各省関係

　前号にひきつづいて通商産業省の原子力関係業務の実施状況として、本号には電気試験所の研究についてのべる。

　当所においては昭和29年度から原子力平和利用研究の一環として、その最も基礎的な放射線標準の確立ならびに計測に関する研究を初めとして、原子燃料としての金属ウランの精製に関する研究、原子炉自動制御に関する研究等を行ってきたが、これら研究はいずれも当所にながくつちかわれた基礎研究と経験によって初めて成し遂げられるものである。すなわち当所においては昭和12年からX線の標準確立維持および放射線用品の検定に関する試験研究を開始し、基礎電気理論の一分野としてX線量測定とX線防護の研究ならびに放射線の理工学に対する応用研究を行ってきた。この結果今日のごとき情勢において放射線標準の確立および放射線危害防護に関する研究所として不動の地歩をしめているのである。このようなことはただ放射線の防護関係のみならず原子力発電のごとき自動運転に関する研究についても、その最根幹である自動制御関係の研究は早くからかずかずの成果を挙げ、名実ともに斯界の指導的立場を保持していたのである。

　以上のごとく当所は原子力関係の基礎研究を実施するに最も適当なる条件を有していたため、本格的に原子力利用に関する研究を開始以来、短期間にそれぞれ大いなる成果を挙げ得ることができたのである。

　次に現在までの研究概要を列記する。

Ａ．放射線標準の確立、計測に関する研究

　放射線ならびに放射性物質の各方面への応用、原子炉の築造、放射線による障害の予防対策、そのいずれも緊急課題として横たわっているが、これらの急速かつ効果的な推進を期す上に不可欠な技術的基礎手段は適確な放射線計測にあることは諭ずるまでもない。このような適確な放射線計測を実行する上に前提として要請されることは、国際的に協定された計測単位を現示する標準器で更正され、その再現性と信頻度とが確認された計測器を使用することである。

　当所においては以上の要請に応じ、次の試験研究を行ってきた。

（１）放射線量と放射能との単位ならびに標準器に関する研究
（２）放射線量および放射能の単位の維持
（３）放射線ならびに放射能の計測に関する研究
（４）放射線ならびに放射能の計測器および放射線用品の試験
（５）X線量計検定規則によるX線量計の型式承認と検定

　上記各項目の研究内容は次のとおりである。

１．X−γ線関係

（１）X−γ線の標準器の研究ならびに単位の維持

　現有のレントゲン単位維持用の標準器は次のとおり、
（イ）軟X線用標準電離槽（５〜40kVp）１台
（ロ）中硬X線用一次標準電離槽（40〜250kVp）　１台
（ハ）中硬X線用二次標準電離槽（40〜200ＫVp）　２台
（ニ）γ線用ラジウム標準線源（105mg、0．5mm白金容器入）１個
（ホ）γ線用コバルト60標準線源（５〜50mc、レントゲン単位で較正済）７個
（ヘ）γ線用セシウム137標準線源（約250mc、レントゲン単位で較正済）１個

（２）X−γ線の吸収線量の標準測定

　高エネルギーのX−γ線を吸収線量の単位ラドで現示するため、人体の軟組織と等価な物質で作られた外挿電離糟を使用して、目下コバルト60γ線について実験中で引き続き10MeV（ベータトロン）までのX線について実験を行う予定である。

（３）X−γ線の散乱線のエネルギー分布の測定

　X−γ線による人体障害の大部分ばその散乱線によるので、その防護計測ならびに防護方法の基礎資料を得る目的でいろいろな散乱物質による散乱線のエネルギーを測定する。低エネルギーのX線については、螢光X線スペクトロメータおよび比例計数管式エネルギー・スペクトロメータで高エネルギーX−γ線についてはシンチレーション計数管式スペクトロメータで行う。

（４）X−γ線用フィルム・バッジの特性に関する研究

　X−γ線障害予防用で個人が着用する一種の計測器で、その特性を実験的に調査し、国産化と適確な使用規格の資料とする。X線用のものについては完了し、近くγ線用に着手する予定。

