原子炉実験

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(1)Vol .3 .( 19 6 4 ). 子. 原. 炉. 実. 験中村勝一. 緒. 大部分の学生は，はじめて原子炉運転の経験をもつ. 冨. わけで，この実習一回だけでは，勿論充分目標を達成近畿大学原子力研究所では，理工学部原子炉工学科. したとは言えないけれども，安全性に対する考え方や. 3年次. 用語の意義などをあらためて，実感として体得した学. の学生実験を行なっている。これらの実験は. a .放射線計測実験. b .放射化学実験. に. 理実験を行ない. C .保健物. 4年次には，原子炉実験を行なって. いる。本稿では. 3 9 年度に行なわれた原子炉実験についてその概略を述べる。. E. 近畿大学原子力研究所に設置されている原子炉は熱の核分裂生成物による残留放射能も低レベルであり，. a .原子炉運転実習. 運転停止後 2 4 時間も経過すれば，その表面線量率は，. b .臨. 界実験. C.制御棒校正. d .熱中性了束絶対測定および熱中性子東分布相対測定. e .速中性子束絶対測定. f . 遅発中性子の半減期の測定. g .統計的重み，である。これらの実験は一週に一項目行なわれた。中には 2日ないし 3日にわたった実験もあるけれども，大部分はとの実験のために割当てられた一日(火曜日)のうちに消化せられた。一日の実験時間は，約 6時間であっ f こ。学生数は 28名であったので，乙れを 3班にわけ，一つの班が，前記 7項目を実験し終ると，つぎの班がふたたび同様に実験をくり返して行なった。. E. b .臨界実験 . 1ワットの小型原子炉である。したがって燃料出力 0. 実験項目と班の編成. 行なわれた実験項目は. 生が多かった。. S " ' 1 0 m r / h rl e減少する。これは，短時間であれば，手で取扱える程度であるから，燃料要素の分解や組立て等を交代して行えば，臨界実験を行なうことが可能である。本実験は，このような原子炉の特色を生かして，貴重な臨界実験の経験を積ませるとともに，計測機器の取扱い，検出器位晋と臨界プロットなどの実験上の留意点につき理解させることを目的としている。乙の炉では，すでに臨界量が判っているから. 1 2個の燃料要素のうち，最初の装荷でそのうちの 4要素を，つぎの装荷でさらに 4要素を挿入し，残りの 4要素を分解して，除々に追加し. 7回の装荷で臨界に近づけ. た。したがって，実際に要素の組立てのために，燃料を取扱った時間は，一人あたり 5分も要していない。. 実験内容. 実験は先ず計測チャネルの設定からはじめた。第 1，第 2チャネルは，. a . 原子炉運転実習. 原子炉制御系に附属している F is-. sionChamber， C .T .C .，を用いるが，もうーチャネノレ. 乙の実習は，今後の実験の導入でもあり，この実習. BF3計測装置を附設した。乙の第 3のチャネルの検山. を通じて，原子炉に親しむとともに，その特色，特に. 器位置を学生に選ばせ，プロットとの関係を得させる. 原子炉のもつ潜在的危険性を充分認識して，安全に原. ようにした。. 乙なれ，原子炉子炉を運転するための諸機器の取扱い l. 第 3チャネルの設定が終ると，常法にしたがい，臨. の運転についての基本的な概念を得ることを目標とし. 界に近づけて行った。一回の燃料装荷ごとに，各人の. ている。. 受持つ部署を交代し，全員が原子炉運転，燃料装荷，. 乙こでは，各人が保安規程に従って，起動前点検，警報試験，スクラム試験を行ない，起動，出力上昇，定出力運転，停止，停止後点検を行なった。. 中性子源挿入，同取去，計数，計算，臨界量推定を行なうようにした。 ζ 示す。一例を表 1，図 1I. -101-.

