , fflEXli. J R R - 2 . J R R - 4(CjDxT. SBilciOSJfflttiEfcffiUUfc JRR-SM*«flffl*«K*HI6Lr^5o itz, JRR - 4 C«**©*S^<KStffci*rJJ8tMI ®««lte3Et:#-7*it*^SL-C*,l). ^ « « 3 3 ^ ^ « J i L f c J R R - 2 I ± . * © » a © # < 6 J R R - 3 M C 3 | £ t t £ 2 t 4 ? 3 M M : ? - S @ | t s - ? * « . - * . £<<DftSI£aci>l'-C(2. 1950^ftlcg:8StifcBf5£^P©^< J i<# i tS* t«*^c*5o SfcBrtffl*^©^** 3 !: :*?
(»w%mm\HxitL$ti\.-n&s.m%spizt&z>ztkm£7L. m?ypayfimmbwmwv> * « 6 t f c « r * » © | l l G * B « f c l / r * i l $ * W t L f c . ft->T4lsl©3«E©*f£{i. ft*® Bf?E^*iJ«Slft#«cJniT^*-eipJfflUfcCt©«l'W?E«Mct>*©ieffl*l£iffco LA-L SA<£. ^H©*Jffl*fflfe*«-iiS£©JI** t-T5©li^nriET**Sfc». ^©liafe^fflSsm K t H t L T l ' * 100«re^.5WHS«IIS9*fiJl*g*#©ft;^tLT*A^„ MEI2. i t L T
* L f c .
- 1 5 5 -
.J:¥EHI :1.1 "2 -1忌4
者に対しては.その理由を，一方，今後も利用したL、と応えた利岡者に対しては.どの炉にい
っ移行しf:.L‘か質問した。また. JRR-3M. 4以外の炉に移行したいと答えた利用者にそ
の理由を質問した。なお.今後多少ともJRR-2の利用を袋けたいと答えた利用者に対して
は.その理由を.また. JRR-2をデイリー運転にした場合の影響についても質問した.最
後に研究炉に関するその他の意見を求めた。
アンケートの依額総数は1羽通で.そのうち回収教は104通{回収率78.296)であ勺た。大ゑ
国立研究機関，民間会社，原研といずれも回収率1596以上であり，特に信号た回収になってい
なL、。従司て本アンケート結果は.医療照射を除く JRR-2の利問者全体の意見を集約して
いるものと見なせる。
アンケート集計の結果.今後のJRR-2の利用計画については.回答者中3596が今後
も利用を続けたいとしている。 Fig.6.3.22参照。この内訳は.4296が散乱実験の分野で
JRR-3の補完を期待している。 3596か放射化分続の分野でJRR-2の熱中性子等の将位
を十分担援しており使いやすいことが主な理由となっている。<Table6. 3. 8. 6.3. 9参照)
これらは.いずれもJRR-2の運転を長〈継続する絶対的怨理由ではなく.利用運転を開始
したばかりのJRR-3Mの過渡的状況のやで.特性等の把餐が十分に行えるようになるまで
の今後 1-2年の運転を期待しているものと判断できる。
本調査から， 7ンケート結果及びその他の状況から.解決すべきいくつかの間題がみるもの
のJRR-2のサイクル運転は.平成5年度末頃まで行い.デイリー運転あるいは I適当り数
日の短期間連続運転をJRR-4の改造終了まで少なくとも継続することが適切と忠われると
L 寸結論を得た。
(2) 研究炉の利用動向調査
原研研究炉は， JRR-lを始めとして30余年にわたり設が国の原子力の研究開発に
貢献してきた。環在では. JRR-2. JRR-4に加えて，改造により利用性能を向上した
JRR-3Mが利用運転を開始している。また. JRR-4に懲終の漉繍度低減化と利用設備
の整備鉱充に伴う改進を予定しており，設111後31年を経過したJRR-21ま.その役目の多く
をJRR-3Mに引き継ぎ近い将来停止する見通しである。一方.多くの先進諸国においては.
1950年代に設置された研究炉の多くが停止され~方向にある。また園内の大学等の研究炉にお
いては.新設あるいは改造が以前より厳しい状況にある。このような状況のもとで.今後原研
の研究炉が国内で数少ない貴重な研究炉になることも踏まえ.研究炉の有効利用と将来計画の
策定並びに新分野の開拓を目的として本調査を実施した。従司て今回の調査の対象は.従来の
研究炉利関経験告に加えて今まで利用したことのない研究機関にもその範囲を広げた。しかし
ながら，全国の利用未経験者を調査の対象とするのは不可能であるため，今回は筑波学園都市
に集中している 100を超える研究機関を利悶未経験者の代表として選んだ。調査は.主として
アンケートにより行い，あわせて海外の主要な研究炉においては.訪問あるいは文献により実
施した。
調査対象とした研究分野とその内容は次のとおりであo"
-155-
JAKRI-M 92-151
Bf 3S £ R n * « a ® 8c*tft#*f Wffl^olEBtfiJffl^-v
(SBP£7«5}-*f) ® * # * * £ #*©3S£I i i L £Btt©*fc5t
(>" i3 >M«f) ® f t t ^ i f ea * * BFSEx- •?©#<* £ * f *© j i i i t <i> 't'&f'jiJi-r^yj affl»»fc«ffl# ® mm-iawm i?*©3§wmii L tmmr- v ® «fc««flHMF «F8-r—e©g|S
2rit£ £->*:„ T > y - h ( I ) TJi. BmS^Jffi©!!*©^**. S^KtAtttflTC'filfiiL /;i>A>£#*a-Ct>£o r > y - h (II) T(i, Bf5E^©*JFBS». ^ © W R I I V a ^ K o ^ T
T>y-K©&ft*g8( i 638ii-C, H^Stli 376jg ((gg$58.9?6) T*->fc 0 -e©7$.
fc. T > Y - b *tt©felS, &© C t *<fl -> fco
fflJSacoi»r. t ! g # ® # j 6 a (87«) # < » * £ * L, ©¥#©*!;2iJ (3ftS) #*»Jffl * # S L T l ' 5 o (Table a6.10#.«D
® #JflJ*Ii*#©(246£) ffl*#A<(202«) *<®BfBf3ESp©fflffl**SLTl»5o (Table 3.6.11#18)
(D * © t t © S f t t L r . nfflffik«^^ rgf%ipfiinc{K6¥tt§«<8ni'C«S. J . H ffl*SI*£fr£ r^ft:jcW?Elplc-D^T©mS*^4HM ttE#*^fc.
^Hff lUl toe*. eF5Er«fflf«}©*4-^-r*^«-^»r*rt>4-*^^<' '<C5/i^7irl ' 9Cfcl iSl«©^^*^ | -C*0. c©«fc-9«*S««a(c i t tT . *SiiF-a#S£a-tf>T, ft ^ef5E*p©W^fJffl©te*. £H*-@3fc»fciiP ^iK§©«SlSft^©»*ttfeK. &BF9S
© s f i S E S ^ L T l ^ o COdffKrsl 'TB. iS81l£^£^<>&fc35{jB*;££%;L-t^<<&M
- 1 5 6 -
J:¥EItI --Xl 92 -I品4
研 究 分 野 調 査 項 目
① 放射化分析 事l悶きの範聞とflJfflテーマ
{含即発7線分析}
②半導体.造 将来の霧要見通しと国外の状況
{シリコン照射〉
③ 中性子散乱実験 研究テーマの現状と将来の見通し
④ 中性子ヲジオグラフィ 適朗分野と事j用者
⑥ 医療・生物照射 将来の需要見通しと利用テーマ
⑥ 新たな利用分野 新規テーマの調査
アンケートは.蛤めに研究炉の利用経験の有無を尋ね事l閉経験なしj と答えた回答者は7
ンケート(1)に利用経験ありIと答えた回答者はアンケート(1)にそれぞれ記入する
方式をとった。アンケート(1)では，研究炉利用の興味の有無.さらにどんな分野で利閉し
たいかを尋ねている。アンケート (n)では.研究炉の利用経験.今後の利悶計画等について
質問している。
7ンケートの総依頼数は 638.通で，回答数は 316遍(回答率58.996)であった。そのうち.
筑波研究学園都市に送付したアンケートは 142通で.回答教は70.通で t回答率約50.96)であり，
全体の回答率より低いが.研究炉利用動向を把握する上で歳定できる回答率を得ることができ
た。 7ンケート集計の結果，次のことが判司た。
① 利用未経験者031名〉のうち，放射化分析.中性子散乱.中性子ラヅオグラフィ等の利
問項目について.回答者の約6割 (81名}か興味を示し回答者の約Z割 (30名〉か利用
を希望してt喝。(Table3. 6.10参照)
③ 利用経験者の(246名)の大半が(20.2名}が原研研究炉の利聞を希望している。
(Table 3.6.11参照}
③ その他の意見として. ~ミl閉経験者から『研究炉利用に係る手続きが煩雑である。 J. 利
用未経験者から『全体に研究炉についての情報が少なt、」等があった。
今回の調査の結果.研究炉は国内のみならず海外を含めてみても今後少な〈なるだろうとい
うことは疑いのない事実であり.このような貴重な施設に対して，非原子力分野を含めて，将
来研究炉の有効利用の拡大.充実を図るためには，手続きの簡略化への努力とともに，各研究
機関に対しての説明等情報提供の機会をさらに多く設けていくべきであるという結論を得た。
また.新たな利用が期待される医療・生物照射については.少ない回答数ではあ 4 たが.今後
の可能性を示している。この分野については，面接調査等を含めた取組み方を考えていく必要
がある。
一156-
Table 6.3.1 Schedule of characteristic test of uniform irradiation facility in JRR-3M
4 5 6 7 8 9 10 11 12 1 2 3 4
JRR-3M 1 1 01
1 II 1 1 II 1 L .. 1L... 1 L . 02 03 04 05 06 07 08
m®&m StifiMtefttf ITVHK
mzmm mzmm
»ft(5-)
10*(5") limV) 4*(5") 4#(5") 4<*(5"
mn *ma mr
mm man mai mw> 2<*(4" 2«£<4")
n』〉何回向
-v同
回出
1MmVH
Schedulc of character1st1c test of un1form 1rradiation fac11ity 1n JRR-3M
降下ご 4
6 7 8 9 10 11 12 1 3
JRR-3M じコ 亡コ Cコ 亡コじコ 亡コ亡コ亡二原子炉運転 。1 02 03 04 05 06 01 08
装置の点検等 一lTV鵬|試料保管台改修
中性子家計算 一
問棋験モエタ ー 一 一 ー 一
ワイア 10体(5")12体(5")4体(5")4体(5")4体(5"
B体(4")4体((")5体(，‘
シリコン ー 一 一 ー ー ー単結晶 3体(5・) 6体(5・) 4体(5・) 5体(5・) 1体(4") 2体w
2体(4")
Table 6.3.1
ーに山41
Table 6.3.2 Maximum neutron flux and Cd cut-off r a t i o
Facility Thermal neutron
flux(n/cm2/sec)
Fast neutron
flux(n/cm2/scc)
Cd cut-off
ratio
H R - 1 1 x 10 M 6 x 10M 10 I I R - 2 0.9 5 10 P N - 1 0.6 0.6 30 P N - 2 0.5 0.5 30 P N - 3 0.2 0.01 300 S I 0.2 — 70
HEAVY WATER TANK
Maximum neutron flux and Cd cut-off rntio Table 6.3.2
.』』阿見
-v-場向
i-mV曲
ωcut-off Fast ncutron Thermal neutror. Facili ty
ratio
X 1014 10
10
30
30
300
70
flux(n/cm2/scc)
x 1011 6
5
0.6
0.5
0.01
flux(1ザ'cm2/sec)
1
0.9 0.6
0.5
0.2
0.2
HR-l I-IR-2
PN-l
PN-2
PN-3
S 1
ー目白∞ー
Table 6.3.3 Maximum neutron flux and cadmium ratio in JRR-3M
JH*f 7L % * tt ? * (n/cnf-s) K a * t t ? S (n/cirf-s) * M M 11
« 3 JH*f 7L fe) 88 #• to ¥ 3fi Jp to » ft! *P to *P SB *P to to JW £ to ¥ ffi *P to
« 3
R G - l 2 . 4 X 1 0'* 6 . 3 X 1 0 " 3 . 5
R G - 2 2 . 2 X 1 0 " ' 2 . 8 X 1 0 ' * 1 . 9 X 1 0 " 6 . 2 X 1 0 " 3 . 7 3 . 9
R G - 3 2 . 3 X 1 0 ' * 6 . 7 X 1 0 " 3 . 6
R G - 4 2 . 7 X 1 0 ' * 6 . 1 X 1 0 " 3 . 8
B R - 1 2 . 1 x 1 0 ' 4 2 . 3 X 1 0 ' * 6 . 8 x 1 0 " 4 . 5 X 1 0 " 3 . 4 3 . 9
B R - 2 * 1 . 3 X 1 0 ' *
2 . 6 X 1 0'* * 2 . 0 X 1 0 "
5 . 7 X 1 0 " * 3 . 8
4 . 4 ' 4 . 4
B R - 3 * 1 . 2 X 1 0 "
2 . 3 X 1 0 ' * ' I . 7 X 1 0 "
4 . 6 X 1 0 " ' 3 . 8
4 . 0 ' 4 . 0
B R - 4 • 1 . 3 X 1 0 "
2 . 2 X 1 0 " *1 . 7 X 1 0 "
5 . 2 X 1 0 " ' 3 . 8
3 . 7 * 3 . 7
V T - 1 3 . 8 X 1 0 " 1 . 4X 1 0 " 3 . 3
S H - 1 7 . 6 X 1 0 " 6 4 . 7
[ £ l ] ¥«i*PtoiRi]£B : 1 9 9 1 . 8 . 14 &tl:^th9m!^ 10KW
<t> f »!l£B# 2 0 0 KW ffill'core c e n t e r Offi
」・山田山町内】戸日
明
白
岡
山
ザ
晶
Maximum neutron flux and carlmium ratio in JRR-3M
熱中性 子東 (n/cm・s) 高速中性子東 (n/crrf・s) カ ドミ ウム比
照射 孔 備 考
初期炉心 平衡炉心 初期炉心 平衡炉心 初 期 炉 心 平 衡 炉 心
RG-l 2.4XI0'・ 6.3XI0" 3. 5
RG-2 2.2><10'・02.8XI0'・ 1. 9 x 1 0" 6.2XI0" 3. 7 3. 9
2.3><10'・ 6.7xI0" RG-3 3. 6
RG-4 2.7><10'・ 6.1XI0'・ 3. 8
BR-l 2.1xl0" 2.3><10“ 6.8xl0" 4.5XI0'・ 3. 4 3. 9
BR-2 2. 6 x 1 0" 5.7xI0'・ 4. 4 "1.3XI0" • 2. 0 x 1 0 ，. .3. 8 .4. 4
BR-3 2.3XI0'・ 4.6XI0'・ 4. 0 .1. 2XI0'・.1. 7xI0'・ .3. 8 .4. 0
BR-4 2.2XI0" 6.2XI0'・ 3. 7 01. 3XI0'・"1.7><10'・ .3. 8 .3. 7
VT-l 3.8XI0'・ 1.4XI0" 3. 3
SH-l 7.6XI0'・ 54. 7
Table 6.3.3
ー回目由!
[注1]平衡炉心祖1鹿目 :1991.8.14出カ:ゆthJJ慌時 10KW
ゆf調慌時 200KW [注1]・core centerの値
JAER1-M 92-154
Table 6 . 3 . 4 R e s u l t s of thermal neutron f l u x and cadmium r a t i o measurement
a»5gB:¥fix-3SE7El8H CJ K * > * t t 8 J ! 1 3 B & t f 9 f l 4 B ) (Utt 3,500Illc*g[Lfct,©)
mm am ( n/ctf'sec)
* K i l t M 5E ffi S
T'<-1 -f A&8E 6.0x10" 4 . 0 * + ^-feJl/*iC" ( L S )
T'<-1 -f B ^ « 5.1x10" 5 . 3 * + y-feyU4JH> ( L I )
P n 4.0x10" 3 . 9 + + -f-bfrtpit
s / ^ y 3.1x10" 4.5x10" 5.0x10"
5 . 6 5 . 6 5 . 3 * A if - * JC> «fc <0 10 c . T ^
L ' ^ y 2.0x10" 8 . 8 ^/l/^-tJufr
D ^ - f : / 4.2x10" 5 . 0 */l/?-tp&
') K * > ? P n 2.4x10' 6 1 1 * -f -f*A/i&&
6.2x10' 5.5x10' 5.6x10' 3.0x10' 1.9x10'
fc'XVX^Iilf'fr 6.2x10' 5.5x10' 5.6x10' 3.0x10' 1.9x10'
fc'XVX^Iilf'fr
- 1 6 0 -
JAERI-M 92 -154
Table 6.3.4 Results of thermal neutron flux and cad由主umratio measurement
測定日:平成 3年 7月18日(リドタンクは 8月 13日及び 9月4日}
(値は 3.5001曹に換算したもの}
照射設備 熱中性子東 カドミ比 調 定 位 置
( n/al'sec)
A系統 6.0xl0主3 4. 0 キャプセル中心 (L型〕
Tr:イプ
B系統 5.1xI013 5. 3 キャプセル中心 (L愛}
Pn 4.0xI013 3. 9 キャプセル中心
3.lxl013 5. 6 ホルダー中心より 10圃上部
Sパイプ 4.5xl013 5. 6 ホルダー中心
5.0xl013 5. 3 ホルダー中心より 10c.下部
Lパイプ 2.0xl013 8. 8 ホルダー中心
D~守イプ 4.2xIO'3 5. 0 ホルダー中心
リドタンク Pn 2.4xl0' 611 キャプセル中心
6.2xI0. ビスマス表面中心より 5ca上部
5.5xl0' ビスマス表面中心
リドタンク 5.6xl0' ピスマス表面中心より 5・上部
3.0xl0' ピスマス表面中心より25c.反炉心側
L 9xl0' ピスマス表面中心より 50ca反炉心倒
-160-
JAER1-M 92-154
Table 6 . 3 . 5 R e s u l t s of gamma-ray dose r a t e measurement by Alanine dos imeter
«5£B : ¥ 6 t 3 ^ 8 ^ 1 3 B m?1PmtS : 3.500M
*5£ttB r 8 8 1 3 1 ? ( k * ^ 7 X i I * - O I * ) (Sv/h)
5 0 M ± 8 B 53.3 5 0 M T 8 B 53.3
2 5 0 M R&fom, 5 0 M T 8 B 47.5 5 0 0 M " x " 37.5
Table 6.3.6 Results of gamma-ray dose rate measurement by Telectector
*5£H : s p i S 3 ^ 7 f l l 8 B
avxiii'&oEl r»»m^mm (••) (lSv/h)
3.180 95 2.400 150 2.000 250 1.600 450
0 850
(S*±®<fc*)ft425«m )
- 1 6 1 -
JAERI-M 92 -154
Table 6.3.5 Results of gamma-ray dose rate 田easurementby Alanine dosimeter
iII定位置
測定日:平成 3年 8JI 13日
原子炉出力:3.50011
7線線量当量率
(ビスマス表面中心基準) (Sv/h)
50・・上部 53.3
50・E下部 53.3
250..反炉心情、 50・圃下怒 47.5
500 .. " 、 " 37.5
Table 6.3.6 Results of gamma-ray dose rate measurement by Telectector
測定日:平成 3年 7月18日
原子炉出力:停止時
ピスマス表面からの短慮 d康線量当量率
(・・〉 <.Sv/h)
3.180 95
2.400 150
2.000 250
1.600 450 。 850
注)iITl定位置はすべてサーマルコラム中心線上
{台車上面より約425・.)