２．中性子線関係

（１）熱中性子線束密度の測定

　当所保管のRa（α）−Be中性子源とパラフィン、グラファイト、水等の減速剤を使用した熱中性子線源の一定位置の熱中性子線束密度（n/cm²sec）の標準測定を行い熱中性子計測器の較正用装置を確立せんとする。標準測定はボロン塗布の２π比例計数管法および金属箔使用の誘導放射能法による。

（２）中性子線源の強さの測定

　当所保管のRa（α）−Be中性子源は一応カナダの国立原子力研究所で測定せられ、その値がついているが、これを日本の中性子標準とするためには日本独自の実験により値を確定しなければならない。本測定はこの目的で行うもので、その値が確定した後に中性子標準の国際比較に参加する予定である。

　この中性子線源は昭和30年にカナダから輸入し次のようなものである。RaCO₃粉末（Raとして0．984g）とBe（5．055g）粉末の混合物を外径21．7mm、高さ25mm、肉厚2mmのモネルメタル製円管内に圧縮密蔽したもので、中性子線束は1．45×10⁷n/sec・4πである。

（３）中性子線の吸収線量の測定

　放射線の人体に対する障害は人体に吸収された線量に依存する。したがって中性子線による障害の予防計測の計測基準となるべき中性子吸収線量標準測定器が必要となる。本研究はこのような計測基準を確定せんとするもので、目下熱中性子範囲の実験を準備中である。

（４）中性子計測器のエネルギー特性に関する研究

　中性子計測器は測定する中性子のエネルギーによって感度がいちじるしく変る。したがってこの較正試験は計測器のエネルギー特性の吟味なくしては不可能であるといえる。したがって各種エネルギー用の中性子計測器の較正試験を実施する前提として本研究が必要となるが、この研究に必要な次の施設の整備もしくは購入準備中である。

（イ）中性子エネルギー・スペクトロメータ

（ロ）任意の均等エネルギーの中性子線を発生するファン・デ・グラフ式加速装置

３．放射線関係

（１）放射線の絶対測定

（イ）β線放線体に関するもの

　４π比例計数管によりβ線放射線体をキュリー単位で測定するもので、米国のＮ．Ｂ．Ｓ．のCo⁶⁰，Sr⁹⁰の標準試料について測定した結果、前者は３％、後者は１％以内で一致した。この計数管を２π比例計数管として利用し、Ｎ．Ｂ．Ｓ．のRaD＋E β線標準試料およびポロニウム標準試料について測定した結果いずれも約１％以内で一致した。β−γ線放射体の絶対測定についても同時計数法により実験続行中であるが、Co⁶⁰についての予備実験によれば、前記の４π比例計数管法による結果と約1％以内で一致した。

　以上のごとくβ線放射体の測定基準は近く確定する予定である。

（ロ）α線放射体に関するもの

　α線放射体の絶対測定用として、目下平行板型電離槽を製作中である。、

（２）標準試料、計測試料の製作法に関する研究

　放射線の測定の場合、計測器を較正するに使用する放射線標準試料と測定する試料自体との製作法を研究するもので、放射線標準試料として近くCo⁶⁰とSr⁹⁰との標準溶液の製作を終り、引き続き天然ウラン使用のα線標準その他の試作に着手する予定である。