(2) 近畿大学原子力研究所年報表. 運転番ロ￨装荷燃料. 験資. 臨. 料. 率の逆数. 数. BFa. 2 . 8X 1 0 -12. O. l. 計. ￨. 下ゴ. 1. FC. 4 3 6 2. 6 3 3. l. l. 1. 3. 1 0 8 5 .7 8 3 . 2. 6 2 2 3. 6 6 7. 0 . 8 7 5. O .7 0 1 2. 0 . 9 4 9. 3. 2 1 5 2 . 9 4 5 . 6. 1 7 1 5 2. 8 7 5. 0 . 5 0 0. 0 . 2 5 4 3. O .7 2 3 4. 7 1 6 4 4. 2 3 1 2. 0 . 2 1 5 4. 0 . 0 6 0 9. 0 . 2 7 3 8. 1 .3X 1 0 -11. 4. 2 6 7 7 . 8 8. 5. 2 8 5 2 . 2 1 2 . 8. 1 2 1 2 5 6. 4 7 1 8. 0 . 1 0 0. 0 . 0 3 6 0. O .1 3 4 2. 6. 2 9 3 9 . 2 8 5 .7. l 予想臨界量. 2 5 3 2 8 8. 8 6 2 5. 0 . 0 4 9 1. 0 . 0 1 7 1. 0 . 0 7 3 4. 3 0 0 6. 2 9 8 2 .7 6. 1 .3 5X 1 0 -10. 5 6 8 9 9 7. 2 1 1 5 3. 0 . 0 2 0 7. 0 . 0 0 7 7. 0 . 0 3 0 0. 3 0 1 5. 8. 3 0 0 4 . 5 0. 3 . 6X 1 0 -9. 6 4 3 3 7 5. 5 9 7 9 0. 0 . 0 0 7 8. 0 . 0 0 6 8. 0 . 0 1 0 6. 3 0 1 7. 9. 3 0 2 6 . 2 4. 7. その校正曲線を措く実験は，欠くととができな一ー一個企ーーーー F . O .. 近畿大学原子炉では，安全棒を 2木，シム安全. 一一---8-一一一 0 .. 10 . ¥ ¥ ¥. 一一一+一一ー自民. ¥¥. 08. 棒を 1本，調整棒を正本備えている。乙のうち安全棒は常に挿入(停止時)の状態あるいは全部引. ベ¥¥¥. 上げ(運転中〉の状態にあって，全ストローク 1 6. ¥ ¥ ¥. インチの途中で止める乙とができない。したがっ. ￨¥ ¥ ¥ 1 刊¥ ¥ ¥¥ ¥¥ 1 ¥ ¥ ¥ ¥. て，全等価反応度は測定することができるが，部. 向、¥¥. 分的な等価反応度は測定できない。調整棒については，全ストロークにわたり，正ペリオド法を用いて部分的にも校正するととができる。シム安全棒については，途中でとめる乙とが可能であるけ. . 4 03. れども，全等価反応度は，炉の余剰反応度よりも相等大きなため，正ペリオド法あるいは調整棒と. 02. の比較法を用いては，途中までしか，校正曲線は. ' ¥ ¥. ¥ ¥ 〈. 0 1. 描けない。本実験では，安全棒およびシム安全棒について. 。。. 2.950. 3.000 U21~. 装荷量. は，制御棒落下法(積分法)を用いて全等価反応. 3.017. 度を求め，調整棒については，正ペリオド法を用. (kg). いて校正曲線を描き，さらに，シム安全棒の一部. 図 1 臨界実験プロット. を調整棒との比較法を用いて校正するなどして，との例 J とあらわれたように，検出器の位置と，プロ. 各種の制御棒校正法を習得させるとともに，棒落下法. ットの曲線との相違や，計数器の数え落しのきき方な. における検出器の位置と測定値の関係，正ペリオド法における待ち時間と測定値の関係等，実験技術の習得. ど，実際に体験として学びとることができた。 C.. をも目的とした。. 制御棒の校正. 一例を表 2 . 3および図 2に示す。. 制御棒の等価反応度は，原子炉の最も基本的な特性の一つであり，乙れを知り，かっ校正曲線を描くこと. 調整棒の校正は，ずい分大まかに行なわれたが，そ. は，いろいろな炉物理的実験を進める上にも極めて大. れでも S字型の校正曲線が得られ，制御棒のきき方の. 切なこととされており，制御棒の等価反応度を知り，. 様子がよく理解せられた。棒落下法による安全棒等価 .，-. 1 0 2-.