-161-
JAER1-M 92-154
Table 6 . 3 . 7 Coniparison of thermal p r o p a r t i e s and r a d i a t i o n r e s i s t a n t o f BEK, PEEK and PEN
9 S B E K P E E K P E N
m £ (°c) 360~ 390 334 273
# ? * £ * £ . £ CC) 180~ 190 143 113
&mmm^m <°o 280 235 155
ttfttttttt (MGy) • 60 1 40 12
*K£*T'©«?*8!SS*B$<D<*tf.«8*A*50X(DSaSi«fl
- 1 6 2 -
.lAEHI -~I 92 -154
Table 6.3.7 Comparison of thermal proparties and radiation resistant of BEK. PEEK and PEN
項 目 BEK PEEK PEN
愚 点 ( "c ) 360-390 334 273
ガラス転移点 ( "c ) 180-190 143 113
l…温度 ( "c ) 280 235 155
耐放射線性 ( HGy) 60 40 12
*真空中での 電 子 線 照 射 時 の 伸 び 保 持 率が 50Xの照射線盤
-162-
JAERI-M 92-154
Table 6 . 3 . 8 U t i l i z a t i o n f i e l d i n user who want t o use JRR-2 in future
* # a £ s a m » £ rt
( 2 ) » « * t # 8 r
( 3 ) R I Ki t
( 4 ) * # ( * K i S
(5) * t t ? » a i g »
(6 ) t t t : f 7 - n ? ' 7 7 <
( 7 ) E S , £ « l S i »
( 8 ) ^fflffi
0
1
0
0
1 4
0
0
1
0
5
2 (1)
0
0
0
0
0
0
4
1 (1)
1
0
0
0
0
2
5
3 (1)
0
4
0
0
0
2
1 5
6(3) CS)
1
1 8
0
0
1
£ It 1 6 7(1) 6(1) 1 4 (1) 4 3(3)
(£) &fflrt<08¥fi (2) i « »
Table 6 . 3 . 9 Reason why user want t o use JRR-2 i n fu ture
SSfSS CJH««»# . * » « f f l # 3 ( f t )
( 1 ) «£*lBL-CH4Hl«?L!S*?L«>tt t iA<3l«<D
(2 ) aSf i j f f lLrv is jg« iLSl* f l . *«*w-ei f *
( 4 ) ? *
( 5 ) *fflfl&
2 4 CI 9. 5)
7 C 3. 4 ]
13 [ 3 . 1 0 ]
0
7 C 5, 2 ]
- 1 6 3 -
J:¥I-:RI-M 92 -154
Table 6.3.8 Utilization fieia in user who want to use JRR-2 in fnture
大学 国立 民間 原研 合計
( 1 )燃料・材料照射試喰 。 。 。 2 2
( 2 )紋射化分析 E 5 4 5 1 5
( 3) R 1製造 。 2 (1) 1 (}) 3(1) 6 (3) (注}
(0半導体製造 。 。 。 l
( 5 )中性子散託実験 1 4 。 。 4 1 8
( 6 )中佳子ラジオグラフィ 。 。 日 。 。( 7 )医療、生物照射 。 。 。 。 。( 8 )その他 1 。 。 。 1
合 計 1 6 7m 6 (1) 1 4 (I) 4 3 (3)
一 一 一 一 一一一一一 一一一一一一一一一一一
(法)箔弧内の数字は(2 )と重複
Table 6.3.9 Reason why user want to use JRR-2 in future
( 1 )現在利用している照射孔実験孔の性能が実験の
目的に合致している
( 2 )現在利用している照射孔実験孔が専有できる
( 3 )他の研究炉での使用・ピきる時間が+分ではない
(4)予算
( 5 )その他
l回一例鵬開閉{注}
24 (19. 5)
1 ( 3. 4)
13 ( 3.10)
。7 ( 5. 2)
(注)照射利用者とは、総科・材料照射E式験、放射化分析、 R1製造、半導体製造等の利用者でお
り、実験利用者とは、中佳子散乱実験の利用者である。
-163-
JAERI-M 92-154
Table 6.3.10 Result of u t i l i za t ion trend questionnaire in Research reactor (not user)
®sra mnmrn <D*^B8fli ®SW0ffc & ft
ry>r-v ( i ) 4 9 6 6 1 1 5 1 3 1
JKB«I t
ISA
2 9 2 0
0
4 4 2 1
1 1 0
1 0
4 1 0
8 7 4 3
1
mm (Bt) Mitt* («*»)
2 8 1 7
4 3 6 2 2
8 9 i 1
5 0 0
7 8 4 0 1 3
ants t I
M£A
9 2 0 2 0
1 3 3 4 1 9
4 5 2
4 0 1
3 0 5 9 4 2
8 1 3 3 0 2 4
(mmm») 6 1 1 2 0 1 9
(*lttt») 4 1 0 2 0 1 6
(ttiri/jrt-) 2 1 0 0 3
(Mfflff*) 1 3 1 5 0 0 2 8
« « ) 1 1 8 3 0 2 2 6
3 8 1 3 4 3
4 4
4 1
2 7 8 6
*Wtt iKeH**y
- 1 6 4 -
J:¥EHI -NI 92-154
Table 6.3.10 Result of utilization trend questionnaire in Research Teactor (not user)
¥設¥問¥棚¥~J ①研民究間機関 @研国究公機立関 @大学関係 @車研所内 合計
ア回(ン答ケ王者ー数) ト49 6 6 1 1 5 131
興障の書量 量事 2 9 44 10 4 87 20 2 1 1 1 43
量記入 o 1 o 。 1
喜S力る者z手t産t知官 (い(抑量量記止的入) 28 3 6 9 5 78 1 7 2 2 1 o 40
ヮtN:量 4 8 1 o 1 3
湖周組量書
9 1 3 4 4 30 20 34 5 O 59
量記入 20 1 9 2 1 42
調居(利着望用誌町が量骨い齢理由者肺)ネ 8 1 3 3 O 24
(手畿措置骨前蜘) 6 1 1 2 。 1 9
(予'書蜘) 4 1 0 2 o 1 6
(量射'7同事ー) 2 1 O O 3 ，
(量峨置で十指) 1 3 1 5 O O 28
(その量) 1 1 8 3 O 2 2
制Jl!o訓組量有
6 1 3 4 4 3 8 43 4 l
*印肱複数回答あり
-164-
4
JAKH1 M 92 151
Table 6.3.11 Result of utilization trend questionnaire in Research reactor (user)
®**Hft ®mvfmpi £ »
TV>T- V ( n ) 4 2 4 6 1 2 7 3 1 2 4 6
mum* * (SMJtS) 2 7 2 7 7 1 1 9 1 4 4
(1,2*8) 9 1 5 3 3 9 6 6
(jmm) 1 8 2 5 3 0 £ 2 1 4 5
m\>tm * (JRR-2) 1 8 2 3 8 7 2 2 1 5 0
(JRR-3[t3M]) 1 1 1 5 5 7 1 6 9 9
(JRR-4) 1 8 2 5 3 9 2 2 1 0 4
(UflW) 2 3 1 8 7 P 1 1 1 3 1
(IIP) 3 7 3 4 5 4 9
mtM * 2 7 3 2 S 1 1 4 1 3 4
(tttt 1 6 2 0 3 3 0
(BIB) 1 0 9 3 2 7 5 8
(u-mw) 7 4 1 2 9 3 2
(twa) 2 / 5 3 8 2 4 7
(NRG) 8 1 6 1 1 6
(Si l l ) 3 0 0 0 3
(il-£tHf) 0 1 2 1 4
(*(*) 6 5 2 2 7 4 0
2 6 1 6
3 5 1 1
1 1 4 1 3
2 7 3
2 0 2 4 3
(JRR-2) 8 9 3 9 9 6 5
(JRR-3M) 1 2 1 8 7 0 2 0 1 2 0
(JRR-4) 1 2 1 6 3 1 2 0 7 9
(«fflBW) 8 7 5 3 4 7 2
(HW) 2 3 1 5 4 2 4
*fl i t t IRBS*y
.L¥EHl :1.1 9:! I~t
Table 6.3.11 Result of utilization trend questionnaire in Research reactor (user)
¥設、¥問檀臆¥別¥¥ ①民研究間機関 @研国究公機立関 @大学吋@師所内 合計
ア回(ン答Eケ者ー数) ト4 2 46 127 3 1 246
研究炉樹用時(E3 * 棚上面) 2 7 2 7 7 1 1 9 144
(1、2年菌) 9 1 5 33 9 66
(現在調周中) 1 8 2 5 00 ~ 2 145
羽田Lil買(炉J * RR-2) 1 8 2 3 8 7 2 2 150
(JRR-3[古3M]) 1 1 1 5 5 7 1 6 99
(JRR-4) 1 8 2 5 3 9 22 104
(量@園内炉〉 2 3 1 8 7 P 1 1 131
(齢的 3 7 34 5 49 ー
相J!l!Jt分野(量 * 射北骨折) 2 7 3 2 6 1 1 4 134
(極化学) 1 6 20 3 30
(RI艶〕 1 0 9 3 2 7 58 '一
(理科・材料集射) 7 4 1 2 9 32
(中性子鶏) 2 3 8 2 47
(NRG) 8 1 6 1 1 6
(Si!ID 3 O O O 3
(医1-生物照射) O 1 2 1 4
(その量) 6 5 2 2 7 40
利今用置の計画覇軍炉 2 6 3 5 114 2 7 202 1 6 1 1 1 3 3 43
一ーー科目を計画L(tいる研究F)*
JRR-2 8 9 3 9 9 13 5
(JRR-3M) 1 2 1 8 70 20 120
(JRR-4) 1 2 1 6 3 1 20 79
(曲四国内炉) 8 7 5 3 4 7 2
(国井炉) 2 3 1 5 4 24
*印は複数回答あり
165
JAEKI-M 92-151
Table 6.3.11 Result of u t i l i z a t i o n trend questionnaire in Research reactor (user)
® R I 8 ffstan ©*¥M« ©Sffdr f t £ ft
(«3-5¥) 2 3 3 3 1 0 5 2 7 1 8 8 (M6-10*) 0 1 8 5 1 8 7 7
(M10*fll) 5 1 0 2 4 7 4 6
mm (SKfffrl)
1 5 2 3 4 2 9 8 9 6 9
7 1 7
1 9 2 5
5 4
3 7 5 5
(tffffi) 2 6 1 2 4 2 4
( • ) 0 0 3 0 3
(ttTtti) t i
2 1 0
6 1 5
1 6 2 7
5 4
2 9 5 6
(swmm 2 2 1 1 5 2 0
( « ) 0 0 2 0 2
ft? * 0 0 1 0 3 1 3
(*?l-7i>Afc?) 0 0 8 0 8
(7*«*Ft» 0 0 8 2 1 0
mm*) 1 1 1 1 4 1 7
(tot) 0 1 2 0 3
(Htffftt) 1 1 1 9 4 2 5
« ) s 1 0
4 2
2 8 8
3 3
3 6 1 3
2 0
4 2
3 3 4
3 3
4 2 9
(llAi.BR.ift) 0 1 1 0 2
(SUNN) 0 0 1 0 1
( T 8 D 3 2 S 8 2 2
( » ) 0 0 4 1 5
( ' ) 0 0 1 0 1
-166 -
Jr\~:HI-"-1 位ー時4
Table 6.3.11 Result of utilization trend questionnaire in Research reactor (user)
、¥機関別①研民究間揖関 @研国究公樺立聞 @大学関係 @原研所内 合計
設問 ¥ ¥
調周予定 本(干慮3-5年} 23 33 105 27 188
(干草6-10年) o 18 51 8 77
(鴨10年腸} 5 1 0 24 7 46
量自t骨{折星脂予定書量〉 1 5 23 42 g 89
(1鮮枇): 6 7 1 9 5 37 g 1 7 25 4 55
(t伽計画} 2 6 1 2 4 24
( . ) o o 3 o 3
(1量11計画) 量有 2 8 1 6 5 29 1 0 1 5 27 4 56
{目的崎耐誼〉 2 2 1 1 5 20
( I ) o o 2 o 2
極t字 * (績反応事) o o 1 0 3 13
(拘トnhU) o 。 8 o 8
(lHHFt~字} o o 8 2 10
(雌僻雑} 1 1 1 1 4 1 7
(そ@血) o 1 2 O 3
(町予定柑} 1 1 1 9 4 25
(ftlUI~\) I 1 4 28 8 3 3 313 6 o 2
(!;ii語、)I 2 4 3 3 3 42 o 2 4 3 9
環器?目的、緋) o 1 1 o 2
(実腕鵬) 。 o 1 o 1
(その包) 3 2 9 8 22
( . ) 。 o 4 1 5
( I ) o o 1 o 1
166-
JAEK1-M 92-154
Table 6 . 3 . 1 1 Resu l t of u t i l i z a t i o n trend q u e s t i o n n a i r e i n Research r e a c t o r (user )
*F5t*K ®*4*B5« ©MSfBfrt •& i t
mmmn * 3 7 2 1 2 3 3
(Mimm) 2 0 7 3 1 2
(19t*F3)t*ft9) 0 1 1 0 0 1 1
mtawii) 4 2 1 9 0 2 5
(mum 3 2 2 8 0 3 3
imtim) 0 1 9 0 1 0
cm&m 4 5 3 5 1 4 5
(SHfett) 0 5 2 3 0 2 8
mmu) 0 5 1 7 0 22
(mm) 5 5 2 9 0 3 9
«•!) 5 5 1 8 1 2 9
mwa * (WSDS7) 6 8 9 1 2 4
(mmzui) 2 0 1 0 3
mms) 2 1 0 0 3
(ial) 1 0 4 7 3 2 4
- 1 6 7 -
.J:¥F.IU -:.¥1 92 -I品4
τable 6.3.11 Result of utilization trend questionnaire in Research reactor (user)
¥設¥¥問、複閲¥別¥ ①民研究間犠関 @研国究公機立関 @大学関係 @原研所内 合計
a(e動a拘齢拘量子綱却帥鰻〉* 3 7 21 2 33
(郎、躍中世子重四〉 2 o 7 3 1 2
(澗勧F~Jt1鰻〉 o 1 10 。 1 1
{鮪tl祖師“) 4 2 1 9 o 25
(JJJII捺〉 3 2 28 o 33
(諸島金制民) o 1 9 o 10
(誕腕跡蹄} 4 5 35 1 45
{里酪伽雌} o 5 23 o 28
〈ま齢制腫} o 5 1 .， o 22
{手.~，覧車} 5 5 29 o 39
〈そ@色) 5 5 18 Z 29
利用bt.¥理{由E蜘釘)* 6 8 g 1 24
(雄跨180':まえる) 2 o 1 o 3
{子，拘110 2 1 。 o 3
(そ01) 1 0 4 7 3 24
-167-
JAKH
I M
92-154
-168-
一.''''-¥ 毛 r.;:.'1'"
Eh /ンーJ戸・山..!!.
.tI..!&-
l T/ C 型~'~_.~.'!!.!t，
町引 ぷ回、、、羽恒
-
'，，(;)e)，o よ f話回、，.........---、司一一且ー一一←..IQ_
!付 11且'.!!t
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3・，.，'， 14 F〆- r"
唱-
~[II
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』
KHRZ-v-
お1
回目広
. 『国，
⑤ wmg
@⑤一
，、i.-l~ _"'/1・
ー一一一、盟~-ーー---.:，t-i輔ー一一-ü
ム欝φl'
ー』九日白
l
--・・一ー一一ーー『ー u。。Fig. 6.3.1 Construction draw!ng RGF・OlHcapsule for In-p!le test of coated
particle fuel compact
241 ZJ. 22 21 (JO) t9
t
I
• i i_ l t u w i T r
Ji.IgJ>^ i*jl'il?f..l.-
5 1 . • • . . . . >i i T i n . "
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„ WHtt t i i f t i — • i . . . "*llll»l
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7 . . . , ill 010 - » ' • • . - . ' tu i '1
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» . . i * * tm ' • * i * i * ' 1 j l U I I I I
' i • 1 |tUtll<<
• • 1 »I.O. 1 I I - . tUt l l *
M l t * "Tf. • r". ." • I I I *
SSLAJLT: raj M ** • • Fig. 6.3.2 Construction drawing RGF-02H, 03H capsule for In-pile test of
stainless steel specimen
3 抽
国，'/~
_ .11_・←.. 1'-.....， ・・伺 ..... ‘ v
~，
刷 1
・1
J I
'0 T l ‘ー‘・ . ーも ・咽a '2 I! I‘・， '3 ー 一 ・
，7 '8 44 43 16 ー 一・ . '. 24123.22 2' (20')
. 守ーー'・J
E8-.一 司
"
a-h〆穴町内向
V-
哩~ ~ 句 l 一一一 Ltu__ー一一一ー~~ωエ: 咽 r'
---i曲四....一一一 一一 ー 一一一一-一一一-..:
32' '.'J (iふ 均 四訓示おへ「--，了ト-f"・......，.
lヲノ言trz.1J;ご~'Ø___町切I). ./
』ー』一一l押t一一ーーーーーーーー-"岬一-_.. --'!!旦旦三ι三J~_.