４．放射線用品の試験関係

　放射線用品の試験ならびに検定は医療法にもとづく線量計検定規則および依頼兢試験規則によって行っているが、その申請件数は逐年増加の傾向にある。

　なお、現在行っている試験検定は次のとおりである。

（１）測定器の試験

　ポケット放射線量計、フィルムバッジ、放射線サーベイメータ、Ｇ．Ｍ．管、計数率計、計数装置

（２）X線用品の試験

　X線装置、X線管、整流管、螢光板、増感紙

（３）放射線源の試験

　放射能標準、放射能試料、γ線放射体、マルチキュリー線源

（４）放射線遮蔽施設および用具

　遮蔽施設、遮蔽装置、安全容器および遮蔽用具

（５）X線量計検定規則にもとづくX線量計の型式承認および検定

Ｂ．熔融塩電解法による金属ウランの精製研究

１．現在までの研究結果

　当所においては昭和15年頃以来、電力応用技術の開発の一つとして、アルミニウム、マグネシウム等の熔融塩電解法の研究をつづけてきたが、終戦後これらの研究の目的を失った社会情勢になったので、今までに体得した研究技術を将来性ある稀元素の製造に転換し、リチウム、ランタン、セリウム、ジルコニウム等の各種稀有金属について300回以上にわたって実験し、実験室的規模ではあるが電解諸条件を究明し生産してきた。一昨年原子力問題が国家の重要研究問題となってきたので、以上の技術をいかし実験室的のきわめて小規模なものではあるが、ウラン、トリウム、ペリリウム等の原子炉用金属の試作を試みに行ってみた結果、それぞれ10〜50gていど製造することに成功した。（そのうち、ウランについては29年９月１日53g、10月20〜22日41．4g、30年３月27〜30日152gを得た）

　よって30年秋、これらの金属製造設備の拡充ならびに防護施設の完備方針をたて、実験室の改造に着手、本年３月これを完了し４月からもっぱら金属ウランの中規模の電解（１回１〜５kgていど）に着手した。

　その後２ヵ月にわたり10kgのウラン原料（品位98％ていどのウラン酸アンモン）を処理し、数回にわたって電解を行い（４月30日、５月11日、５月24日、６月４日、６月20日、７月12日）すでに数kgの金属ウランを各種の製造条件の下に採取した。試作された金属ウランは立派な結晶粒子であって99．9％ていど以上の純度であると判断され、これを真空熔解した上その加工性を調べたところ圧延等の加工も極めて容易で、冷間圧延で加工率83％にいたって初めて周辺に微少なワレが認められ、なお91％までの圧延を行うことができた。この実験結果から数kg単位のバッチシステムで作業した場合に原子炉に使用するような金属ウラン棒を生産するに要する諸経費（ウラン原料費、人件費、設備費、同償却費等は含まないで化学薬品、動力、電力ガス、水道等の消耗資材費のみ）を算出してみた結果は金属ウライ塊１kg当り2,000円未満であることが明らかとなった。

　その内訳は

であった。

２．研究結果のもつ意義

　目下、原鉱石からウラン塩の抽出技術が国内で着々と進展しつつある時、その次に来る金属化の工程がウラン１kg当り2,000円未満（特に金属化がkg当り200円未満）の消耗資材費でできることが明らかにされたことは、わが国原子力工業の将来に光明を与えるものであるといえよう。

　現在諸外国ではウランの金属化は四弗化ウランのカルシウム還元によって行われているが、この方法では反応温度が1,800℃にも達し、装置が複雑で操作が相当困難であるのみならず、高価な金属カルシウムを用いなければならず、その上四弗化ウランを造る作業においては装置の腐蝕がかなり甚だしいので、特殊の材料を用いた容器を使用せねばならない等の多くの問題があると考えられる。電気試験所の方法は外国文献には見られない独自の方法であって、低廉な塩素を用いて酸化ウランを塩化物とし、500℃以下の低温度で熔融塩電解するもので前述のごとく極めて安価にかつ簡単に金属化できることがその特徴であって、まだ不十分な所も多い精製工程を含んだ中間的研究段階であるにかかわらず、前述のように加工性のよい金属ウラン板が得られたことは、この方法の将来性に対してますます明るさを増した次第である。

３．工業化の見通しと今後の問題

　現在研究はバッチシステムで行われているが、今後の研究の主要点は連続作業方式の樹立にある。これが実現すれば前記諸経費はさらに相当軽滅される見込であるし、特に人件費は著しく少なくなるはずである。

　今回研究に用いたウラン原料は国内で精製されたもので、その品位は98％ていどであったが、このていどの高品位のものでも前述のように多額（約60％）の精製費を要したのであるから、原料の品位いかんが今後金属ウランの価格を決定する上にかなり大きな要素となることがわかる。