(3) Vo. 13 .( 19 6 4 ) 2. 表. れたのではないけれども，同じ大き. Rod. DoublnllTimeI l一to一 I I~~~~ê~~öc) ~ ....~ IP eriod ( s e c I. 4. 白. I. 5 0. 制. EA-EA. 噌. 4 向 po. υ ，a t o o. ， E ' ' E. 。. 反応度の測定も，くり返して行なわ. 調整棒校正実験資料. ( s e c ). p. 0 . 1 8 0X 1 0 3. 4 9 7 .1. 8 6 . 0 0. 1 2 4 .1. 0 . 5 7 6X 1 0 3. 6 3 . 8 0. 9 2 .1. 0 . 7 3 0X 1 0 -3. .0 0 1 01. 1 4 5 .7. 0 . 5 0 5X 1 0 -3. さの安全俸の測定値に差異の生じたことは，検出器の位置の差による影響を示唆していることが理解され. T こ。 d . 熱中性子東絶対測定，熱中性子東分布測定. 表. ￨. 安全棒. 3. 安全棒等価反応、度測定資料. 原子炉の熱中性子束分布を知ることは，炉物理実験によっても，炉特. No.1 N(o)，v. 性，炉の利用の面からも不可欠のこ. 9 5 4 9 3 . 4. n. 1 5 3 4 2 4. P l. 0 . 5 6 4. とであり，どの原子炉においても必らず測定せられる項目である。した. 9 6. 1k / k. がって熱中性子束の絶対値を知り，またその相対的分布を測定する実験. NO.2. 安全棒. は，重要な実験項目であろう。. 9 8 8 7 0 . 2 1 5 4 4 5 0. N(o)川. n. 熱中性子束の絶対測定は，金を用いる β-y同時計数法を用いて行な. 0 . 5 8 0 必. 1k / k. P 2. ( P J'.J~o) y子子 βi/ P= =--~' l i. った。 β 計数装置， y計数装買のデ yニ1，. βi/ r i は二 9 . 0 5 4X 1 0 -2 ). ィスクリミネーターの設定点の決定，計数値の補正等の計数処理，カドミ比の測定などを行なった。相対的分布については，金を用いてその誘導放射能を G.M.計数装置で計担Ij. 0 . 1 0. する方法にあわせて，ディスプロシウムを用いる方法も行なった。炉の. . 1ワット，照射時間は裸の出力は 0 金で 1時間，カドミカバーの金およびディスプロシウムでは 3時間であった。測定結果は表 4， 5および図. ，" .". 3の通りである。なおディスプロシ. 、考. ウムは，市販の酸化物をポリエチレ. 連盟. 也0 . 0 5. ンに分散させた箔を用いた。. l 足. この実験では，ディスクリミネーターの設定点の決定や，各補正処理等に相当の時間を要した。学生刊に花々討論がなされ，正しい方向を見出していったのはよい傾向であった。なお，この実験では，反射体内の一部分の熱中性子東分布を測定したのであり，燃料部分のそれは測定され 1 5 網"樽位置 ( i n c h ). 図. 2. 調整棒校正曲線. -103ー. なかった。かっ，熱中性子損失因子も明らかにされていなし、から，測定.

(4) 近畿大学原子力研究所年報. 4. 表. 熱中性子束測定資料. i. I m : -. ￨平均数え落し IB . G ;補正￨照射時間￨減衰￨質量￨飽和 I l I . .TL____ l I . .T_ . . . l1 標準化試料￨計数率i 補正 I ' ; _ . I I ~-:: I~-，- ~w./~ 放射能 INbare- N c d l I"(cpmrl'(cpm)I (cpm) I補正係数￨補正係数￨補正係数 I/?cP~r r~~'- ~'-~I(n/cm2.sec). Bare 本. Cd. 、. Cover. : : ， -. 1 4 5 8 3 0. 0 . 5 2 8x1 0u. 2 2 8 9 0 0. 1 9 3 6 5 0. 0 . 7 0 2xl0u. 0 . 9 1 2. 1 8 4 2 0 0. 1 5 5 4 0 0. 0 . 5 6 4x1 0u. 1 .0 2 0 3. 0 . 8 8 4. 2 8 1 7 0. 3 3 . 8. 1 .0 2 0 5. 0 . 9 2 5. 3 5 2 5 0. 3 3 . 8. 1 .0 2 0 9. 0 . 9 0 0. 2 8 8 0 0. 1 8 3 9. 1 9 1 8. 1 9 0 0. 1 0 0 . 3 '. 1 .0 5 1 3. 0 : 8 6 8. 2 0 7 8. 2 1 6 7. 2 1 4 9. ' 10 0 . 3. 1 .0 6 2 8. 1 . 0 0 0. 1 8 5 6. 1 9 3 5. 1 9 1 7. 1 0 0 . 3. 1 .0 5 1 3. ‘. 9 2 4. 9 4 3. 9 2 5. 3 3 . 8. 1 0 8 8. 1 1 2 0. 1 1 0 2. 9 1 7. 9 4 3. 9 2 5. :c併を絶対側定). 5. 表試番料号. I 質(mg量~I. 