２−１ 概況
日本原子力研究所はわが国の原子力開発の中心研究機関として原子力に関する研究開発を行うことを主たる任務とし,その試験研究の区分,規模は第3-1表によつてもわかるようにかなり広い分野にわたつている。
しかし日本原子力研究所は,設立後まだ日が浅く,東海研究所の諸施設もなお建設途上にあり,本格的な研究の開始は32年度以降となる。31年度における試験研究費は,主として研究用機器の購入にあてられているが,原子力研究開発に立ち遅れたわが国としては,本格的施設の完成まで研究の開始をなおざりにしておくことはできないので,各研究者は,東京都内の各種既存研究施設を一部借用して,出張研究という不利な条件の下に,研究が進められたのである。
２−２ 原子炉の開発
原子炉の設計および建設は一つの総合技術であり,各種の基礎研究のほかにこれを実際に造りあげるためのいわゆる開発研究が充分行われなければならない。このため原子力研究所においては,前章に記述したようにJRR-1,JRR-2JRR-3の設計および建設に重点を置いて開発研究を行つたが,との他にも,将来実用化を予想される天然ウラン黒鉛型動力炉,軽水型動力炉,増殖炉,舶用原子炉などについて,その諸特性を検討し,さらに各炉型の比較を行つている。
２−３ 基礎研究
2-3-1原子核物理
出力2Mevのファンデグラフ加速器を米国から購入し組立を完了した。また中性子速度選択器の設計を行い,JRR-1の完成をまつて使用できるよう準備を行つた。これらの装置によつて,高速中性子,熱中性子に対する原子炉材料の核物理的性質の研究が行われる予定である。またラジウム・ベリリウム中性子源を使用して,国産黒鉛の中性子拡散距離を測定し,これが原子炉材料として充分使用に耐えることを確かめた。
2-3-2 計 測 制 御
国産1号炉の計測制御設備の設計に重点を置いて,原子炉制御系の模擬ループの試作と各種の基礎実験を行つた。
とくに国産1号炉の計測制御系については,制御の方式,制御棒の種類と駆動方式,使用する中性子測定器,燃料棒破損の検出方法などについて,産業界および学識経験者の協力を得て検討を進め,第1次設計を完了した。
2-3-3 原子炉の除熱
水冷却式原子炉の場合,流速が大で冷却水全体としては温度が沸点以下であつても,燃料体の表面では温度が高く表面近くで沸騰が起る。この表面沸騰がおこる条件,水の流速と伝熱量との関係,低流速の場合の発熱体の焼け切れ限界などを求めるため小型のループ試験を行つた。この場合とくに二重管内における伝熱と水中の空気溶存量が変化した場合の影響とをしらべることに重点が置かれた。
2-3-4 原子燃料の化学
ウラン中の不純物の定量方法を確立するための研究を行つた。まず,各不純物元素による全中性子吸収効果を測定するため,ショツト・ガン法による中性子吸収測定装置を試作した。
また個々の不純物元素を定量するため,担体蒸溜法による分光分析を行い,ほう素,マンガン,バナジウム,鉄,アルミニウム等について定量方法を検討した。そのほか,ガリウム,サマリウム,ジスプロシウム,イツトリウムなど希土類元素の定量について,分離濃縮法と分光分析法とを組合わせる方法について検討した。
2-3-5 固体物理および燃料加工
工業技術院電気試験所で電解法により還元して得られた金属ウランについて,原子力研究所において帯磁率,および比熱の変化を測定し,外国で測られた数値と比較した結果,大体同様の数値を得た。
また,各種の金属ウランを高周波溶解炉により溶解鋳造し,それらの基礎的諸条件を確立し,また,鋳塊の鍛造,熱処理,圧延および機械工作についても一部の予備的な資料を得るととができた。
さらに,燃料要素の被覆についても,マグノツクス系合金の溶製と,MTR型燃料要素片の試作を行い,また被覆材としてのアルミニウムの腐食に関する,調査を行つた。
2-3-6 原子炉材料
黒鉛中のほう素の迅速分析法を確立するため,分光分析法によるほう素の定量法につき研究した。分析感度を上げるため,アルゴン―酸素気流中で直流弧光で励起する方法を用い,試料を灰化して分光分析する方法と直接分光分析する方法につき検討を進め,現在までに分析感度0.25ppmを得ている。
またジルコニウム中のハフニウムの分光定量分析法を確立するため,直流弧光放電,交流弧光放電等各種の方法について検討した。とくに酸化ジルコニウムと炭素粉末とを特殊の電極に充填して分光分析を行う方法を考案し,感度約50ppm,精度約4％を得た。
2-3-7 燃料再処理
溶媒抽出法による燃料再処理研究の一部として,TBP―硝酸ウラニル―水系の分配平衡について測定した。また小型のパルス塔を試作し,これによつて抽出塔設計の基礎資料を得るとともに,燃料再処理パイロットプラントについて,フローシートの作成および計算を行つた。
2-3-8 廃棄物処理
ルテニウムは核分裂生成物中約5％を占め,廃棄物処理において最も回収しがたい元素の一つでおるので,これの効果的な回収方法について検討した。
イオン交換法による放射性廃液処理について,種々のイオン種に対するイオン交換の特性を研究するとともに,各種の小型イオン交換塔を試作し,いかなるイオン種がいかなるベツドシステムで最も効率よく除去されるかを研究した。
また,放射性煙霧体の除去について,スチームエジエクターを用いて煙霧体の微細粒子に蒸気を凝縮させて粒径を増し,サイクロン,フイルター等で除去する方法を研究した。
さらに,原子力研究所内において排出されるすべての放射性廃棄物を確実に処理する施設の建設について準備を行つた。
２−４ 保健物理
研究所内における業務を安全に行うため,米国各研究所の方式を参考にして放射線安全取扱手引を検討作成した。またJRR-1建屋,フアンデグラフ加速器建屋等に用いるサーベメータの整備を行うとともに,各種放射線測定器の較正用標準線源を準備した。
研究所の稼動に備えて,個人管理用のフイルムバツジ,ポケツト線量計を整備するとともに,管理方式の検討および所員の血液検査に主力が注がれた。
また研究所敷地およびその周辺の自然放射能の調査を行い,空中および降水中放射能のみならず,植物,海洋生物等についての放射能も測定した。
敷地およびその周辺の気象,海洋調査,ならびに地下水の流れの調査を行い立地条件の解明を行つた。
２−５ その他
東海研究所は地理的に不便なところにあり,大都市における研究所の場合と事情が異なるので,附属工作工場や図書室を充実し,研究に不便をきたさないようにしている。
また国産1号炉設計,燃料要素,燃料再処理,廃棄物処理,放射線防護,動力炉,線型加速器,地下水調査,原子力船の各委員会を開催し,国立試験研究機関,大学,民間企業等関係各方面との連けいを強化した。
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