活缶Eーー一一一一~~』ー G円以i
F-hF L二三L--4l
H自由
| 由回、
-mTH
Construct1on draw1ng RGF-02H， 03H capsule for ln-pile test of sta1nless steel specimen
選参命
⑬一⑬一
。c.( .. • 2，.。--ーー-回
国 H { l片私担自1ι¥#'Lk~ 也""-'
J 、~、主l!..:.!.!..
也~ 寸守山ι民江1.. 世 ιO.!.I
‘l!.品!IJ ，.， . .
Fig. 6.3.2
るa・6・・一
JAERI-M 92-154
LVDT
MI (2«JO
PC
. sc
MI OttiC) SPU
nru
ECU —*—
LVDT:2»f?>* E c u:afc®B^-»f-S P U : 3SJ5SE B P U : %M3-=.-/ \ PC . - a a - f * SC :^0:3-fA
F i g . 6 . 3 . 3 System f o r measurement of very smal l d isplacement
CO I* *4
T> i§f£«*£«E»^#Ifr
/AT. 1
I A T „ /AT. ~"""~~ !____ To
To - T ^ f
g*BfFrn ( S )
Fig. 6.3.5 Experiment for time constant measurement of calorimeter
-170-
JAERI-:¥1 92 -154
LV[lT
コ7J:位方向 LVDT:差IHランヌ
E C U:舗麗電源ユニット
s p u:信号処理器
B P U:電車ユニット
PC ;-i;ltコイル
SC ニ政コイル
1'11 金属蹟租風俗シース今ープ11.
Fig. 6.3.3 Sy~.tem for measurement of very small displacement
("C)
試
料
温
度
T‘ 高温槽から低誼槽へ移動
l¥¥ ι 一一-a To /企 To "'-rてー--l-e
f t--l…….1.....・-…ーTo 斗't…ι~.......f.........同一一一
経過時間 ( s )
To
Fig. 6.3.5 Experiment for time constant measurement of calorimeter
-170-
<0091
> m
i
2
Fig. 6.3.4 Construction drawing of calorimeter
9 t\m'Uf SUS 304 + 5°-° X #4 '• °
8 7.*.—f SOS 304
7 s * SUS 304
6 AMtti C/A #1.0
5 ±K*(4 SUS 304
4 tmn SUS 304
3 K * * SUS 304
2 xi«trv SUS 304 #0.5
1 T«!*(t SUS 304
a* a £ « K • ft I I <*
2
.敏
』〉阿見』
l呂
田
両
1固定
盟
ー50.0x骨4・.・
lH4-
ー
_1.0
OO.5
考側
au--e目，t
6-5-13-2--一掃
5US 304
5US鈎4
SUS捌
C/A
5US 304
5US 304
5U5 304
5US 304
5USω4
材質
針.パイプ
スペーサ
糧管
四角電対
」ヒ館嶋栓
鼠料簡
鉱犠片
支持ピン
下郎鋤栓
品名
4()
Construction drawing of calorimeter Fig. 6.3.4
JAERI-M 92-154
1S-42»1HR :«•.&«
2.2
SI •B-*
2
1.8
1.1 -
1.4 -
1.2 -
1
0.8 -
0.6
G.4
0.2
Fig. 6.3.6 Distribution of thermal neutron flux along internal diameter direction at center of irradiation tube
ts-mwe.-.ffi'ti
•B-
*3ci
Fig. 6.3.7 Distribution of thermal neutron flux along axial direction at cneter of irradiation tube
-172-
92-154 JAERI-M
1S-42A曹司i:炉''':''圃
，
••
-
... e-.e
2.2
1.8
L4
L2
0.8
u
0.6
C.4
0.2
(
師
¥"BEz--H}WRMm記号議
12 11 10
半径方向距穫(c. ) Distribution of thermal neutron flux along internal diameter direction at center of irradiation tube
Fig. 6.3.6
18-42.¥宵板:炉』乙伺
0.8
0.7
0.5
0.4
11.2
0.6
r..3
。.1
{
回
¥"EUE20-H)桜Mm記門官接
14 -7 ー14
高さ ca
Distribution of thermal neutron flux along axial direction at cneter of irradiation tube
-172-
Fig. 6.3.7
JAERl-M 92-154
RRG {%) 2 3 4 5 t
RRG^I
Fig. 6.3.8 Measured results of resistand difference distribution of Si single crystal with 4 inches
-173-
92-154
l
，TI，，a
ー十I
t
i
l
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1
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同
R3「ti---tMιゆJthA汁リJthtL
‘11H』司叶』川J1叶1
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1
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4
1・1・J・l・l・1・llet---l・t・--3・t-d
↓--
JAERI-M
RRG分布図
Measured results of resistand difference distribution of Si single crystal with 4 inches
-173-
Fig. 6.3.8
JAERl-M 92-154
€1 % S -I -3 | I I I I
(±95)
-1 I tl H 13 i i i r i i I i i i i r
II 111 I, Ml II III II II . i: HI r 11; J'i 11 in a II i II I.I ii in i i . \ . 'i i in n ::in in i;i..I I I .11 II in inn II HI I'Iin I I iiiii in
[ inn i! i mm tim-i. in nn inn in., mill 'i in'i i n in lit i"ri'iii' inn. MIII .iii.i ii'in mil ii in hi in Mil II i'i inn. I.I i II i ii j ii IH nil) ,11 II w i I I i.i II M-inn TII II mil HUH II in II in mm i HI HIM IIIII inn
TS-75-1
( # * § & ) - TS-75-2
H H Sill 1.1 IIIII 11.111 11 III II 111 ilIII '11.1,11 i in i! i i , urn I.I I II
.I in ill,'inn u I I I mm n in II ,iu j ini , iu,i i!
" " " " " " ' ' " ' ' 8 '
<T«>
!""• r*""l I I "
t~r
HUH III III III. lill III III, ,11 III II,II11II III lilillll I I I I I IIIIII, ii, iiuu'ii nun, I I iii II HI. II nil ,ii in IIIII Hilii.il Hi.«JM mill i n n : i j i IIIII m i l I I I I I IIIIII iuiiiiiiiii IIIIII I I in ii iii'iiiiii I I I I I
in .in i mi IIIIII iii nullum IIIIII I I I I I HI HI IIII II.III mm,:,n in ii.m nun HI HI II-III
TS-75-3
FPS m i i
Fig. 6.3.9 Distribution of restance difference of Si single crystal with 5 inches
-174-
JAERi一九I92-154
雇差 H-!j -. -3 -2 ・1 ' H .2 t3・ .s
I I I I I I I I I
醐(上部〉 1l1l1I1圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃圃
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・111咽・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・111岬・・・・ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・liliiii門・・ ・・・・E ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ・・ H川mII.----'ID DDII .. DlII川ιJ'! JJJ川μ』・・ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ・・ 111，1川I!Jl山 l 叶 1I1川E・・ ・・・・・・・・・・・・・・・・ ・・ 11::111川1;111川トUIlIIIIDDII ・・・・・・・・・ ・・ 11111川日ド川什れ引け川E・E ・・・・・・・・・・・・・E 園田 11111日凶H川門 t 扇面E・・・・・・・・・・圃lIIIIlIIIlパ刊川lIDIIIlけ1111川1，11 ・・・・・・・・・・・・・IIII!IIIIIDIIIIIIIID川1111山い‘ l~ ・・・・・・E圃::::JI!II川い1I11什11111111111:11:11:11111川llIJJl刊IIII=:J圃・・・・・・・・圃 削 H川11111111111川L11111111 .1111111111・・・圃
(中央部)
1S-75-1
仁ゴ
TS-75-2
Fig. 6.3.9 Distribution of restance difference of Si single crystal with 5 inches
-174-
JAERl-M 92-154
# 2 m&m 8077
GX1519 Detector
2024 GX1519 Detector
2024 GX1519 Detector
7500SL 3105B 7500SL 3105B
GC1819 Detector
7906SL 30
TA-1030
# 1 S45E& 8077
2024
•— D133S
3105
1786
2000
9131
PC-98 - PRN
1/F
" J RS232C 9576
9131
9153
9173
9502 MCA
HP7475A
8673V
4739-1 i/F
VT220
^VAX n
RD53
TK50
RQX05
LA100-ZA
GC1819 ilS&BEGe&fflig 9a02MCA 7*fftV**7f7<**- liVAxn nmm&m 7906SL rimhmmm 4739 CRT RD53 h-V? iM 3105 i%Enm 9131 r/t'mn-M-ii-x TK50 f-r D133S '* -J 7 r 9153 f"i7»EIA"fy>-7i-X RQX05 7D»f - T ' U ? 1786 »*s*wv'*tr 9576 A*7Hff>>-7i-X VT220 CRT 2024 r.K H\vu\.'ViT 9173 LA100 7*'jyJ-8077 A/DnyV-J 8673V M' i-J'i'Jhli-% PC-98 PC9801NS GX1519 £5*kKGe&tB3§ HP7475A Taii-7500SL )7iUii\ 3105B HEESJg 2024 XV flnxif vn' 8077 k/dT/i\--9
Fig. 6.3.10 Sequence of PN-3 activation analysis system
- 1 7 5 -
#2測定系
# 1 iIl1J定系
GC1819
Detector
7906SL
30
巨E回GC1819;高純度Ge検出器
7906SL; ?7付対け垂直型
3105 高圧電源
D133S ; ，マッフ 7
1786 液体窒素v'¥"•計
2024 i.へ.HDi.Jt' 1'17'
8077 A/DJ i'1\・-~
GX1519; 高純度Ge検出器
7500SL; HHì.~，ト
3105B 高圧電源
2024 ~へ. ~ト Dì.J t ・ 1 "17'
8077 A/Dli'I¥"-1j
JAERI -M 92 -154
9~02MCA; マ骨子fti主骨1t刊if-
4739 CRT
9131 :nr .Jv~ ト・イ 'J ~-h-J.
9153 -1 ~1.EIA' イ i' 9 ・ 71・2
9576 ; 1¥' 7レb・fi9-h-i.
9173
8673V Jït・ ~-9 ・ ü9-1t・1
HP7475A; ，" D ・~9‘
古日
μVAX II; #1処理義置
RD53 1¥ードr4 ì.~
TK50 j-7'
RQX05 ，ロヲt"--r 4 J.~
VT220 CRT
LA100 ，" IJi'9-
PC-98 PC9801NS
Fig. 6.3.10 Sequence of PN-3 activation analysis system
-175-
JAERI-M 92-154
8l®#&&
CC1S19 Detector
7906SL 30
$93 5S1 599
593 r iiii' i'Jif V-tT/1 582 A/mn' -t 59S LFCt-'' j -» ACC/B MCA*'-K 1000 sas J3100 J-3100GXS101
J3100
PEN
SAMPO 80 HPGE ; S & S m
F ig . 6 . 3 . 1 1 Sequence of LFC measurement system
\ etc
w
10°
I0 T
• y y
y 10°
I0 T
\ y
y 10°
I0 T
-J
HR • . /
Ss /> xy //
/y /y y Ss //
jfi'
/Cm
to 6
10=
in*
-J
HR • . /
Ss /> xy //
/y /y y Ss // to 6
10=
in*
:
^^ y ^ ^ • ^ y
y > y JS > y s *
y y^ y fS^ y
/}' /y y
to 6
10=
in* 1 t 1 1 1 1 LI
y y
_ J _ 1 1 .J-U. I L ' 0.001 0.01 D.I 0.2 I ?
m=p*Fth*i P ( M W ) 10 20
Fig. 6.3.12 Dose rate of HR and PN irradiation tubes in JRR-3
-176-
JAI-:RI -M 92 -154
既設検出器
GC1819
Delector
7906SL I 593 ゲ Hヲド uH"¥r-t1n"30 582; A/Dl :tl\'-~
599 LFCt:'" %-t
ACC/B ; lfCM・ード
1000 電源
J3100 J-3100GXS101
SAMPO gO日PGI!処理灯ト
Fig. 6.3.11 Sequence of LFC mLasurement system
/
/
10・ノ
/
F{¥α
l ト言酬〆〆.'
EaS445量 10' ノ一/ー#一ノ一-
10・0.001 札01 0.1 0.2 10 20
原子炉出力 P (MW)
Fig. 6.3.12 Dose rate of HR and PN irradiation tubes in JRR-3
-176-
JAE
RI-M
92-154
態位 mm
mN寸
回二益 二旦炉心方向。
』〉何言
lζ
申
M
g占ロ:金箔〈傑)
ロ:金箔{裸、カドミカパー付き)
Eコ:アラニン線量計
， m~u音量制直置
。l
おl
lH叶叶
l
0:ラドコン線量計
Arrangement of Au foil and dosimeter in Lid tank
平面図
台車
Fig. 6.3，13
炉心方向。
JAK
KI
M
92 151
;..;...tS pR.-i-L.-i:.
~-
•, Q
)
-17
8-
』.」FRFh-
戸田喧一同
-ω-H
Results of garnma-ray dose rate measurement by Radcon Fig. 6.3.14
ー]叶∞l
- 3 U5
8HJJJE3 : sP«3«P7fll8B IP* ^ t U * : f*itl»
tr?C7X«ffi
Fig. 6.3.15 Results of gamma-ray dose rate measurement by Teletector
\
H.V. OUTEC 4 7 !
II, V. OITfiC <7«
IKPUT
on
IIV
SIG
7 Detector J" « 3 - « » l ( T I )
P r e M p , OKTEC 113
OUTPUT
/) Detector 8' • 0. I I I T l
0«T
INPUT
Aiol lder OIITIC (70
^ ISCVIT
Pre »ip ORTEC 113
INPUT OUTPUT
»«pli(ier ONTSC 170
UNIPOUH OUTPUT K INPUT
Tiling i,C,», OITtC SSI
DNIPOUH OUTPUT DC INPUT
T l l i l l l 5 , C , »,
onrec ssi POS OUT
CeinGi4ince Un OITK
POS III
cue
<IM I
OUTPUT
Ti««r ens' Ceeitrtr OITEC M l
INTERVAL
Duel T i i t r n i l Counter
ome ii« IN ft
P«f«en»l Ce«B«l«r U K PC-HOI
Fig. 6.3.16 Sequence of coincidence counting system
I 」hrmZ目凶
国
史
同
国
mVH
Gne
; INtUH~ 会厚型車哩号事国同
=哩士吉"1Dotl HI" '"' Co.nlt. 刊田 oane11.
測定自平成 3年7月18日
.9
原子炉出力:停止崎
単位:・5./11
(S u S) 6.5
【BI )
ピスマス11面
'7.5
lH吋由
l
'RM
・
-
-一"'
個
""0"・Ito・，UltrNlt rc'tlOI
Sequence of colncldenco countlng oystem
F1g. 6.3.16 Results of gamma-ray d06e rnte measurement by Teletector
Fig. 6.3.15
00 o I
Fig. 6.3.17 Shielding of 6-Y coincidence counting system
\
T * s m P «
£ n SI
1':
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I D p-n * ftSi * * (* i | l i J * * U S > * a - 7
n M y - f *
U I F
i
I?
Fig. 6.3.18 Schematic illustration of small type Si detector with p-n Junction
』hF阿国
向
田
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国
;号
g. 鳴き
p 1ft
F:l.g. 6.:3. 18
n 1ft
晶子 ν ヤ1.平辱体串 I~ .， ~
SChcmatic UluBtrllt10n 01:自malltype S1 dctcctor w1th pen junct10n
Z 酬キシーー，軸
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同鋤字国プル
ァ I~ i附
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ー，i
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、、上唾旦W~...!土_Þ!.U!色町
ー目白
01
Shielding of s-Y coincidence countlng system
Fig. 6.3.17
JAER1-M 92-ESI
»
"He I 2 - 2 M e » »
J W X-C H A N N E L
Fig. 6.3.19 Spectrum of real time monitor
1st > 9 — • 9 -4 "? OtTEC 994
Si-pn(Li-6) T D Y « I
t ? > K S OtTEC 4001A/4002DS ACI00Vtt«
OtTEC ST9 OITEC 5S0A
»»»»t»i»T»»4** SEC FC9S01KSE4B • UIO FC9IB
OtTEC G6I
•< > 1 / 3 - 9 Panasonic
W 6524A
Fig. 6.3.20 Sequence of real time monitor
181
JlAERI-M 9哩-1M
'u a~ ‘'I' ....VI
きr. !: f ~
t
k 醐 闘 E自陣 2間関 z田湖 ヨ回・ 2樋.
C H A陣 闘 E1.
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醐
醐
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F
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コロ口
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• 品
岨e
Spectruo of real tiae aonitor Fig・6.3.19
ピン竃aOITEC <<001A/4002DS ACIOO¥'佳.