　なお最後に残る重要な問題は原鉱石の価格いかんであろう。われわれの今後の研究問題は前記精製費の低下、連続作業方式の決定およびその装置の設計のほか電解浴組成の改良ならびに製品の純度の確認に向けられねばならない。

Ｃ．原子炉自動制御に関する研究

　原子炉の制御問題を考えるとき大別して起動、定常運転、停止の運転方式が主要問題になるが、そのうちでもひんぱんな操作範囲にある定常運転時の制御をまず取り上げる。

　周知のとおり核分裂の際、核燃料による相違はあるが放出される中性子のうち１％足らずは分裂後しばらく時間を経て放出される。（半減期十数分の１〜数十秒）これは遅発中性子と呼ばれ、その割合を普通βで現わしている。かように比較的緩やかに行動を起す中性子に著目し反応度をβより小さい範囲で変化させると、原理的に原子炉の安定な制御を行うことができる。特に中性子レベルすなわち原子炉出力を目標値に保つような定常運転時の自動制御では、そのレベル近傍のわずかの変化のみを考えれば十分であり、その際βより小さい反応度変化に対しては、中性子の時間的行動を定める伝達函数は線型化され、取扱は容易である。さらに好ましいことは炉出力の増加とともに温度が上昇すると、断面積あるいは体系の密度の変化にもとづく反応度の損失をともなうのが普通であり、このような負饋還ループのために、さらに安定な制御を行うことができる。定性的に述べた上記の諸特性は原子炉の型式によってことなるが、これを特質付けるものはβ、中性子平均寿命、温度係数、熱伝達の遅れ等で、これら制御上重要な量をパラメータとしてアナコムに組めば、目標値変更や反応度外乱に対する炉出力の過渡応答あるいは制御棒の運動などの計算、あるいはまた制御系各部の検討が容易に行える。

（電試ニュース昭30．10、昭30電気三学会連大568等参照）

　しかし大幅に中性子レベルを変える場合あるいは起動の際は前述のような簡単な考察は行えない。

　特に制御棒を大きく移動するような場合、中性子束の空間分布の型がそれとともに著しく変化するであろうし、制御棒の動きと反応度変化との非線性の影響等も考慮せねばならない。ところがこれらの問題は前述の場合と異なり、必要な実験的裏付が少ない現在、いたずらに複雑な解析も無意味と思われるので、まず運転領域の起動を問題にした。

　この領域で原子炉の動特性はいわゆる原子炉運動方程式に従うと仮定することは妥当である。与えられた反応度変化に対する炉出力の応答は非常に面倒な計算とは云え、すでに２〜３の報告もあるが、制御系を閉じた場合の一般的な取扱は極めて困難である。しかし実際上起動に際してはプログラムあるいは応答波形を指定することが多いと考えられるから、これに関して対数出力を導入して近似的取扱を示し、アナコムによる計算との比較検討を行った。（学振原子炉設計委昭30報告参照）

　正常な原子炉の停止は極めて平凡な動作で、問題になるのは強制停止である。すなわち不測の事故に対していかに安全を確保するかである。われわれは具体的な例として、当所電力部で設計した10MW天然ウラン重水炉に冷却水停止事故が起った場合を取り上げた。この事故が起ると熱の取出が停止する上、燃料被覆と冷却水間の熱抵抗が、平常時の10倍にも上昇するので、原子炉は最も危険な状態になる。

　上の場合につき原子炉各部の温度上昇ならびに安全棒落下後の各部の温度変化を計算し、その結果から事故検出器のとりつけ位置および安全棒に装荷すべき負反応度を決定する資料を与えるとともに、発電用原子炉の場合に生ずるであろう問題を考察した。

Ｄ．原子力発電に関する研究

　当所においては原子力発電に関する研究を行うため従前からこれに関する基礎資料を収集し、原子力発電の各種方式についてわが国に適した方式を選定することを目標とし、原子力発電具体化上の技術的、経済的問題を検討している。すなわち発電を対象とした原子炉設計に関して核計算、原子炉冷却の計算、原子炉ならびに発電所の制御方式、原子力発電の経済性等に関して調査研究を進めている。