平 ( 計 c 数 p m 均率. 熱中性子東分布相対測定資料. I I ( cpm 数補え正落係数し. 真計数率の). G吋置吋衰￨質量￨揮￨相対. (cpm) I(min) 補正係数補正係数. 中性子東. ' 9 4 8 9. 0 . 2 3 7. 1 .2 2 1. 1 9 6 4 6. 0 . 4 9 1. 1 .2 5 9. 1 .0 5 4. 3 0 2 1 8. O .7 5 5. 5 0. 1 .2 8 4. 1 .0 0 0. 4 0 0 3 8. 1 .0 0 0. 5 2. 1 .2 9 7. 1 .0 5 8. 3 1 1 5 2. O .7 7 8. l. 3 2 . 3. 4 9 5 6. 1 .2 3. 6 1 0 0. 6 0 8 2. 5 4. 1 .3 1 0. 2. 1 .5 3. 9 4 7 3. 1 .2 9. 1 2 1 8 0. 1 2 1 6 2. 5 6. 1 .3 2 3. 3. 3 6 . 5. 1 5 1 1 4. 1 .5 1. 2 2 7 9 0. 2 2 7 7 2. 4 6. 4. 3 8 . 5. 1 7 6 1 8. 1 .7 7. 3 1 2 0 0. 3 1 1 8 2. 5. 3 6 . 4. 1 5 0 7 1. 1 .5 1. 2 2 7 2 0. 2 2 7 0 2. (試料は酸化ディスプシクム). 坦. ミ E I I ! J (. " " ! w <. ト. 。君5 ' ". 臨. 1~.2. 30.5. 45.7. 61 .0. 76.2. 位置(c nJ i. 図. 3. 熱中性子束相対分布. 結果から出力を校正することは行なわれなかった。. ことである。速中性子東を測定する方法として，乙こではしきい. e . 速中性子東絶対測定. 反応を用いる。原子炉が小型で中性子東が低いため，. 速中性子東を測定し，なかんずくそれをエネノレギー. かっ時間的な理由により，多種類のしきい検出器を用. リン -31の ( n，p) 反. 別に測定して，エネルギースペクトノレを知り，中性子. いることができないけれども，. の熱化現象を決めることは，炉の設計の面から重要な. 応を一例として，しきい反応による中性子束の測定法. -104ー.

(5) Vo1 .3 .( 19 6 4 ). 計数装置をセットし，これを直接自で読みとる方法をとった。検出器として BFa計数管 E. を用いた。それでも，原子炉停止後 7，，，-，， 8分. C包. . ;1 0 0. では，毎秒、数カウント程度となってしまう。. 餅. 訴. 実験例を図 5にしめす。乙乙では，半減期と. a t a. して， 5 6 秒， 22 秒， 5秒を得ている。. g .統計的重み 1 0 1日 1 4時. 原子炉内に持ち込んだ吸収物質の反応度へ. 3日 2 1 寺. 1 4時. 21 寺. 1 4時. 時間. 図 4 速中性子束測定資料を理解させる乙とを目的としている。また，乙れまで使用しなかったガスフローカウンターの使用法になれる乙ともこの実験の一つの目的である。リンとしては，メタリン酸カノレシウムを用いた。乙れは吸湿性なく，取扱い容易であり，粉末のままカウンターにかける乙とができる。照射は炉出力 0 . 1ワットで行ない，照射時間は 3 時間であった。乙のような低出力，短時間でも一応満足な値が得られた。なお，カウンターの計数効率，試料の自己吸収による補正係数，試料の周囲の中性子束低下の補正係数は，時間の都合上，学生には測定させられず，与えられた値を用いさせた。カウンターは 2 π ガスフローカウンターを用いた。測定例を図 4にあげる。乙れより，原子炉停止時の Si-31 の計数率として 1 4 5c . p . m .を得，補正を加えた計算の. T . ! 1=5sec. 2. 結果，速中性子束として， 2 . 8x1 05n/cm s e c. TJ 1=56sec. を得た。. f . 遅発中性子半減期の測定. 時間 ( m i n . ). 図 5 遅発中性子半減期測定資料. 原子炉の設計，制御，動特性の解析の上で，重要な役割りを演ずる遅発中性子についての知見をひろめることは，極めて大切な乙とと考える。また，この実験. の効き方は，単にその場所の中性子束に依存するばか. で，第 2の主眼としたところは，測定点に最少自乗法. りでなく，インポータンスにも関係している。インポ. を用いて直線をあわせるというところである。乙のよ. ータンスは，理論的あるいは数学的に導かれたもので. うな数学的，客観的な取扱い l こなれるということも，. あり，中性子束とは異なり，実感としてつかみにく. 重要な乙とである。. い。そこで中性子束とインポータンスの積と考えられ. 乙の実験では，遅発中性子の半減期を原子炉停止後の出力の減衰曲線を解析して求めた。乙の場合，減衰曲線は. 1秒おきに 1秒間の計数率を指示するように. る統計的重みについての実験項目をおく乙とにした。実験は，カドミウムの小片を，炉内のいろいろな位置に持ち込んで，これに止る反応度の変化を求め，. -105-.