、許
可
Sequence of real tfme monitor
-181-
Fig. 6.3.20
JAEK1-M S2-!5«
m.msmmm*n-
T-t
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y—*IEE
»-y-*aa ~" ""— »-y-*aa »-y-*aa
y - * « t « e y - * « t « e
MWE TX.9— - 3 — KifiJI
MWE TX.9— - 3 — KifiJI TX.9— - 3 — KifiJI
Fig. 6.3.21 Function of irradiation resul ts to ta l i z ing program
11 > * * a i W * o f i « a
Fig. 6.3.22 User's plan in future in JRR-2
-182
‘ -
R
.]:¥B-:ld司 :¥1 92-!M
データ入1:1
デ-~.!I
デ-~・jE
データ箇園陸
後量量・幽カ- .ーデー'也カ
覇置鑑定データ出力
デー'集蹄・.E デ-~隻鈴
集計鐘集印字
集針魅.771&出力
V:J<.!1-・~-I'IU!
V:J<.~ー・~-~.適温E
Fig. 6.3.21 Function of irradiation results totalizing program
(3 )位置位揺る
ι1I晶<1:
(1) ~憧由研究量戸事自制鳳也
-3事位。
託する
c.主》信..肉骨盤亨
巳 (2)と量
種する散
Fig. 6.3.22 User's plan in future in JRR-2
-182-
JAEKI - M 92 - IS)
6.4 J R R - 4 * « « « * « * » •
6.4. i a m
fr^mt. turn*. s?.?ipam&1£wts:mt. gmwm3Lmm£&it&ifmRmm®±&as
it:, mtzm?jj&&mm£i-bi»T f*ammmm&mm:?&tmizm-jrs&&8£m smth &u t*ft®&mk«?£.f8m:?jpsme>!£'k&mttirzm&mii frx%.ztit:t:#).
6.4.2 fi»«JEe«c#.5«fm«Wf <l> i/ <) * Y FBftCBII-SBtfSlffi '
B t^*«r f f - , fc« l * *= -F+©^ ; 5>«f lE* '^y -J ' i : t fc l fJU:J :«> . ft«l8«fi 3.8. *!-§!«»« l .9gUafgfl^yi l5-e*5 £©*£»£»*:<, **FflEtt. c © * » £ « : f f l L f c « £ ©*P-C>t5#14»l*f£. • f^ f l f tH»HSRAC3-K>'X-r i . * f f l l>TfT->fc 0 SfJUi. * T . 9f««20*-rfll«S*i5ft)Sfiip-6Coi»rfTofc«, -eoi/jr^BJiaHSKflE. ttMltfftt.
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ffl©*p*¥g>«SK©¥*J* t % U >¥ffJF6£fiS LTitWfcff -> t:a
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(D tta*fff& a j S S < P ^ T © ^ S ! i l * « * « 2 I 9 6 A k . k. 0Mfit£*$tt*-j8 W A k / k ^ D y K
x * - , ? ^ - y > l i S j 1.3?6Ak,'kt#ofc 0 C*UCJ;0. *^20*-C!ip<i>£lllJ£-C-£<5
® +&?$#?& WSBJp^7?©!H«tei(iS-ecD|*+i±^$HL"*-f ^spi^ari .TxlO^n • « * • sec ' .
**>*4 1 i± f L S©Sl»T^V^©»*l t t ( i 5 .8x io , 1 n • at"* • sec"' b*i->1:„ it:. B O C T I i . L '<>f^ 3 F^t t -Cl .9xlO"n - a " ' - s e c ' . T>W ^ o a ^ f c T J i 6 .6* lO , J n -cm-2 -sec'kt£-?t:e
« « t t # Y K£lSI&gi»(0-50?6Void)tt. tn*«JtP^Tft-0.56xl0- lAk/k/96Void. ¥*SM>-C'Si-0.48x lo'Ak. k/ 96VoidittO. ««KJ;Og : F*»IIA'K< « * .
* * t t f i * « » (0-100-C) It. fiJSSJp^-Cft-2.6xl0-4Ak/k/*C. ¥K^-C«fft
- 1 8 3 -
J:¥I-:Iil.. ~n !Y.! E S.~
6.4 JRR-4鎗事事選纏度優越計画
6.4. 1 概要
前年度に実施LI:こシリサイド建斜怠計計算及び原子炉建家の耐震性等の予・的検討を踏まえて.
炉心設計.立旭評価.原子炉建屋改定概念設乱医療!ttia・恒念設計及び捷路閉塞防止改良型
懲科要素の涜踊実験等を実指した。
また. 7月に原子力安全委員会において『水冷匁塑武蔵鷹究蹄原子炉施設に闘す.Q安全設計審
査指針』及び I水冷勿塑試験研究開原子炉施設の安全評価に関する審査指針』が策定されたため.
燃料蹟纏度低誠化に伴う炉心変更等の適合性について倹討した。
6.4.2 低漫縮度懲料に係る筏特性解街
IU シリサイドf医科に関する筏特製解街
昨年度に行った燈科ミート中のウラシ穫度をバラ 1ータとした計算により.内側盤終tIi3.8.
外側燃料仮1.9gU， al程度が適当であるとの結論を得た。本年度は.この燈斜を使闘した渇合
の炉心筏特性解析を，昨年度と両援にSRACコードシステムを用いて行『た。計算は.まず.
新機科20体で編成される初装荷炉心について行った。その主紅項目は遇制反応11.制御棒価値.
中性子東分布.出力分布.勤特性パラ t ータ及び各種反応度係数であるo~に.炉心慾焼計算
を行い.平衡炉心初期及び末期での上記筏特健値を求めた。反応度係数につドては計算の簡略
化のため.炉内各強斜要素か全て等し弘、燃焼度を持ち.かっ.その懲幾度カキ衡炉心初期と末
期の炉心平均強焼度の平均値と等しい平衡炉心を仮怨して計算を行q た。
① 遇制反応度
豊百懲料20体で構成される初装荷炉心の遍割反応度';U'，HI~ó <1k/kとな『た。この炉心から
5パッチ分散方式で炉心強幾計算を行い，初装荷燈科が全て交換された時怠で平衡炉心とし
た。平衡炉心初期 (BOC)での過鶏反応度li約 6.8%'~k/kで平衡炉心末期【 EOC) で
は約 4.6%.:lk， / kであ勺た。ただし. 1サイクルは.約50B聞の遠鏡運転とした。
②制御棒価値
初装荷炉心での金制御棒価値は21%<1k，/k.炉停止余衝は約 8%<1k/kワンロ 7 ド
スタックマージンは約1.396 .:lk/kとなった。これにより.事時懲将20体で炉心を情感できる
ことが分か-.1:こ。
③ 中性子束分布
初装荷炉心での照射筒位置での熱中佳子東はLパイプ平均値で1.1x10日 n• CII-:. 8ec-'.
最も熱中性子束の高ドTバイプの最大値は5.8:><10・3n"CII-!・sec-'と怠った。また.
BOCでは. Lパイプ平均値で1.9:><10日 n • CI ・ 2 ・ sec- I • Tパイプの最大値では
6.6xlO'3n • cm-2・8ec-1とな『た。
④反応度係数
減速材ボイド反応夜祭数(0 -50%Void)は.初装荷炉心で約一0.56)(10・!I1k/k/96Void.
平衡炉心で約一O.48x 10-2 I1k/k/ %Voidとなり.燃焼により若干絶対値が低くなる。
減速材温度係数 (0-100"e)は.初装荷炉心で約一2.6x 10" I1k/k/'C.平衡炉心で約
-183-
JAEH1 M 92-1&J
K » S B E « » (0~400'C) (i . U S f i ^ ^ - C f t - l . S x i o ' A k , k/XT. ¥ « ^ - 6 r-ft-1-5 MO 5 Ak/k'CtfcO. S i i : i 5 f f t t t l b h t t * ^ f c .
« ± © f t * C J: «J. * M U- f K«f*£r«BJ L f c » £ © J R R - 4 SM>©0E*$tfe©«£a<»H
« « l i * c f t © a i ? : » o c t * 4 * ^ * ! / ; , , (2) T R I G A - L E U « » « c B 8 ^ 5 S « i l l H f r
J R R - 4 ( S « « S « « © t > - 9 - o © f j | } t t L T % ^ ' i n 5 T R I G A - L E U S I f f (KT. T R I G A«f*) c o l -xmmm*r£fTI \ J R R - 4 ©«ff l t±£«2* L fc0
£#*©*+* t U : T R I G A « » « . ft 8 c « f t © T ^ i - ^ A S i / a ? 1 ) KC16*<2>& 1.295cm. ^ / 3 D - f 8 0 0 » H © U Z r H « f M H A ' « 4 ! > ^ « T l > 5 I 6 * ? 5 X ^ a ! 8 W - e *
mft&mmi.. / ' J t - < K « « t S f t i : S R A C 3 - K y X f A * f f l l > . « t 4 © - > 7 > £ l r •A<30*t »o,S:tf20wt °o© fc©Coi »Tff 1 fco IBIJf *£*©•!*££< TCiE^So
* H £ £ K c o l »Tli. SJ&J51FM>T-. ^7>^W*A«3O«t?60flS«!5'ftlO?«Ak/k. ^ ? >£*r*20»t%ffl»8*<fi4 ?6<ik, k£fc->/c„
* * 1 ± ^ $ l i . L ' ^ ^ S M m T . 30ttM8tf. 2lhrt?6«l»i:feCftl.6xl0"n • a * • sec"'tttofc, ,
«!«S#1i(cot >-Cli. B ? « * t m * f f l \ ^ ^ ^ a - S M A s i / ' ; * ^ K « f i © 2 e « ± T * S30wt»6TR I GA«M4(i. J& 0 Si U&&K fe i/ « ;** F**f©2~3ee f lE{ :4*5C i * ^
± l£©i; -pjr««f tJ | :©^$-r( i*5*<. KWMJfeA^TR I G A « « « « J R R - 4K-HJ-mm*imXih&z tfrWt>frkU->tz0 +-Cfc'>5>*^30»t96©«^. i if lStSlf . *fc*#
6.4. 3 ALftl&a
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2.3河 10-'~k， k. .Cとなり.やはり絵焼により絶対値力、言汗小さくな『た。
強科温度係数(0 -400.C】は.初装荷炉心で約一 1.5x 10-5 .:lk/ k/'C.平衡炉心
で約一1.5)< 1O-5ak/k.Cとなり.震焼による変化は見られなかった。
以上の計算により.サリサイド懲将を使周した場合のJRR-4炉心の篠符性の観要か明
らかとなった。特に.事百億科20体で炉心を構成しても.ワンロ 7 ドスタ 7クマージン.炉停
止余俗とともに十分あることが分かった。また，初装荷炉心.平衡炉心とともに各種反応度
係数は常に負の値を持つことが諺認された。
(2J TRIG 、-LEU燈科に関する銭特性解析
JRR-4低温縮度懲科のもう一つの候備として考えられるTRIGA-LEU懲科 E以下.
TRIGA懲斜}について筏特性解析を行い. JRR-4への適悶性を検討した。
検討の対象としたTRIGA信料Ci.約8ca角のアルミニウム痩シュラウドに16本の径
1. 295四.インコロイ 800彼覆のUZrH:t食料棒が収められている16本クラスタ塑患科であ
4 9。筏特性解街は.シリサイド懲科と同機にSRACコードシステムを踊い.燈斜のウラン含有
量か30冒10，。及び2伽 10oのものについて行った。解街結果のI!妻を以下に述べる。
過剰反応度については.初義荷炉心で.ウラン含有量カ'30'11%の慾科が約lOI'1).:lk/弘ウラ
ン含有量20冒1 00の懲科が約 4~óak/kとな司 fこ。
熱中性子束は. Lパイプ照射筒で.3OIr1%強料.2OIttS'o強料ともに約1.6X 10.) n • CII-z •
sec-.とな司fこ。
燃焼特性については.絡子強焼計算を行い.ウラン含有量がシリサイド懲将の2倍以上であ
る30wlooTR1 GA燃料は.取り出し懲幾度もシリサイド悠斜の2-3倍程度にな~ことが示
された。
上記のように概略計算の結果ではあ~が.銭的見飽からTRIGA懲将はJRR-4 に十分
適用可能であることか明らかとなった。中でもウラン量が初制%の場合.過剰反応度.燃焼特
性等のJ点で優位であることも判4 た。
6.4.3 立地評価
立地評価として重大事故及び仮想事散の再評偏を行った。
重大事故及び仮想事故としては.国内外の例から水冷却型の仮設懲料を用いる研究炉において
は.一般的に以下の事故が想定されている。
o 重大事故:炉心涜路閉塞事故〈懲料要素1体中の筏分裂生成物量がaru寄与〉2) 仮想事故重大事故における放出置を鍾える事故【炉心内の夜分裂生成物量が態出寄与)
事故時「安全性の信保のため.すなわち公衆@後爆を抑制させるため.今年度は燃料破恨の可
能性を低減させる涜路閉塞対策が絡された改良型燃料要素の考案と炉室気密度確保のための気密
室等の設置実について.検討を行司た。前者は.it路M:J隆司Irdtが発生してもt医科の許容限界を超
えないように.燃料板上部に冷却付を流すための孔を設けた燃料構造とするものである。一方，
後者については.気密室の閉じ込めによる仰制効果につわて検討を行った。
改良型燃料の検討結果については. 6.4.4章に述べるので.ここでは気密室等の検討結果につ
-184一
JAEKI- M 92- 1M
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- 185-
.J:¥Em -:¥1 92 -1M
いて述べる。検討では.現状の条件の他に気密室の設置に加え様々な安全設.を追加したケース
(ケース 1-ケース 3}及び気密室を設けないケース【ケース4)を考え.各キのケースについ
て気密室等の漏洩事をパラメータとして行司た。なお.ケース Iから3におわては.通常換気系
{給気ラインを含む}の気密性ち高め45緩i!t修{空気作動式バタフライ弁の設置等〉することを
前提に評価した。
①現扶のJRR-4原子炉雄設に対する解析
本解街ケースを f現状ケース』と弥す。この場合の放出経路は盤終→炉心タンク→原子炉建
家→傍気筒→大気である。緯気筒の耐震上の信頼性が低いことから.歳出高は勉上とした。
② ケース l
現状のJRR-4原子炉施設では次冷却水中に放出された按分裂生成物は 1次冷却系統
を循環せず，直接原子炉皇室家内に敏幽される。このため.政出の遅れ時間は祭い。また，放出
以前に事故の倹知.原子炉のスクラム.通常後気系の停止及び気密室の隔偉は行えなt、本ケ
ースは.比駁的早期に事政を検知し，原子炉をスクラムするとともに.通常使気系を停止し.
かつ気密室を隔躍する一連の安全動作を行うため.安全保護系審査としての放射線4貧血器を原子
炉タンク直上に追加するものとして懇定したものでるる。
③ ケース 2
本ケースは.炉心上認の冷却材捷量を増加することで.冷却針へtl幽された犠分裂生成物を
冷却系統へ吸引する場合を忽定したものである。すなわち.水中にfI幽された按分裂生成物が
1次冷却系統を一巡して敏幽されるまでの聞に一連の安全動作を行い.気密室の気密度を歓幽
以前に擁立しておくものである。この場合.燃料磁鍋検凶器 (FFD)を安全保護系銃とする
とともに冷却水のー循時間よりも早い時間で絵科破債を検知できるように家更する。
④ ケース 3
本ケースは.原子炉建家を傭修し.閉じ込めを行う篇設を気密室だけでなく.原子炉建家に
も期待するものである。この湯合.ケース Iで窓定した対策を取り入れるものとするが，建家
の気密接保により気密室の仕様を軽減することが可能となるa なお，ケース2で仮定した対策
を採り入れた場合についても参考として評価した。
⑤ ケース 4
本ケースは.気密室は設けず原子炉建家を可能な限り補修し.かっ工学的安全設備としてよ
う素除去フィルタ(銀ゼオライト餐}を備えた非常用排気設備並びにケース Iで述べた安全保
護系統を追加した場合を怨定したものである。この趣旨は.気密室の追加設置の必要性を磁認
することにある。
以上の各ケースについての解街結果はTable6.4. 1に示されるとおり.外書官全身鍍爆につい
ては.現状ケースを除きとのケースでもめやす線量を十分に漏足している。成人用甲状腺被.
については.ケース Iでは 30o/'dまでが.ケース 2では 5%/dまでが.ケース 3では
1096 . dまでかめやす線量を満足しているe
以上の結果から，改良型燃料要素を用いない場合には. JRR-4に適閉する鍍曝低滋設備
としては.ケース 1-2が適当であることが将司た。したがって，燃料破償検出器.安全保護
回路.気密室及び隔蜂弁を設け.その酒量洩率については 396/dから 4%/d程度に設定すれ
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-185-
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cft£liS8»::-aEl&©#±8B*ffl£&-tirfcW£li. 01Oi»©J»£-et>. Fig. 6.4.4icjjrf
- 1 8 6 -
J:¥EIiI :¥1 92 -I討
If.めやす線量漏足する。また.スカイシTインの支配筏種 1-131. 1-133. Cs-
1 34及びXe-135を低減させるため，コールド・トラ 7プ等の設備を追加すること.並
びに気密室を設置する場合は.直篠7線に対しては気密室壁だけの遮蔽効果では足りず.原子
炉建家壁の進厳効果も併せて考慮する必要かあり.このため.原子炉建家の耐震鋪強は必要不
可欠であることち明らかになった。
6.4.4 涜路閉塞防止改良型燃科要素の涜勘案験
(¥)実験の概要
経状燃料の破僚の要因のーっとしては異物による冷却水流絡の閉塞が挙げられる。試算によ
ればJRR-4の運転条件では，定信旋畳の10%以上が健保されれば. DNBR ~ 1.5となり.