　原子炉の設計および冷却の計算については、基礎的研究の段階として、天然ウランおよび軽濃縮ウランを用いたグラファイト炉の計算を行った。この計算結果は学術振興会原子炉設計の基礎研究委員会の報告（昭和29年度報告、昭30．４）として報告されている。

　ついで同学術振興会に参加し、昭和30年１月から、熱出力10MWの天然ウラン、重水炉の設計を行った。この実験炉においては動力炉の予備実験ができるという点に主眼をおきCentralThimble，高温実験を行いうる設備を設けてある。同時に、各種実験孔、アイソトープ生産設備を充実して多くの目的に役立つような設計となっている。この10MWの重水炉のスケルトンデザインについては東京芝浦電気、石川島重工業と協力して完成した。この結果については学術振興会から30年度報告として発表される予定である。

　当所の研究対象は発電用原子炉にあり、以上の基礎的な実験用原子炉の設計計算が終ったので、電気出力10MWの天然ウラン重水炉を用いた原子力発電所の設計計算を進めている。発電用原子炉では実験用と異なり新らしい問題を生じる。たとえば熱効率をよくするためにはクーラントはできるだけ高温である方がよいが、他方、重水減速冷却原子炉では高温を得るためには高圧となり、原子炉製作上の技術的限界から制限をうけることとなる。また蒸気発電プラントとの協調が必要となってくる。このように原子力発電所設計においては原子炉プラントと蒸気プラントとを組み合せた総合的な検討が必要となるが、そのために原子炉の核的設計、熱的設計、熱交換および蒸気プラント等の各設計因子を組み合せた計算図表を作製して検討を進めている。

（前号の補遺）

　前号記載の特許庁の記事のうち海外の原子力特許事情につき次のごとく述べている。米国において政府所有の原子力関係特許のうち、1950年以降現在までに885件のものを産業界の使用に供するため解除し公開した。この885件の特許のうち、昨年７月以降に解除された約100件のものを次に列挙して参考に供する。ただし、数字は特許番号を示す。

Ａ．原子力一般（以下ＢからＩに属しないもの）

　　2704330．2708148．2709791．2713095．

　　2713097．2713677．2714170．2726805．

　　2727995．2728220．2728717．

Ｂ．中性子反応炉

　　2707964．2708656．2710538．2714577．

　　2714668．2725993．2730951．2731624．

Ｃ．反応炉材料

　　2700606．2703271．2705674．2706676．

　　2707555．2711364．2711389．2711972．

　　2713554．2714554．2714555．2723181．

　　2725278．2725279．2725284．2727890．

　　2728128．2729601．2731341．

Ｄ．同位元素の分離

　　2700107．2703337．2703843．2704335．

　　2709222．2709750．2710354．2712073．

　　2712074．2712075．2712078．2712079．

　　2712636．2713640．2713641．2714164．

　　2714165．2714166．2714664．2714665．

　　2714666．2714667．2715186．2715196．

　　2724058．2725477．2725478．2725479．

　　2725480．2725481．2726336．2727000．

　　2727150．2727151．2727152．2727190．

Ｅ．放射性物質の分御

　　2710249．2711362．2723701．

Ｆ．放射能の防御

　　2726339．2727996．

Ｇ．放射線測定

　　2700149．2700736．2705108．2712114．

　　2714677．2715181．2725028．2727154．

　　2728861．2729809．2729815．2731568．

Ｈ．放射線および放射性物質の利用

　　2702523．2722609．2728867．

I．放射線発生装置

　　2715185．2723371．2731590．

　原子力委員会委員藤岡由夫博士は去る8月24日羽田発空路米国出張の途についたが、同委員は9月1日から3日までサンジェゴにおけるジェネラル・ダイナミックの原子炉問題シンポジウムに出席した後、ロスアンゼィレスを経てサンフランシスコに行き、カリフォルニア大学等の大学を訪問し、原子炉問題等につき打合せを行い、またN．A．A．等のメーカーの視察を行い、さらにシアトルにおける国際理論物理学会に出席し、23日帰国の予定である。