(6) 近畿大学原子力研究所年報. 1.との反応度変化を位置の関数としてプロットする。. ることにより，単に熱中性子束に依存するのみでない. 2 .その場所の熱中性子束の 2乗の関数としてプロット. 乙とを知り. する。 3 .との反応度変化をその場所の熱中性子束で割. 例しないととがわかる。 3の結果から，インポータン. 2の結果から，熱中性子束の 2乗とも比. り，商を位置の関数としてプロットする。などの操作. スに関係した量の位置的な変化を知ることができる。. を行なう。 1の結果を熱中性子束の分布曲線と比較す. 実験結果を表 6，図 6，. 表吸の収位物質置調の位整棒置. 6. nと示す。. 吸収物質の反応度の位置依存性. 価. 度調置(i整n白c棒h位差~ 1 ) 等反 %応k / ( の k) 労 . d. 話ヲ州( 1O-8~川町). 6 ， / c n i . 012n k / 0 n / c n i・ s e c )(x1 c)I(x1. Al c / " .. (cm). ( inch). 0 . 0. 7 . 3 5 0. O. 0 . 0 5 4 7. O. 1 5 . 2. 7 . 4 0 0. 0 . 0 5 0. 0 . 0 5 5 2. 0 . 0 0 0 5. 0 . 3 8. 0 . 1 4 4 4. o .1316. 3 0 . 5. 7 .7 5 0. 0 . 4 0 0. 0 . 0 5 8 7. 0 . 0 0 4 0. o .73. 0 . 5 3 2 9. 0 . 5 4 9 0. 4 5 .7. 8 . 6 5 0. 1 .3 0 0. 0 . 0 6 6 9. 0 . 0 1 2 2. 1 .0 3. 1 .0 6 0 9. 1 .1 8 6 0 1 .4 8 3 0 1 .2 4 6 0. 7 6 . 2 I 8 . 7 0 0. . d. 1 .8 7 5. 0 . 0 7 2 2. 0 . 0 1 7 5. 1 .1 8. 1 .3 9 2 4. 1 .3 5 0. 0 . 0 6 7 4. 0 . 0 1 2 7. 1 .0 2. 1 .0 4 0 4. X. ー--0-- D i f f c r e n c ep V .S .P o s i ¥ i o n D一 I f f e 4 r 一 e n 一 c 一 e一 ρ 一V.S.P o s i t i o n ーー合一ー一. 1 5 f. /. ¥. 1 5. 、 ' J f . ， . : 1k / k Xl口. X. 1 X 1 0 4 % 1 7 J C d J T k F /k-. 5ec. /. 、」言ピ 1 0 司と、一、む. 、一、. l 1 0. 20. 30. 40. 50. 60. 70. 。。. 80. 位置{じ川). 図 6 吸収物質の反応度 Vふ位置および吸収物質の反応度 Vふ位置. 1 0. o '(n/cm''5ec). 図 7 吸収物質の反応度. -106ー. V . S .i t 2. 1 5 Xl0".

(7) VoI .3 .( 19 6 4 ). 語. 百結. だ。しかし，なお設備などの制約から行いえなかった項目もある。今後さらに工夫して一層充実したものと. 当研究所で， 3 9 年度原子炉工学科 4年生に課した原. して行きたい。なお，本稿ζ l引用した実験例は，主に近藤嘉秀君，. 子炉実験を概観した。最も基本的な原子炉実験と思われるものから，二，三の問題と思われるものにおよん. 内田熊男君の資料を用いた。. -107ー.

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