磁調を防止できると考えられている。 涜量健保のために考えられたのが.Fig. 6.4. Iに示す
ような機造の改良型燃料要素である。
改良の基本は.現在の燃料要素では外側懲科板が吊り手近〈まで長〈伸びており要素の側面
から冷却水か涜入しない情造になっているのに対しそれを内側燈料理Eと同じ長さにし側面か
らも流入する構造にするものである。さらに.改良 I裂の場合は.~怠料複上ftßの~併を含まな
L 、部分に流路断面積と同程度かそれ以上の面積を有する直径10数回の穴 t以下 Iクロスフロー
孔1と祢す。}を数鋼所開け，燃料上海銀を障害物が塞いでもクロスフロー孔から仮悶への冷
却材の流入を確保するものである。また，改良E型場合は.燈将仮上培部中央郵に仕切複を設
l:t.障害物による閉塞時の冷却iJt路を 2以上諸保するものである。(仕切飯の両側を塞ぐ
ような大きな障害物は要素の吊り手部で引っかか勺てしまう}。改良E塑は. 1型及びE塑の
実験を経て考慮されたもので，惣将仮の長さとクロスフロー孔を2段階にしミきらに側仮にス
リットを設けたものである。
これら改良型燃料要素については. J RR -4実験準備室に設けられている涜動実験装置に
模鍵燃料要素を設置し各種の閉塞条件を模擬して燃料仮出口部の流速分布を3引J‘ヨーメー
タ tト弓パース装置付き}で測定し改良の効果を調べた。
(2) 実験結果
①改良I型燃料要素
改良 I塑については. クロスフロー孔の直径が10...J30の『円孔J.並びに長径羽田及
び短径13mmの Iなが孔Jについて行った。代表例として fなか孔』を聞けた懲料要素の全捷
路上縞部を完全に塞いだ場合の各捷路流速分布をfjg. 6. 4.2に示す。 この結果から判るよ
うに.各流路の流速分布は燃料要素の中心涜絡をピークにして外側波路へ放物線状に急滋に
下がっており.流路 1では.平均涜速の2096-3096しか流れなb、。実験前は舛側淀践の方が
内側流路に比べて抵抗が少なしより多く涜れると考えられていたが結果はま司fこく逆であ
「た。 これは.燃料要素全体を一つの波路と考えた場合.Fig. 6.4.3に示すように流入口
において流れの急激な収績が起こり，外側涜路への流れ込みが阻害されるためと考えられる。
これとは別に一流路のみ上部を閉塞させた場合は. φ100の場合でも.Fig. 6.4.4に示す
ように平均施速に対して70~6の涜速を確保することができる。
-186-
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- 187-
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② 改良E塑燃料要素
改良E墾の全涜路上場認の I/ 2 l仕切仮の片側}のみが完全に閉塞された場合.
Fig. 6.4. 5に示すように極量と圧力慣失の測定結果から懲斜要素内全通過涜量は閉塞物が
ない場合に比べ80011か確保されることが判勺た。また懲科要素内のa達分布は.閉塞物に
よって余り乱されることはなし閉塞物の真下による部分で閉塞がないときに比べ10%程度
減少するものの安警としては小さL、③改良E塑燃料要素について
改良E塑の全波路上場都完全閉塞の実験結果をFig.6.4.6に示す。 各涜絡の法違分布に
若干のバラツキはあるカ九燃科仮のクロスフロー孔の径を調整することによ勺て.均一にす
ることは øl能である。涜量的には正常懸料の80~1)以上信保することができる。
(31 結論
炉心流路閉塞事故防止対策として.基本的に僑面から波路を磁保する繊造の改良I型から彊
型燃料要素について.閉塞時のiIi量減少特性を種骨検討した。改良の結果.今後詳細な倹討が
必要ではあるか.基本的には閉塞時の流量信保の見通しが得られた。今後の検討の主要な点は.
定常運転条件における仮聞の掩量分布の均一性についてである。これまでの改良型のうち.日生
良E型燃料が現状のJRR-4の注動条件及び運転制限を変更することなく造問が可範である
ことが明らかにな『た。流銘閉塞に対する評価については，閉塞条件をどのように考えるかに
よって大きく影響を受けるものであり，閉塞物の踊から主検討が必要となろう。今後積良懲終
についての仮悶涜速分布の特性.各種閉塞条件での涜量信銀特性を忽定事象との関連と合わせ
て検討してL‘く計画である。
6.4.5 原子炉建家改造観念設計
原子炉建家の改造については，屋損更訴及び耐震雪色梁.往の備強を行うための観念設計を実
地した。耐震設計として先行炉 <NUCEF. JRR-3M)の設計悶絶震動及び地盤データを
用い.静的Bヲヲス.動的S.時の機能維持を確認した。
()) 原子炉建家の耐震解依
JRR-4原子炉建家は，昭和36年に研究悶原子炉施設の建家として設計.施工されている。
今回の検討では.現在の耐震設計法に基づいて各部の健全性について検討を行司た。その
結果.既存建家の一部に強度の不足かあることが判り.これに対する舗強案を検討し解衡を
行った。
検討した補強案は.原子炉建家の 1陪と2階の外壁に増設墜を設け.彫込アンカーで既存は
り等と築会することにより建家の強度と阿佐を信保すること及び既存屋侵の鉄骨を繊去し新設
のトラスに衝け換えることの2つの改善により建屋の健全性を信保するものである。
補強司震を評価した結果.下記に示すように現状のBヲラスとしての耐震規定を漏足させること
ができることが確認された。
① 各部付は. B 7ラスの静的JI!!震力に対して許容応力度の範聞にある。
② 建家の保有水平耐力は.必要保有水平耐力に対して安全余裕が1.5倍以上となり. B ~
ラスの安全余裕1.3を飼えている。
-187-
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JAEKI M 92-151
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- 188-
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，~: 建家の俊能維持倹討におけるS1勉震動に対しでは.最大応答せん断力の安全余俗震が
2.3倍以上となり.必要な安全余俗度の1.5を超えている。
④ 機能維持検討のS1抱震動に対する最大せん断歪度は建家の耐震壁の終局せん断歪度の
16.6倍以上あり.必要な安全余裕度の2.0を讃足している@
(21 原子炉建家コンクリートの健全性調査
原子炉建屋の聖堂鏑強等の改修に際しては.建家コンクリートの健全性を信認しておく必要が
ある。
これまでの健全性調査として.原子炉建家の綾工後路年経過した時点でコンクリート及び量生
筋の状況につt、Jの調査が行われた。この時の調査結果では.コンクリート強度は十分憶保さ
れており.コンクリートの中性化深さも平均 9.4・で縫定式で求めた値より小さい値であ『た。
また.鉄筋の腐食は南側外壁のかぶり厚さか議い部分の鉄筋に績が発生していた程度であった。
この調封、ら 9年経過した昭和6咋には，外壁全面を樹脂モルタルにより鍍橿するi!fl修工事
か行われている。この改修により.コンクリートは外部からの炭厳ガス.塩分おとの劣化悶子
の影響か遮断きれ.中性化の進行.鉄筋の腐食等が抑制されており.現在.コンクリートは健
全な状態で維持されていると考えられる。このような現状を路まえ.改造に当司て健全伎の調
査計画を倹討し実地調査を次年度に実Sをする。
6..1. 6 医療照射設備観念設計
医療照射設備はリドタンク実験設備を改透して設置するものとし，照射位置における性能は，
熱中性子東 1;< 109 n (cnf. s)以上 7線量当量率 1Svノh以下 H、ずれも3.5M¥V運転時】
を目途に.炉心から中性子を照射室に導く中性子ビーム孔の観念舗道援針及び照射室の慣念設計
等を行司た。
中佳子ビーム孔については.多数の 1次元仮状【Z>モデJLを設定し照射位置における中性子
東強度. 7線東強度等を比較.検討した。 Table6.4.2に計算モデルの儀要及び倹討結果等を.
また.Table 6. -1. 31こ各モデルの照射位置における中佳子東強度. 7線東強度等を示す。中佳子
ビーム孔の観念をFig. 6.4.7に示す。
照射室の観念設計については.以下の条件のもとに検討を行勺た。
①照射室はサーマルコラムを改透して設け.ここへのアヲセスはローディングドックから
行う。
② 治療.患者の動線.敏射線管理に適した配置とする。
⑧ 医療照射に十分な広さを確保する。
④照射室から医療照射時に必要なケーブル及び配管等が取り箇せ.g備造とする。
⑤照射室外の放射線レベJ~を.人の立ち入りが可能な値以下とする。
⑥照射室内の換気や証明を考慮.する。
⑦ 改造工事範囲が適切なものである。
検討の結果.詳細についてはさらに検討する必要がめるが.医療照射設備として必要な設備・
機器等は以下のものが考えられる。
-188-
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111 患者受入れ設備
患者受入れ設備は.救急車の到着.医療器併の鍛邸入ができ，ストレチTー及び付添い10名
程度の移動か可能なスペースか必要である。現伏のローディングドァクは十分なスペースを有
している。
(21 般射線管理設備
通常の放射線管理設備とは別に.患者、医師.看護鋪等の償射銀管理設備か必要であり.
Wーヂィシグドブク近傍に政管室を設け.必要最少隈の，!t4f線測定鎗器等を準備する。
131 患者移送設備
患者移送は.同一陪は歩行又はストレッチTーにより.上下除移動はエレベータをflJ悶する。
同一階ではストレッチTーの移動.患者に付脅する設備の移動に支障がないよう段差が集い構
造とする。このため.少なくともリドタシク上認の堰 t高さ約 5ω田}の厳去が必要である。
また.上下移動用にはリドタンク内舗にエレベータを設置する。エレベータは.ストレ?
チャー.麻圏平装置.患者監観.a持設備及び医備等の同乗か可能な大きさとする必襲かある。
t心筋療室設備
8事療室tま.開頭手術等医療照射前後の手衡を行う部屋で.約25nl程度のスペースと約10-15
dの機器室か必要である。設置設備は.準備時間等の短縮を考えれば1&実しているほうが好ま
しL、が.治療頻度との量産ね合いから常設設儀として次のものを必要とする。
①照 明 :照明は普通蛍光灯として.照度は10llOLx程度を憶保する。手術開照
②電源
⑧空調
④手段い
明設備は.持ち込みによるものとする。
:医療岡俊材の電源は.外都電源喪失時にも手衡の続行か可能なように
JRR-4非常用電源系統に僚経する。
:ローカルバプケージクー号ーを設..し..療室内の温度調墜を行う。
:供給水は所内問水とし僻水は管理区域床ドレン系にて処理する。
⑤ ガスボンベ置場:手術悶験素ガス.笑気ガス等のガスボンベ置鳴を設置する。
(5) 照射室設備
照射室には.照明.電源.空調.監視周テレビカ 1ラ.患者の維持のため外郡と取り合う設
備とのインターフェイスの貫通部を設置する。照射室には進へいを設け.燭固に待儀する医師
等の滞在時間に制限か無いようにする。また，照射室は非常時及び金総計灘への対応も考慮し
た設計とし.医師の待機かかのうなスペースを護保する。
照射室及び峰療室の概要をFig.6.4.8に示す。
-189-
Table 6.4.1 Evaluation of exposure dose at hypothetical accident
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Tublc 6.4.2
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若手'ルLから州中段予揖麗fflLiFol-取り除いた体系.
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EデJ"Nか晶倫中盤子鴎費用 1.1 F号取り除いた体系.
-・...~'，"U..・・・・・"
o
JAEKD-M 92-151
Table 6 . 4 . 3 Sunmary o f one dimensional a n a l y s i s
i * A 4 = n A B C D E F G
1C « • * * » afe«*-» 2.63X10" 163x10* 227x10* IX92xlO> L99X10" &J3XI0* 43SX10*
2G (BUHtS?) •faa>-s 3.4SX10> 3.4txl0> 2-99X10" 4.7SXI0" 6.11x10" 8.74X10" 3-5SXIO-
30 (Bntttw •* •>-* . 1:20X10" 12OX10* 180x10* 234x10" 1.13x10" s.74x:o* 1-ttxlO-
*G («M>tt« •*•><« 427X10" 4jDSXlO" 422X10" 7 .CX10" 1.8SX10" 2J3X10* 5-67xt0>
GAMMA T/™ 1 - * 609x10* 5.70x10* 5.65X10* 1.48x10* 6 2 1 x 1 0 " 2.10X10* 620x10*
NcuumDote S»A 1.13x10- 1.13X10* 1.17X10" 1.14X10 5-6SXI0* 1.61 X1CH 7.SSXlD->
Gamma D M C (T f i i f iSS) S T * 1J9XMP U 9 x t * P 1-57x10: 4.07x10" 1.72 x 10* i«7xlO-> 1.82x10-"
x * y H = B H 1 J K L M N O
ic owm?) «fa»'-j 1X6X10* 8.06X10> 7.76X10* 7.42X10* 3.07X10* 320x10* 6.70X10* 7.00X10"
20 { » « • > » ) •Aa'-s 1.12X10" 5.84X10* 529x10* 4.80x10* 120x10* 122x10* 7.8txt0* 8.60x10*
30 ( j y t + i i « •A"*-s 1.26X10" 906x10" U 1 X I 0 " 6JKXIQ" 1.46X10" ZOSxlO" 9.44X10" 121X10"*
40 ( f t f t t * ) «ft»'-* 7.48x10" 7.11X10" 6.74X10" 9.71X10* 142X10* 1.89X10" 1.41x10" 9.10x10"
GAMMA T*"'-s 1.46X10* 1.42X10* 126X10* 5-50x10* 2.14X10* 4.12X10* 6.55x10* 1.61X10*
Nairn* Dote (tttfMSlU) SrA 6.48x10* 5.08x10* 4.79x10* 229x10* 5-54x10= 122X10* 3.S3X10* 6.98x10*
Gamma Dose Sv/h 4.14X10' 4.07X10 1 3.82X10" 1.75X10" 6.SSXI0* 127X10" 104X10" 4.82x10'
1C : U.0»eV~a2UeV. 2G : 82UeY~3.3HeV. 3C : 3.3SKeF~0.53eT. K : O.S3df~
- 1 9 4 -
JA&m:D -，.1 s2 -154
Table 6.4.3 Su園田ryof one diaensional analysis
エネルギn 元更で A B c D E F G
lG (高速申量子〉 ......s 2.63xll1' 2.63xll1' 2..27xll1' I.9!xll1' Ul9xl0" I.53xll11"‘.305xlO'
2G(副書置+量子3 oIi:a>'S 3.41xlO' 3.4IxIO' :!39xIO' 4."Io5Xl11'・6.IIX10" 1.74X 1目~ 3.51X10"
3G (1&榊佳子》 剛bI"S L20)(11I' L20XIII' :!.IOX111' :!.3・xll1" l.l3)( 10岨 05.74)(:0' UI)(IO"
01(;(銭中盤子〉 叫 が.s 4.27XIII" 4.0・X111" 4.:!:!Xl11" 7.eXl11'・ LIIXl()l1 :u3xlO' s.67XIQl
GAMMA 7W'S 6.09Xl11' 05."1由xll1' o5.65xI伊 1.4IX111' 6.21x 10圃2.10X10' 6.3OXI0・
明肱首脳 $wA Ll3xlO" 1.13XIO" 1.17XIO' 1.14xl0 5.65xll1' 1.61)(1~‘ T且1)(10->
常置鑑晶釦 S吋h I.59XIIF l.59x~担l.S7XIIF 4.117xlO' 1.7.!xlQl 5.87x10-> l-CX1Qo'
エネルギ扇 注ぞ 日 』 K L M N 。10 (高速中陰子〉 回国[1-5 1l施Xll1' I.06XIO' 7.76)(10' 7.42)(1伊 3.07)(10) l..w)(IO> 6.:τ0)(11)' "1，∞)(10'
2G {I問責I'TIt子〉 "'"・[l_S 1.12xl0・ 05.&‘Xl伊o5.29xlOt .... Ox~伊 1.20)(1伊1.32xl伊 7.&lxl伊 aωxlO'
3G(色丹中盤子〉 M回"'S l.26x 111" 9.116x 10・1I.51X10・邑IIISXItI'・ UIiXl11'" 2.l!SxlD・ 9.44誕 10・1.11X 10"
40 (豊島中佳子》 制国;l.S 7.411xI0・ 7.11xlll'" ι.74xI0"9.71)(111' 2.42XIII' 1.I9x10.・ Ulxlll'・ 9.IOxI0.'・
GAMMA r/C・2・5 1.<16)(10' l.42)(11I' 1.26xl11' 5.50)(111' 2.14)(1111" 4.12)(1111" Ii.5SxlO' 1.61XI伊
NtE'由注。予.aDg・u量埠量〉 SY/III 6.4lxl伊 o5l槍xll)> 4:官9xlIP :!..29xllP S.54xllF I.:!2XIIP 3.sJxlQ1 ι9Sxl自由
GEa阻7m鎗a当D量e民範量} $yJ!l 4.14)(111'・m川 0・ 3.&2xI0・1.705Xl日6.9lSxl伊 1.27)(lO' 2.倒x10' 4.l2x 10・
IG : 14.0IeY-8ZlIeY. 2G: 1211eY-且35le¥'. 3G: 3. 35lei-Q. 53eY. 4G: O.53ei-
-194-
JAERI M 92 l i l
Type I Type II T»pe Q
Fig. b.4.1 JRR-4 Remodeling Fuel Element
«E» 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14
TTTTTiTinTm Z o A l O I I I I I I I I I I I I I C I
i i i i i i t i i i i i i i l STC—* I I I I I I I I I I I I I * *
i l i i i l l i l i l i l i i Fig. 6.4.2 Flow Distribution of Type I Fuel Element with
All Channel Blockade
195
Type I
m/s 2.5
2
1.5
1
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Fig. &.4.1
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X13111111111111111 -長穴→-
111111111111111
b~t m
Fig. 6.4.2 Flow Distribution of Type 1 Fuel Element with Al1 Channel Blockade
-195-
，
JAEKI-M 92 -151
m / s 2 . 5
F i g . 6 . 4 . 3 Flow P a t t e r n a t the Entrance
1 . 5 t
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1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14
"'l 1 1*1 3 I H I B 1 ! B U
i i n i i i i i i i i i i Fig. 6.4.4 Flow Distribution of Type I Fuel Element with
One Channel Blockade
1
-196-
92-1M J:¥F.IiI-~1
Flo百 Patternat the Entrance Fig. 6.4.3
m/s 2.5
2
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1
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Flow Distribution of Type 1 Fuel Element with One Channel Blockade
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m/s 2.5
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m/s 2.5
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F10w D1str1but1on of Type m Fuel Element w1th All Channel Blockade
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~O 30 20
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Fig. 6.4.5
JAERI-M 92-154
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Fig. 6.4.7 Schematic i l lu s t ra t ion of ne'itron beam hole for BNCT in JRR-4
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Fig・6.4.7 Scbematic illustration of ne'ltron beam hole for BNCT in JRR-4
-198-
JAEKI-M 92-154
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Fig. 6.A.8 Irradiation room and operation room for BNCT in JRR-4
199-
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Fig. 6.4.8 Irradiation room and operation room for BNCT in JRR・4
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i NSTi3f*r©3MwgrrR i GAa^icas^nri^NRGSSiffllfeaiiR^-eoiM *K«m#• mmatzmnmi &&FJRS¥12J]zBfr&i2j!29B t r a n s i t L&. PI SKcDWtx^«a-r5fcJ6(c(|»e*;fc<T5S*aD«s«pai !-*M«RCF* K = ^ A R S C J :
7.1. 3 -<> K*i/Tlg^7Jfr^©«ai -f > K^i'Tli^Tjfr (BATAN) ttflF3EH3£IW«3 ( M P R - 3 0) cammStimtb
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- 2 0 1 -
J:\E附 ~I 92-154
1 国際協力
7. 1 科学妓術庁原子力交諸制度
7.1. 1 受入れ研修生の指導
研究炉技術開発室{炉筏開室〉開発研究グループにマレーシ7原子力庁 (UTN)から研究員
l 名を平成 3年 9 月 11 日から 5 ヶ月受け入れた。中性子ラフオグラフィー (NRG) を非自r~検
査に適用するための筏術開発を目的として.伺グJ~ープの指導q: とにJRR-3Mの熱中性子
ラジオグラフィー装置(TNRF-I. 2)を聞いて特性測定セuった。鰻影法はTNRF-I
に対してはm接法を. TNRF-2に対しては直後法及びテレビ法を適用した。コリメータ比は
TNRF-2についてのみ測定した。また，続正JJH思将ピン CCFP)の寸法測定をフ.， JLム法
により実臆し.精度を比較した。
7. j. 2 バングヲデシュ原子力研究所への派遣
m バーソナルコンビュータ利用への技術指導
パーゾナルコンビュータ (PC>を利用したデータ収集システムについて必要な助言を与え
るため.パングラデシュ原子力研究所 (BAERE)筏科学徒術研究所 (1NST)へ専門家
l名を平成3年10月28日からII月27日まで31日間派遣した。 INSTでは必闘なデータをPC
に取込み.研究炉運転・監視並びに自動記録を行うことを計画しており.ハードウェア及び
ソフトウェアの設計鍵作を実施することにしている。既にハードウェアの設計を終了し.一部
製作中であったがー仕様を検討した結果，そのハードウェアでは INSTが意図しているゾフ
トウェアが実現不可能であ~ことが判明したので，計画変更を提案し.新計画に沿ってソフト
ウェア製作及び関連の技術指導を行った。
121 NRG装置への技術指導
INST所有の3MW級TRIGA型炉に設置されているNRG装置の特性訟験及びその関
連伎術指導・助言のため専門家 1名を平成3年12月28から12月四日まで4週間派遣した。同
装置の特性を確認するために撮影位置におけo垂直面熱中性子束測定及びカドミウム円盤によ
るテストパターン織影を実施し.良好な結果を得た。阿装置の進厳は耐震面で不安があり，ま
た上面に遥厳か無いので改善すべく勧告・助言した。さらに.コリメータの能力向上のため具
体的な改善策を助言すると共に被写体及び撮影評偏閉機器の取扱について設膏・指導を行った。
7.1.3 インドネシア原子力庁への派遣
インドネシア原子力庁 (BATAN)は研究用多目的炉 (MPR-30)の就役試験を継続し
ており，本年度は第 6炉心を構成し.最大出力30MWの試験運転を計画している。このため.第
6炉心の特性試験を支援し，それに伴う炉運転に安全上の助言・指導を行うため専門家 1名を多
-201-
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7.2. I ANSBHEta* AN SltS(Advanced Neutron Source Project) (1. «ff©BF5£*p£tt-5JH::±@i-5
10 ,6n cnf-sec 0*i±?M£fi?Zm&'\'n*mtt1pOmWc£B&UitmTir>i). * i x */!.*-'#©©*!©*>£:. ^-?>J-/-^HiBf%0f (ORNL) ££fcfcl/Cii»£*l-a<.5o 1988#gMt*fKK(i«**#M>****!JI£*l. «Kl<<o^©«EiE**)»lX^ft5ttt>fC. » * tzR&Dfimmztixtsi). imKm&itszm^itm&mwnmztm&tzm^xiiZK, 93
•fcc-ftiSiptf liJUES ft 5 £ £ fcKgfSrC-fU '*^r*p-C^±(6l#trfft^I-r5grlf £ fc ->t l 1
*£t t t t+tct±. #<©3MtfL*<S«$*i5o IgWT'li. fr^BCfctf Sit5ttiB&S8F£^©G856W£©-*fcLTANS^BtfflW5£f»*
* £ * - * - * c & i L . ¥183*8 f lCI*. ORNL&®HTSr%tt2>CN-r«&S*£ftf£Lfc. WfEI&Ali. S : i f -SR©* j :K^ - r5Ct tL . A N S f r B © x y y ' a - A ^ g L f . 3iB. 1993#B£frfcSA<»7-r5¥lS5fpflE*T'ff-3 *>©£ LTi»5. Bf%tft*©a*««l*5^li. » * # . »IB#ffl«S«Jti:J:*flWI3afc-C*0. ¥ f i !U * 1 flfrS 1 ^no>T£T. * * # # ff©«r3E#] « * « t £ * i . * *AA-^ * *S t f ) l | f t ( r a i ¥LT i»So
7.2.2 BATAN-JAER I f a ^ S O * *
IM8«S©#»j::fctt5-r > K*^T) l^^ / r tB*)g^*ef%0?i©l l l0K»A«O*a!>J CBATAN-JAER I ffiAJROftab) r»RME?^«&Cfft f l5©S«ci5i:r-5ia;&j (»R#]H) ffii^WlglpSB©*^ > * - ' * - r - -C*S- f> Y*i/rm*jj\T (BATAN) £
Btt*p-t>3'- (PRSG) t©BlT'4^B*iB«.fco StfjSftffl iUtt, SJHItflKte^BftS5
-202-
. 一←司・・z
./AEI/:I :¥1 92 .. 15.1
目的炉センタ-tPRSG)へ平成3年6Jl1W日から9月14日まで11週m派遣した。インパイJ!.
I~ ープ設置工事等の年間スケジュー JL による制約のため. SOMWへの出カ上昇そのものは平成4
年官頭に延期されたが.低出力炉運転における特性測定は完了した。期間中仁以下の泊カ活鋤を
おこな-，1;ニ。
1)) 臨界試験.燃料装街.それらに伴う磁界予測，余剥反応度及び停止余絡の信認
(2) 制御俸較正及び結果の評価
131 炉心内燃料要素i告知材流量測定結果の評偏
141 中性子東測定結果の検討・評価
151 燃料反応度測定結果の検討・評価
161 出力上昇試験実施に係る安全上の勧告
171 日本における研究炉炉心内熱水力的安全設計規準(部分〉の紹介
181 インパイ ILlLープ設置作業に係る安全評価
1乙 ANS研究協力
ANS計画(Advanced N eut ron S ource P rojec t)は.現存の研究炉をはるかに上回る
IO"n cni. secの中性子東を有する超高中性子束研究炉の建設を目指した計画であり.米国エ
ネルギー省の管絡のもと.オークリッジ国立研究所(ORNL>を主体として進められている。
1988米国会計年度には貴重終炉心案が構築され.以降いくつかの修正が加えられるとともに.様唱
なR&Dが実施されており. 1991米国会計年度からは観念設計か実施され現在に到4 ている。 93
会計年度までは設計のみに限定したプロジェクトJとして計画が進められることとな『てお
り.その後建設段階に移行する予定である。
ANSの炉心は.超高中性子束を実現するために出カ密度が極めて大きしこれを冷却するた
めに一次冷却材は加圧されるとともに非常に早い涜速で炉心を上向きに冷却する投訴となってい
る。炉心は大きな冷却管内に設置されており，全体が重水反射体タンクに関まれている。この重
水反射体中には.多くの実験孔か設置される。
原研では.わか国における高性能新型研究炉の開発研究の一環としてANS詩画との研究協力
を実施することとし平成3年8月には. ORNLとの聞で研究陥力に関する趣意書を績給した。
研究協力は.設計段階のみに限定することとし ANS計画のスケジュールを考慮して.当面.
1993米国会計年度が終了する平成5年度まで行うものとしている。研究協力の具体的な内容は.
研究者.銭術者の栂互派遣による情報交換であり.平成4年 lFJから 1年間の予定で.熱水力分
野の研究者 1:名が派遣され.主主水力JLーブ実験及び解街に従事している。
7.乙2 BATAN-JAERI 協力取り決め
「研究炉の利朗と安全性.ラジオアイソトープの生産と利用，放射線防護及び放射性廃
棄物管理の分野におけるインドネシア原子力庁と日本原子力研究所との聞の樋カ取り決めj
tBATAN-JAER I 協力取り決め) r附属書E原子炉物理及び技術の分野における箇力』
(附属書m)活動は研究炉部のカウンターパートであるインドネシア原子力庁 (BATAN)多
目的炉センタ-tPRSG)との聞で4年目を迎えた。働力活動の主舗は，短期的には多目的炉
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ire--202-
•l.XEHt M 92 15.1
( M P R - 3 0) <Di!i}jhmsm4::£±miZ&if£JitZZtX&i). SJB85Cti*0>«©*]ffliI &£-£%.iz%mx& % x -7 ta* • »srr« c txhz>a
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Table 7.2. 1 KilVfo 30Mwc©^«-«ffliife€-** .5fc»*c«. s*»iais©&g. aa»«»«*ftc;@*
a»s«©*&. smeawsajgwa*. «ia ffliSfin^cfc«piHE • «IF • «fflsa©»
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- 2 0 3 -
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，
15，1
(f¥l P R -3 0 )の出力上昇試肢を安全豪に遂行させることであり.長耳目的にはその後のflJ周運
転を安定に実絡できるようfi力・指導することである。
， Il f¥l P R -3 0の状況
MPR-30はドイツ連邦共和国 INTERATOM社により設計・製作され.昭和白年s月20日に臨界に逮して以来段階的に出力上昇試験を実指してきた。出力上昇方式は IAEAの
指導によるもので. ~医科要素 1 本当少の最大許容出力負荷を一定とし.量産荷懲斜要素数に比例
Lt:こ最大出力を各炉心毎に決定するものである。一方.余剥反応度とf企念総の制限から.次
の炉心へ移行すべく懲科要素を追加するためには.各炉心とも適当な燈焼度を速成していなけ
ればならず.このため必然的に出力上昇試験は長期に及んでいる。
初臨界後の昭和62年後半に中性子ビーム管にカルマン踊によるとされる振動により亀裂が生
じ.その補修・補強のため長期にわた勺て説最中断のやむなきに至った。また.平成2lfl月
第 4 炉心機成のための憶料要素装荷時に余剥反応、IIか制限値を超え~可能伎が明白となqたた
め.当部派遣の専門家の勧告により燈科装荷を一時中止し.t表的な再評価を実施した。安全性
は確認され，規制当局の認可は得られたが.同年2月倹凶器保護管の溶接s亀裂からの浸水に
よる起動系統の機能度失のため.再度試験中断に歪4た。その後，平成3~1 月から第 5炉心
により25.4MWへの出力上昇が試みられたが.炉心プール表面の温水層僚能不全のため.炉室
内敏射線レべJLか容認し費量<.派遣専門家の勧告により当面毘 lMWを厳大出力とせざるを得
なか司たが.同年3月上旬から第6炉心を偶成し.低出力運転での特性試喰実施し 9月下旬
に一時的に25.4MWに逮した。インパイ J!， J!， ープ設置工事後，平成4年2丹下旬から第B炉心
の出力上昇試験を再開し. 3見23日30MWの定格出力を達成した。 30MWでの試厳運転はS昼
夜連続で実施されたが.計装懲事事要素の故障により懲科の豊島的安全余絡を信認できなか『たこ
と及び炉プ-J!，近傍の空間線量率上昇のため.派遣専門家の勧告を容れ.当面却MW以下、D出
力で炉を運用することにな『た。 MPR-30の初臨界から定俗出力達成までの主要芯経過を
Table 7.2. Jに示すo
30MWでの定常利用運転を実現するためには.温水層設儀の&普.創観俸駆動機構及び自動
制御設備の改良.燃料破f貝検出器の設置.制御阜の改良等並びに炉運転・保守・利用要員の設
育訓練か必要であり.原研の長期的主主街悔カ・指導が期待されている。
(2) 人員派遣
(i)第 4回合同運営委員会参加
乎成4年2月22日にBATAN本部で第4回合同運営委員会が開催された。原僻から朝関
理事以下4名. BATANからスブキ次官以下15名か同委員会に参加し附属書に規定され
ている各分野の平成2年2月から悶 3年 1月までの働力活動を総括し効果的に成果を挙げて
t 、ることを双方で確認すると共に次年度fs力計画を討議した。また.平成5年3月に本取り
決めの期限を迎えるが.さらに5年間延長することで合意し.各附麗奮の内容について見直
しを行うことを各相当者間で倹討することとした。
(誼)出力上昇試験への協力
平成z年 2/J23臼から 4月25日まで 9週間MPR-30の30MWへの出力上昇試験に
協力・助言するため炉運転・管理の専門家 1名をPfiSGへ派遣した。
-203-
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(in) H#«ffl&CFffiff laf:««Wa«rH-r5»A ¥# 4 *p 3 A i5B *> 6 3 28Q * r 2jS^M*«fflcra-r3faJ!; • fl»i"Stf«ffl»f«*«
( S F ) © ^ « » = M - r 3 t t * f B A © f c * # m t « - l fc^PRSG^ffibtLfco M«tWfflffl»sr(i.«wtaiBffl««itSBicia-r5*it - s«fij/jR#fs«ii»cH-ro^*if
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- 2 0 4 -
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昨秋のイシペイ J~ J~ ーブ設置工事のため第 6炉心の農料要素は金量生蟻まされていたので.
2月末から程料要素の再装荷か実施され.!I臨界量.余軍司反応度.停止余硲及び電電信E修価値か
il，認された。第6炉心馬場成後実施された主要む作業は以Fのものであ『た。
1: 1次冷却材旋盆調聾及び燃料要素内涜畳測定量びに除豊島能力の信認
!念熱電対装備のd慌懲科要素(iF E) 2本の炉心内装荷位置倹討及び集積
!号沿均I系統の炉停止状態での3昼夜連続運転及び閥系統温度計.ftl!iの鋳ぷ差のチェック
{:I' 炉出力上昇試験(5. 叫 15.2乙 25MW)
I~) 各出力時の出力計指示調整.豊島出力絞正及び炉室内.スタック等のfl射線貨当面t率測
定
e!! 炉プ-J~近傍の立入制限区峻の鉱張
'1' 30M¥¥'への出力上昇試履
なお. 30~IWへの出力上昇li3 月 23日 16時23分に達成され.その後. 3昼夜にわたる連続
運転か実施3れた。
定俗出力時線量量率等はl弐Fのとおりてあ勺fこ。
・炉心ブリヲジ中央館長大 2!l3JlS h
-炉プールサイド30Jls h
・α・βエ7ロゾIL及び希ガスの長大湿度それぞれ1.48:< !I) 1. . 3. 24 ;‘ 10'川及び
2.5:， 1O-'C i ni'
・スタッヲガス長大温度3:. 10-τC i ni.
燃料費E表面温度については.最高温度か予測された外側燃料仮の熱電対T-I n'不調のため
潤定できなかった。一方.中央懲科阪の熱電対T-2 は9SSCを記録したが日促及び該3~袋に
よっても滞臆による事象は認められなか司fこ。このことから.懲科医表面温度1昔、ONB温度
約 129.Cに達していないことは儀実と考えられたか. o FEの償能力s回復し安全余絡が信
認されるまで30~fWでのJL ーチン運転を避けるよう勧告した。また.炉心ブリッジ及びプー
凡サイドの放射線量率が高いため立ち入り制限の強化を勧告した。これらの勧告を基に.炉
当局は当面20r..tW以下で試験事i悶運転を実施する方針である。なお.派遣期間中にモリブデ
ン照射 4回及びトパーズ照射 l回が各キ 18MW3昼夜J サイヲ 11.で実臆された。
(溢〉照射利用及び使用涜懲科管理に関する硲カ
平成 4年3月15日から 3月28日まで2週間照射利用に関する協力・助言及び使IHii守恐科
(S F)の管理に関する佼術fsカのため専門家各 1名をPRSGへ派遣した。
照射利用の分野では照射設備の利用性能に関する検討・評価及び照射試験に関する安全評
価の検討に重点を置いて協力活動を実施した。現在利用可能な照射設備は水力ラビ j' ~，気
送管及びキ十プセJt.照射用炉内垂直孔であり.いずれも照射試験を行っている段階にある。
今後の定常的な利用へ向け.各照射孔内の熱中性子東分布及び7発熱率を実測する必要かあ
る。シリコン照射設備は反射体領媛外にあるため熱中性子束が低く.かっ.試料の取扱いに
長時間を要する構造となっているため改透の必要かある。キTプセJt.の製作に際しての安全
・設計基準が未笠備であり.キfプセル自身及び炉への彫響に対す~安全評価も定式化され
ていないので.これらの基準・規定作りが急務とされる。
204 -
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.H.El!ell-:.I.n &.! 1M
SF管理に闘してはBATANの長期信康施設建設設計画に対す-5助言・指専に重怠を
置いた。 MPR-3aTの計画SF発生量は6O，tv年であり.炉内SFプールの容量が忽脚本
なので 5ffで飽和する。このため容量E4!曲。本のSF貯蔵施設を建設し.初年贋腿土ITJ医する
計画が進行中である治、 MTR型燃斜の湿式法による長期貯蔵は防食の患で不安があるので.
舵式貯麓の利点を設明し.選・箆2段踊貯蔵方式を鍵.した。また.貯蔵やのSFの磁調・
鍋偏倹償法及びIT，蔵施設の管理法について助醤しfゐ
(3) 研究者・筏術者の受入れ・指導
6JH7日から 81wmまで筏術者2名. 8 JJ 191日からIOJJI8日まで研究者l名.t量術者1
名. 8sI9日から11周15日まで研究者E名. 9JJ23日からnJJ22日まで研究者1名@合計s名を受入れ，下記の分野に対しそれぞれ技術指導を行『た。
(j)原子炉特性解析
①温水層の解街 (6月17日-8月160)
高出力運転時の炉室内政射線量率低減:ttに決定的役舗を果たすIl11t.の債依首位聾のため
炉心タシク内涜動解街訟の調査・試行を目的としており.炉t査開当Eの臨カ・術専によりS
TREAMコードを悶いて 2次元涜動ベクト;~解衡を読みた。
②冷水法人事政解街(8 s 191日-10月18日3
EUREKA-2コードを閥いてMPR-30炉心におitる冷水注入移故解衝を炉技開
室の憶力・指導により実絡した。その結果.定絡炉運伝rft.予備ポンプの突発的な起舗に
により冷却材炉心人口髭度が5'C低下した栂合を想定した場合でも懲将は健全性を保持し
得る結菜を得た。
⑨ 自動制御設備の応答解fi(91J2.3日-Jl1J22B)
MPR-30の制御設備は反応度印加率が小さく，特に高出力連事正時に操作上かなりの
鵬首を受け.さらに自動制御装置の応部惜も定常運転に支障をきたす吠況にあるため.
当部派遣の専門家が改善を勧告してきたところである。これを受付て制御棒標識速度を
増加した場合の安全解街・最適速度のサーベイ及び自動制御設健の応答解街・パラ1ータ
サーベイをEUREKA-2コードを則いて実絡した。その結集制御修駆・速度を5倍程
度増加させれば運転上十分な反応度印加率が得られ.且つ制御修事u主き事Atに対しても安
全余裕を保持し得ることがわか4 た。自働制御設備の応答解衡に聞して滞在期間中に健治
が得られ怠か司たため.同寄修生帰国後.炉銭関室でパラメータサーベイを実絡し.制.
棒駆動速度を5倍にすれば.現扶の比例感度で10セントまでの反応度外乱を10秒来演で重
定し得る結果を得fニ。また.制御修理~M速度を5 倍にした場合の安全解衡を定試し.上と
同様の結果を磁認した。
(語〉原子炉運転管理
① FFD設備の設計 (6JJI1日-8月16日》
MPR-30はFFDが未裳.のため以前から当.派遣専門家が設置を勧告し.設置の
可能性.検出方式の検討・決定5検出感度評鏑訟とに悔力して来た。本年度は.受λれ伎
術者 1名に対してJRR-3Mの遅発中佳子法<DN法〉によるFFD設鎗を多考として
設計・工事法及び連崩法をJRR-3管理課が悔カ・指導した。
-205-
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7.2:3 BSffiA x*^3^*Hlf^*flF5E0r { I N IN) tSHft©Si^*ft^&«¥fiI«fflJR*«> (Bfttt
It. «4ff«S£fif^Jp«fflTfto<, ¥d£3lF12fl. -«t>^xXlNINfi!5Eea3Ea5SaT2« A^^jf^^a^ajffiswa-^Rj-fcutstiiffSii^fc&^gfL^ 121111 B. affiK*>t>r« «5e*©fc»0>££A'&fcti»g«T 7 « A'JK* Lfco
I N I Nicfct*50F£#ii:M^-SW3£BH0«*A<3W!£tl. SBES*©!^ • ffc«&Cfi»B« SL *«t*JIB©rtS. * ? t © » * i a « . IAEA&Cf^Hi®Kl>JSl^^r«!^5W«*J9fco SS^^&BflEllP^ISS&fffiJffl^iK^KiW-ro tftfC J RR- 3ONR GSSt f t l? LfcMt ftCf J R R - 2T©E*£l«©#iS£VTRT>«frLfc„ C*l£«CotvtSJEfcIWiIt.$j!><IIB8 ztitzo i2ni3aiz&m&n£g.£:frJBifrti. w^aiffl^isscjf^^aHiga^jco^Tfr^*
^J*4 *Z2 fl 9 B*»£H12B *TWIHPaa- • I?©»ff©S*W£»3&»*©fr&*>-t£©fc tf> 1 £ £ I N I N^ffiUtLfc„ 1 N I NI±15MW©»»1«p4?>X - 1 5©&gg£f-&&7U ft* * im^^ l fe - r -5 tC6-C^0. *¥«9«*B^^©f lF1£#K«l :5eW3- K€-ffli»fcSP»-
7.Z4 Bftltt*) (IBBfAilRfciJr (KAER I ) £«•«<!: ©BFKffcfr ( B * » A ) C&-4&. BF?E#l«Xtf
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- 2 0 6 -
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②原子炉簸設の運転・保守 (81JJ9B-JI)月18B)
冷t綿置系続設-信歯の保守.管理'&特に主妻'債E器のa縫監持.，聾1.を重怠
験.実績を同諜の協力・指導により研修した。
(逼}利用設備の特性概定
① 中佳子東の絶対測定 (8月19日-11月15日》
fllm設備の中性子東絶対制定のテーマc::対してJRR-4気送管及びリドタンクを選叙
し金翁試料の準備・照射.β.7コインシデンス劃定装置の組立・特佳測定:.11定及び
結果の繍正・存錨まで一貫した実積約研修を碕究信事利用農{炉利mtllが協力・指導しfこ。
7.2.3 日嬰働力
メキシヨ合衆国原子力研究所 ONIN】と康研との原子力将学銭衡平和利悶取決め (B墨協
力〉に基づく当舗の活動は研究炉設計・工学の分野における情報交像であり.その内容は炉心、設
計.安全評価及び研究炉務闘である。平成3~12月.サンチェス ENIN研究開発郡長以下 2名
か合同運営委員会出席及び各分野における情報交換のため来所した。 12月UB.当=において情
報交換のための会合か持たれ書事長以下7名か出席した。
ININにおける研究炉に関する研究開発の厩要が説明され.研究炉の影式・低様及び~m状
況.実験利用の内容.大学との協力関係. I AEA反ぴ外固との協力協定等に関する情報を得た。
当節チ、ら各研究炉の慨要及び符問状況を説明すると共にJRR-3のNRG装置で鎗影した画像
及びJRR-2での医療照射の4彪克をVTRで紹介した。これらについて活発な質疑応答が展開
された。 12fJ13Bに合同運営委員会が開かれ.前年度のafii及び今後の研究也力について打合せ
を行司た。
平成4年2月9日から同12日まで研究炉設計・工学の分野の具体的な研究協力の打合わせのた
め1名を ININへ派遣した。 ININは15MWの衛研究炉めX-15の各設計を終了し.豊島水
力計算を実8復するところであり.来年度9月来日予定の研究者による原研コードを蹄いた解街・
計貨に大きな期待か寄せられている。
1乙4 日穂to力
緯国原子力研究所 (KAERI>と原研との研究働力{日鱒俗カ〉に基づき.研究者1名及び
絞術者 I告会平成3年7JlJ白から 7月5日まで炉事IJIJJ諜で受入れ.照射設・及び工作ヱ織の調
査に協力した。 JRR-2.JRR-3M. JRR-4およびJMTRの照射設備及び実験装置
並びに東海研究所の工作工場を実際に見学・調査し.技術的討論を行q た。
-206-
JAEK1-M 92-1M
7.3 *©«<Dlfc&
S«l-BB^58F**f f^ fc»BATAN®tf3l# l « ^F *3^10 f l 1 B^<o 1 ^MFSfflitK:
- 2 0 7 -
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JAI-:H1-M !t2-fiM
7.3 その他の也カ
インドネシア政府振遣研究実理事者の実地研修受入れ悔カに基づき.碕究炉における中佳子照射
伎衝に関する研修を行うためBATANの研究者』名を平成3年10.月19から l年闘炉利関震に
受入れ，悔カ・指毒している。年度内の活動として.館内各炉の照.，.宣.の佳位及び:.悶也特
に気送働.水力ラビット及びシリコンドーピシグ設備を重点に研修し. ...RR-3M照射孔の中
性子東分布を翁f{射化法によりβ・7コインシデンス襲置及びゲルマニウム倹出器を明いて絶対
測定した。また 7熱測定装置の設計・製作及び測定準.を進めた。
-207一
JAEKI-M 92-151
Table 7.2.1 History of power ascending program in HPR-30
^ H S ffi2j±#»*«» S £ l f « ? ^ t f e S © « g i
S62 8 . 2 0
S 6 2 . %X8
S 6 3 . 9 . 2 2
S 6 3 . 9 . 2 9
H 1 . 4 . 3 0
B 1 . 1 0 . 12
H 2 . nqffl
H 2 . 6. 27
H 2 . 7. 19
~ 8. 22 H 2 . 12.
H 3 . 1. ~
H 3 . 3.
H 3 . 7. ~
H 3 . 9.
H 3 . 9. — H 4 . 2.
H 4 . 3.23
I * tfl JW 1P -0 tCfc »J 1 0 . 7 M W a S
15:20 I N T E R A T O H i t i ' i B A T A M ' v S f ^ i S ^ I S
3 S 2 J ^ i 6 C i D 1 3 . 2 M W $ $ 35 3 *Pi6G «t 9 1 8 . 2 MWit^t
£ H K l 6 K J § * 0 f c i 6 . f 4 ^ ^ # i * a « - B $ 4 « K , * © » .
f § » 3 i l * a } £ * - x * a * i « > f c » , St U t i l e s * } S 4 i ? 4 : > C j : 9 2 2 . 1 M W & j £
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5 * P < C » 5 r - ^ i S f i l © i J t l } | l | f ' < * S © f c * 2 2. 1 MW*7?IC
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14:28 % 6 * P £ > C J: 9 3 0 M V i ^ 3 l S 9 S i g
2 0 8 -
'
.
J.-¥ERJ -:1.1 健一n54
Table 7.2.1 History of po首'erascend主ngprograa 1n KPR-JO
年月 B 出力上昇試験経.及び原子炉筋設の扶誕
S62. 8. 20 初 臨 界
S62.後期 カルマン漏による振動のためピームチ a ープに亀裂発生、 補修
工事
S63. 9. 22 初期炉心により lO.7MW達成
S63. 9. 29 15:20 I N T E R A T 0 M佳から BATANへ原子炉施設号i渡
H 1. 4. 30 第 2炉心により 13.2 MW達成
H 1.10.12 第 3炉心により 18.2 MW達成
H 2.前期 余剰反応度過大のため、第 4炉心特性試験一時中断、 その後、
起動系検出雲ケース水洩れのため、試験は更に延期
H 2. 6. 27 第 4炉心により 22.1MW達成
H 2. 7. 19 第 4炉心により 19実幼全出力日逮成
8. 22
H 2. 12. 温水層の鍵能不全顕在化、同系のヒーターを 60kWから 18
o k Wlこ槍強
H 3. 1. - 第 5炉心により 25.4MWを目指すも、温水属機能不全によ
H 3. 3. る炉心プール近傍の放射線レベル高のため 22. lMWまでに
変更
H 3. 7. 第 6炉心権威、低出力運転での特性試験実施
H 3. 9.
H 3. 9. - インパイルループ設置工事
H {. 2.
11 ，. 3.23 14:28 第 6炉心により 30MW逮京、 s昼夜連続運転
」同園町E・・E・E・_.，'"
-208-
JAERI-M 92-154
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- 2 0 9 -
JAeRJ -M 92-154
あと がき
本報告書は.研究t戸部各課室.敏射銀管理第2震及び施設第1震の関係者が平成3年度の活動
について分担執筆し.舗集委員会で舗集したものである。関係者の也カに濠〈感越します。
f・集委員長〉
.集委員会メンバー
委員長 白井英次 {郵 長〉
副委員長 星 • • 【次 長〉
編集委員長 古平恒夫 t研究炉技術開発室}
委 員 E島居 善 也 t研究炉利間際】
市 JII 縛喜 【研究炉伎術開発室}
小管征夫 (JRR-2管理震〉
小野崎美智夫 (JRR-3管理課〉
丸 尾 綾 (JRR-4管理操}
奥村喜美枝 (研究炉案書課}
-209-
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Appendix
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付 録
Append以
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JAERI-M 92-154
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-213-
付録 1 研究炉却の組織と家事
JAERI-l¥1 92-154
4. 3. 31現在
研究伊並びにホヲトラ:f!の遠征及び割周の縁結・踊.
研究tp奮理鼠のmllに関すること
草署JDIl2ilIJRR-3Mによる共同輔周の実‘， JRR-3M精m・2置の管理， JRR-3M共同利用実最重の信擾信の菅理
羽JDJ臨3俸 IJRR-4による共同利周の実鎗， JRR-4利用範段の菅理，JRR-4共同利用実.重の館建傭の管理
利用後衝ilJ研究炉における符禄照射キ守プセルの:t針製作.研究炉の利関に採る技術の開発， JRR-(共同利用実厳重の陪lIt・の管理
係 IJRR-2の運転及び保守
係 (JRR-2の遷転及び保守
係 (JRR-2の.・，.盤及び.1:
係 (JRR-2の錠街管理
JRR-3Mの技術管理.調主
係 IJRR-3Mの運転及び保守.重・
係 IJRR-3Mの運転及び保守， .'・
保 IJRR-3Mの運転及び保守.霊・
係 IJRR-3Mの運転及び保守， .'・
係 IJRR-3Mの遷転及び保守" .'・
係 IJRR-3M冷中性子源義置の運転及び保守，聾"
係 IJRR-4の運転及び聾.
係 IJRR-4の運転及び.1・係 IJRR-4の技術管理
研究炉の*・ガス管漫，未使用量R科及び使用済厳科の審理，研究炉に係る技術調査
研究炉に係る開発研究
-213-
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JAERI-M 92-154
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Proceedings of the Third Asian Symposium on Research Reactor
JAERJ-ll 91-088
JAERI-M 91-139
JAERI-M 91-150
JAERI-M 92-007
JAERI-M 92-028
- 2 1 4 -
J:¥ERl-:¥1 92 -1M
付録2 平成3年度JAERI-Mレポート一覧
著 者 標 題 レポート NO.
市川他 JRR-3炉心管理用計算コードシステム JAERJ-JI 91-088
有金他 JRR-2中佳子医療照射設備の設置 JAERト1191-139
研究炉部 研究炉・ホットラボの運転と技術管理(平成2年 JAERI-M 91-150
度〉
黒沢 三次元斜交座標系(三角メッシュ)CITATI JAERI-M 92-007
ON用プロットシステム
研究炉部 Proceedings of the Third Asian Sy掴posiumon JAERHI 92-028
Research Reactor
tJJ，
-214-
~ -、ζ~
JAERI-M 92-154
# » 3 ¥ & 3 * * p m%m - J t
K ^ # s a & & £ *Z
&*. mm. au. * B
Neutron Fluxes and Spectra of the Neutron Guide Tubes in the Upgraded JRR-3
I C N S '91
S & . OiBB. JRR-2 sammmamm 199l5Msk«D*:#
*Mc »± A New CHF Covelation Scheie Proposed for Vertical Rectangular Channels Heated from Both Sides in Nuclear Research Reactors
$ 1 iHlJSHE/ASME
s*. as? t t t f 7 ^ 7 5 7 < -
%GB «»g»#s©j is^#« L it L B ws&mm
giii. mm. */*)•*4 K'hSfitt»R<DNSRRm* (I) ffS
AWL THE COLD NEUTRON FACILITY OF THE JRR-3M THE 3rd ASIAN
SYMPOSIUM ON RESEARCH REACTOR
SWL S. - f t COMPLETION OF RECONSTRUCTION FOR JAPAN RESEARCH REACTOR NO. 3
THE 3rd ASIAN SYMPOSIUM ON RESEARCH REACTOR
«#. as?. Ma
JRR-3 NEUTRON RADIOGRAPHY FACILITY The 3rd Asian Symposium on Research Reactor
m Upgraded JRR-3 and i t s u t i l i z a t i o n
#Ui. - 6 Full Core Operation in JRR-3 with LEU Fuels 1991 RERTR Int. Conf. 1991 RERTR@!££fg
•Pill, ttilj. BEHAVIOR OF LOW ENRICHED URANIUM SUICIDE MINI -PLATES UNDER TRANSIENT CONDITION
1991 RERTR Int. Conf. 1991 RERTRHG££tS
eik »m Design of neutron bender using supermirrors The Third Asian Synposium on Research Reactor
sw Reduced Enrichment Prograa for JRR-4 3rd Asian Symp. on Research Reactor
- 2 1 5 -
、92-154 J:¥ER1-l.¥1
平成 3年 度口頭発表一覧付録s
発表会議名題標発表者
1 CNS '91 Neutron Fluxes and Spectra of the Neutron Guide Tubes in the Upgraded JRR-3
鈴木，川端，鶴野.大西
日本原子力学会1田I年秋の大会
第 l固JS蹴/A訓E原子力工学合同国際会議
JRR-2医療照射設備の設置
A New CHF Covelatioo Sche.e Proposed for Verlical Rectangular Channels Heated rro皿 80thSides in NucJear Research Reactors
有金.山田，根本.番場，他
神永.数土
農業研究における放射線高度利用
中性子ラジオグラフィー古平，鶴野
日本儀後学会材料力学議演会
複数疲労き裂の進展を考慮したLBB成立性評価柴田
日本原子力学会1991秋の大会
TMB 3rd ASIAN SYIlPOSIUM ON RESBARCH RE.~CTOR
シリサイド小型板状燃料のNSRR実験(1)概要
TMB COLD NEUTRON FACILITY OF THE JRR-3M
曽山，市川，古平.藤被
熊井.鈴木.街札
THH 3rd ASIAN SYMPOS I UII ON RESEARCH RBACTOR
COMPLETION OF RECONSTRUCTION FOR JAPAN RESEARCH REACTOR NO.3
鍋札谷，一色
町山城
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E帥臼ーエ山字
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，a--rsL4捗1
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Tapankaa・
JRR-3 NEUTRON RADIOGRAPHY FACILITY 松林.鶴野.堀口
1991 RERTR In1. Conf. 1991 RERTR国際会議
Upgraded JRR-3 and its utilization
Full Core Operation in JRR-3胃ithLBU Fuels
松林
村山，一色
1991 RERTR lol. Conf. 1991 RERTR国際会議
BB貼VIOROF LOW ENRICH印 URANIUMSILICIDE MINI -PLATBS UNDBR TRANSIBNT CONDITION
市JII.曽山，古平.藤械.他
The Third Asian SYIIPosium 00 Research Reactor
Design of neutron bender using supermirrors 曽山，川縞
-31jj
〆εP
3rd Asian Symp. 00 Research Reactor
-215-
Reduced Borichment Program for JRR-4 高柳
JAER1-M 92-1&1
¥ « 3 $ « n a 3 i * - i
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ttrt. fltffi. JftJU. £&HHfe S5BB. *m.
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JRR-4 lcfc<t5MTRS>U-9-'f KJK&iTRlGA-LEU
JRR- 3 ot tmMBftgBoBfsi ' - TOR
JRR- 4 Hfctt*P?jyM&*Sa>V9&SfrX*
fc+iaawsBoaBRcflttsi
3 #7C S m4ma>J&mMittt& L /c*3i>©S^ffi©F^
t - h / W / f l 2 ffiSLKHttS^-r U ^-f > a > K
B *£*?*):££ 1992f£#©fp£
1992*P#©^£
B * £ ? * £ £ & 1992*P#0>*££
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- 2 1 6 -
92-154 J:¥ERI-!¥t
平成 3年度口頭発表一覧
発表会議名
目本原子力産業会議放射線利用研究会
題標表者発
冷中性子源装置とその応用一色
日本原子力学会1992年春の年会
JRR-4におけるMTR型シリサイド燃料とTRIGA-LEU燃料の性能比較計算
中野，市)11.高柳
日本原子力学会1992年春の年会
東大弥生研究会『研究炉等の運転管
理及び改良に関する研究会J
JRR-3の制御棒駆動装置の閉ループ試験
J闘-4一次冷却系熱交換器の管理と更新工事
竹内，諏訪，助川，佐久間他
飯田.大橋.植木.高柳
日本原子力学会1田2年春の年会
冷中性子源装置の設置及び特性工熊井，鍋札鈴木
日本康子力学会1992年春の年会
JRR-3Mスーパーミラー中性子導管による中性子医療照射設備の検討
鈴木.曽山.市川.山中
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・・・・岡阿川副・v
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日本原子力学会1992年春の年会
-216-
日本原子力学会1992年春の年会
3次元Sm分布の過渡変化を考慮した炉心管理手法の開発
屈曲型ヒートパイプ内2翻流の中性子テレヴィジョン観
察
曽山，中島，加藤.加藤
松林.田絞.佐伯.呉国、他
JAKHI M 92-154
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Neutron Fluxes and Spectra of the Neutron Guide Tubes in the Upgraded JRR-3 liSrC&ttSgrftff&HJM&DiHK
Full Core Operation in JRR-3 with LEU Fuels BEHAVIOR OF LOW ENRICHED URANIUM SUICIDE MiNI-PLATES UNDER TRANSIENT CONDITION Reduced Enrichment Program for JRR-4
&\mtz>m&m3L mn •. •***-**©»*> A New CHF Correlation Schene Proposed for Vertical Rectangular Channels Heated froa Both sides in Nuclear Research Reactors
JRR- 3 SiiJpfflfttt
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Physica B
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Proceedings Proceedings
Proceedings
A H (1992) Journal of Heat Transfer (1992)
S r £ * l £ j (1992)
1992.Vol.34.Nor4
- 2 1 7 -
¥ .JAr:m ~I 92-1晶司
付録4 平成3年度外傷役萄槍:sc一覧
発表者 緩 題 発表露名
鈴木. 111端 INeutron Fluxes and Spectra of the NeulrOn Guide ~ Physica 8 a野.大西 I Tubes in the Upgraded JIIII-3
高橋，市福原研における研究炉利用研究の現状 lエネルギーレビュー墨，舵橋.他 I 0990
村山.一色 I Full Core Operation i日JRR-3珊ith U!II Fue I s i Proceed i日gs
市川，曽山 IBI!HAVIOR OF WI ENRICHED URANIUII SILIClDE lIiNI- I Proceedings 古平.藤紘他 IPI.ATI!S UNDI!R叩ANSIENTC側DITION
高柳
柴田
神永.数土
神永.数土
高低三村
一色，高橋.市111.白井
古平.白井
Reduced I!nrichaent Prograa for JRR-4 Proceedings
複数疲労き裂の進展を考慮したLBB成立性評価 日本機械学会論文集
垂直短形磁路における上昇誌と下向誌の限界熱波束の相 l日本機械学会治文集異に関する実験的研究〈続報:サプクール度の効果) I A絹<I992)
A Ne胃 CHFCorrelation Scheme Proposed for Vertical I Journal of Heal Rectangular Channels Heated fro・80thsicles in I Transfer (1992) Nuclear Research Reactors
シリコンへの中性子照射による半導体製造一世界の照射可能な原子炉ー
JRR-3改造炉の特性
新金属箇会誌「季刊新金属工業J<I992)
日本原子力学会誌
第3回アジア研究炉シンポジウム 日本原子力学会誌1992. Vo J. 34. No. 4
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付録5 平成3年度官庁許露可一覧鳳子色~.li
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年月~ 1，手底 2年 12月 268番号 2iJ!I!眼目5 事~ 102号 i
E可牢且日/イイ合格 書号
年見冒 平1&.3写 3月 ia 書号 2 111蹄目5事 11号
舘可 年月日 平慮 3年 611 21日
l平成 2乞官 aU53l 1
合宿 番号 3安(IIUII纂343号 l
l 申腸 年月日。J 嵩M.d;JRR-2円筒 番号 2鳳脹 19事 2R ----
:--------RIBM笠鑑科要案の製作 毘可 年月 B合格 書号
2 申舗 年月日 平鹿s年 ICII23日
同土E・E・項目変更 番号 l
>， S: 2 <;:可34会晦番号
申m 年月白
事M‘d:JRR-2P1o画 番号
BM型健制要震の担作 llI'可 年月日
合指 番号
ト一一ー一一一一 l l…seel 向上記・lIJ項の変更 書号
認可 年月号日!|
!霊長 ! 合格番
ド←一一一一』一一一一手ぽ 3写 3 Jl H B i 申鴎
主重水ポンプの更斬 3原研 1911lS9~14 II ilf 19lP. ¥99 i
U弓 年月 平S: 4年
合絡 書 Z安 t隠鎚
J RR-2.3.4使用済盤将 申. 年月日 手車 2年 12月 26目
書号 2原経 OS筆 102 号
の貯.及び処分の方法に係
~ 怨司 年月Eiる記録の変量 合樋 番号
申鴎 年月 B 平1&.3年 311 目
向上本文及び添付書績の 番号 z原研 05111 J号宇一晶
------.‘ 一郎摘正 U冨I 年月日 平底s年 6JI 21日
J 合穐 番号 3安 t原司直】揖3・3号
ー一一ーーー一一一一、R R 申筒 年月日 平1&.3年 1月 9日l 算 L.改建料体の聾作 番号 3原研， 9.;: 1 号3
t￥一こ1it3三年一/I…… 一寸」U可 年月a合格 番号
申. 年月日
向上le厳事項白変更 番号
g可 年月日
合格 番号
申崎 年月日 平Iit3年 5月 10日|11 L .次盤科体の盤作 番号
3 111 I!! 19 揖 22戸号，ee'Tl
E可 年月日1//// 合格 番号
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昆可 年月g合格 書号
申圃番
盟司 年月日b~.l 番号
•• 年月日
書号_.ーーー.『 一一一-一 ・ーー-ーーー ι .‘ ・F‘ーー 亭 』合 .._-・，
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思可 年月日合格 番号
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付録 s 研究炉の遷伝・剥周に闘する置目標也力の実.
受λ E領路 1製16 191r7 1968 I舗S E鰐栂 1990
国 名 語通 昭和 曙相 略絢 暗稲 |平. 平成 平成
の調 回年度 61年度 健司". 飽年度 元隼度 2年度 3~度
科学後衛庁 (STA マ L ーシ 7 受入 H:IO 1(310 1(511)
研究交iA制度に基づ
く受入れ及び採遺 受入 WID W!ID 1(210 ‘ ー ・ー ，目晶
インドネシT源調E
10阻〉 1(211) Z位置D 1(00
1(210
受人 “2己錨〉 H3IO 1(:11) J(fiIl)
中 国 a・・‘・，
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バン F苦14.，;， 2 、 ‘ .
採量量 2(411)
フ 4 リヲピン 受入 w画。
受λ w蛾〉 1{2IO 2(:画。
~ イ ‘ ・'‘ ・恒 .
震進 1(21)
受入 附到。• 国 ー-‘ 唱ド ‘ー ..' ー ー・..・、-_.-，
派遣 1((・3 1(110
二国間悔定に適正づく受入
2(訓〉 2(~船 5(舗}
受入れ及び派遣インド主シ 7
w調。 w調。 1(:11)
派遣1<11) 1(11) 1(1町〉 u襲2(21) 2(21)
4・ 国 受入t(ZI) 氏側} 1(1め 2(11)
2(21) 2(21)
二国間悔定に基づく アメリカ合衆国 派遣 t【舗}
受入及び語道
受λ
メキシヨ ー・ .. 晶 -. _.-
巌遺 1(1・3
受入 IClY) l(1Y)
JICA イン Fネシ 7 ー・' “・ ー ーートーー ， . .....ー ..晶...・、 .・. _....
派遣 H摘} W!II) 1(3圃}
原子力産業会自由 インドネシ 7 受入 I<IY) IClY)
受入 z 2 z s 12 11 12 合 針 --_...・・ 4砕圃晶 晶、 ーーー・‘ a司・.. ... ".-ドー‘ .---ー. --- 晶'ー- 亭・... ー..ー・ ， ・ー
採途 2 s e s 8
，. 敬字I主人叡を示す.
( )内は受入れ，震遣の期間.曹は遭.匝は月.Y I孟年を示す。
-221-
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J R R - 4 Xlt. IB»44*KJH£*«e Lfc J R R - 1 Cftfc•). K^PfiF»R©«EHS*« fi*>*iTl *5„ c* l *T0> J R R - 4 tz&if ZW.tt&llFgm&fi!>toSL&* kX>Xto.mz**0
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J:¥ER)-M 9畳一 J~
付録 7 康子炉研修所遺伝実習の実績
JRR-4では，昭和例年に運転を終結したJRR-Iに代わり.原子炉研修所の運転実習が
行われている。これまでのJRR-4における原子炉伎傷者重量成の状況をまとめて次表に庁、す。
今年度でその敏は.述べ13閲名となり.重量が習の原子炉技術者養成に大きく貢厳してきた。また.
昭和60年から I国際コースJが設けられ.発展途上国の原子炉緩衝奮の研修が行われている.今
年度においては，新たにぺJI-ーからの研修生が重量加した。実習の内容は.恵子jiの運転を主体と
し制御修反応度価値測定'..特性パラメータ測定.原子炉出力B固定等である。
-222-
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JAEK1-M 92-151
(1) Srt©gmp««#»£Aa
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1969 (S44) 94 \ — 60 \ l 2 I 13 ! 9 94 1970 (S45) 85 : 53 ! 8 ! l 5 9 85 1971 (S46) 86 \ 50 ! 1 5 ! 14 7 86 1972 (S47) 67 - 32 14 I 14 I 7 67 1973 CS48) 66 - 35 1> 11 9 66 1974 (S49) 58 - 29 12 11 6 58 1975 (S50) 59 - 25 12 11 11 59 1976 (S51) 52 - 16 6 5 : 25 52 1977 (S52) 36 24 26 8 8 18 60 1978 (S53) 36 24 31 3 8 18 60 1979 (S54) 36 25 33 2 11 15 61 1980 (S55) 33 28 30 3 6 22 61 1981 (S56) 26 30 26 6 9 15 56 1982 (S57) 34 29 31 7 7 18 65 1983 (S58) 38 27 37 5 13 10 64 1984 (S59) 38 26 41 3 5 15 61 1985 (S60) 36 25 38 3 4 16 51 1986 (S61) 36 16 37 1 4 10 52 1987 (S62) 36 23 33 i 3 6 17 59 1988 (S63) 24 ! 19 22 ! 7 : 3 ! 11 43 1989 (HI) 24 14 24 0 : 5 9 38 1990 (H2) 22 1 8 20 \ 1 : 2 ! 7 30 1991 (H3) 18 11 14 \ 7 ! 2 j 6 29
& If 1040 329 743 ! 149 ! 187 : 290 1369
-9'J-1忌4J.-¥ERl-:l.1
(1)圏内の原子炉援術者養成人数
問腕
一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一¥一一一一¥一一一一
勧
研修生の竃種研修コース
度年
計j原子炉工学専門
94 9 伺
部
槌
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66 9 35
回6 29
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印18 26 M
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61 22 30 28
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65 18 31 却
臼10 37 27
61 15 41 26
51 16 舗お
52 10 37 16
59 17 お23
43 11 n 19
38 9 M 14
30 7 20 8
29 6 14 11
一般課程
94 H裕9(544)
9
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日
国
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筋
1970 (545)
1971 (546)
67 1972 (547)
66 1973 (548) -団1914 (549)
59 1975 (S叩}
52 1976 (551)
36 19η(552)
36 1978 (S日)
36 1979 (554)
お1980 (S55)
26 1981 (556)
34 1982 (557)
38 1983 (558)
お1984 (559)
36 1985 (5印}
36 1986 (560
36 1987 (562)
24 1988 (563)
24 1989 (Hn
22 1990仰の
18 1991 (H3)
1369
-223ー
290 743 329 1040 計合
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1986
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1988
1989
1990
1991
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11 ( 5 )
10 ( 5)
10 ( 3 )
11 ( 3 )
8 (3 )
9 (6 )
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- 2 2 4 -
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. (2)圏外の原子炉設術者養成人数
年度 国際コース {原子炉Gr) 出 身 国 名
1985 10 (0) 嶋田、 中園、 インドネシア、
1986 11 {日 タイ、パングラディッシュ、メキシコ、
1981 10 ( 5) コロンピア、トルコ、フィリピン、
1988 10 ( 3) スリランカ、マレーシア、ペルー
1989 11 ( 3)
19ω 8 【3)
1991 9 ( 6)
合計 69 (35) 1 2カ国
-224-
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1 ，11>ミ 1) ~5:i~~1:!
.r ''1 1 Pa-s :'\-~/m' I!'ドド" 1 gl ('m唱
竹町ll!l 1m"::; J(l・日t. ，~ ~ ザ cmザ s
国際単位系 (81)と換算表
aU SIと併1I;"ttる'i'/"
Z 鳥[ぷり
分_ E守- II!血 tn. h. d 屯.うi_ t. :¥¥陣
トル i1.1，
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"ιfIまれてU るかIL，;，けrpI在日山てこ
こてはfil1llt:
bar'~_ JJS て~lif.t咋山'1I;'i: ~.t ・寸!~
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Ee!)tl{!!.tt~' ・It~:müて 1: bar. barn:....!:.
二、出llj... -)l(1t.! mmHa!毛 ι 2.~"，タ'1'" J I
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叫 m j mmHg Torr ，;日)r'm・'P出
?一一一一一ー一一一ーーーγ 一一ー一ー一一一ー一一十一一ーーーーーーーーーー9均月日 7.5加価己・ 10': 11:1 031'1
υ吋，，;梓11 ;3う:.15'. l-I:!:!宅3
71;川 n仕151f
I~ml岬・1<。
iM叫 71;~い 川叩川 1" 川 046(1)<10
L I J' 10' t>r宮 kgf-m k¥¥'・h ('al-"tr.1ι 加 (t• Ibr l"¥. 1 (-al .， IKti05.f ..t :.t(J・7，卜一一一一年一←一一←_.. 一一 一 一 +一一一 」一一一一一一?ー←一一一一一}ーーー 一 ー一一一一一今一一一一←一一一(一一一~一ー一一一ー一ーーー一一
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的制 2i:.?-107 x 1(¥ . i :: 3.t:!70 ; 9.:!948i y 10 -; ~:i:iOl ! 6.120舵)(10'" .; I回 5J 1J5-1・
叶 l.6、1υT6in怖， 10' S 'i9日開.1向、 :1lI:? 13 265幻2.W・ i 2.24同4.10" 4，18陥8J1司際桂'oC¥1... 1
1" . : t 1!:¥60:; '.' -1~fi8五日 11抗Ti9lf10 I i ~ %i5Y" 10・! :J，Oバ7，17 φ2 61272 ~ ln‘ 凪 l1.¥' 105506 W7示8ち ~_~307:! x 1ρ ‘i 25~ O.1~ 778.172 i 6.58515 ， 10 '
1 355メJ υ13R2弓5 3.76616， 10 n.3~3ð'引: 1.28506民 10
(j 'I"~ 1 PS (仏U，I)，
了 75kgf・m's
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吹 Bq Ci τ1 G、 rad a:11 C/kg R
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270270.10 11 線 100 線。 3I!76 院
3ï 司 101~ : (l01
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100
(86年 12月26日現住)
![[JP Morgan] MBS Primer.pdf - QUANTLABS.NET](https://img.pdfslide.net/doc/110x75/63199b911e5d335f8d0b3a4a/jp-morgan-mbs-primerpdf-quantlabsnet.jpg)
