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1 ガス冷却型動力炉用実寸燃料要素の組立および評価に関する試験研究
古河電工（株）
（研究目的）
ガス冷却型動力炉に使用される実寸燃料要素の製造組立法を研究し、試作実寸燃料要素について主要検査ならびに高温ガスループ炉外評価試験を実施して、その性能を評価することにより、このタイプの燃料要素の国産製造技術の開発に資するものである。
現在、古河電工では実物半寸大でマグノックス被覆中空ウラン棒のみについて高温高圧下における炉外熱サイクル試験を実施しているが、本研究はこれをさらに発展させ、実寸大で総ての部品（スプリッター、ブレース等を有する燃料要素を組立てる研究を行うと共にこれら燃料要素のチャンネル内ガス流条件下での挙動を検討するため高圧ガスループ試験を行うものである。
（研究内容）
1 ガス冷却型動力炉用実寸燃料要素の組立
（1）ガンドリルによる中空ウラン棒の加工
中空燃料要素の製造法として、現在古河電工では中空鋳造法で行っているが、これには多くの欠点を有する。本研究は建造を中突棒で行い、機械加工で中空棒とする方法を検討するものである。
このため、800m／m程度の長さのウラン棒の穿孔加工を行い得るようなガンドリル加工法を検討する。検討項目としてはガンドリルの形状（刃先形状刃角など）、切削加工条件（切削速度、送り速度、切削油、油圧等）である。
（2）ブレースとスプリッターのスポット溶接
スプリッターとブレースとの溶接は同材質がマネグシュームのための既存の技術である鉄溶接に比較してかなり未知部分が多い。即ち、溶接条件（加圧力コンデンサー、容量、充電々圧、試料表面状etc）と得られた溶接部ナゲット（nugget）の大きさ、金属組織、機械的強度との関係について実験し、強固なスポット溶接を得るための条件を求める。
（3）実寸燃料要素の試作
実寸燃料要素（70m／m長）を3本試作し、化学分析、寸法検査、X線検査を行う。
2 実寸燃料要素のガスループ試験
ステンレス芯入実寸燃料要素を作成し、富士電機（株）のガスループを使用し、高温ガスループ試験を実施する。
検討項目は被覆管のフィンおよびスプリッターの変形の程度、スプリッターとブレースの溶接部などの部品溶接部の検査を行う。
2 加圧水型動力炉用制御棒組込式長尺無側板型燃料集合体の
組立技術に関する試験研究
三菱原子力工業（株）
（研究目的）
現在一般に用いられている加圧水型動力炉燃料集合体はステンレス鋼製側板とステンレス鋼製バネ格子とから支持構造が形成されている。この型の燃料集合体は過去数ヵ年にわたって研究され、その製造技術は一応確立された。
しかるに、最近無側板型の燃料集合体が開発され、米国においては既に実用に供されつつある。この型の支持構造はばね格子と支持管より成立っており、その組立方法は先の燃料集合体よりかなり複雑である。この型式のうち、比較的短尺ものの模型は40年度において組立中である。従って今年度は長尺で制御棒集合部を含んだほぼ完全な型の実寸大の加圧水型動力炉用燃料集合体の模型1体を製造し、その炉外評価試験を行ない、組立加工技術の信頼を確認することを目的とする。
（研究内容）
1 インコネル格子集合体の製作
インコネル格子打抜きまげ加工用金型を設計、製作し、パンチングプレスで打抜きまげ加工して、インコネル格子を製作する。これを組立て、ろう付又は電子ビーム溶接法の適当な方法を予備的な試験で選定し良好な寸法精度のインゴネル格子集合体10コを組立てる。
2 長尺摸凝燃料棒の製作
長尺のジルカロイ被覆管に鉛ペレットを入れて重量を実際の燃料棒と同程度にしたものを180本製作する。
3 燃料支持構造体の製作
上記のインコネル格子集合体9コと10本の支持管とを組立て、プラズマ溶接法で固定し、さらに下部ノズルを溶接固定して燃料支持構造体1コを製作する。
4 制御棒集合部の製作
実際に用いられるAg-Im-Ca合金の代りに重量を模擬するために鉛棒をステンレス管に挿入、端柱溶接して模擬制御棒16本を製作し、これをまとめて制御棒集合部を製作する。
5 燃料集合体の製作
上記各部品で燃料集合体1コを製作する。
6 炉外評価試験
完成した燃料集合体について次の炉外評価試験を行う。
寸法試験 剛性試験
3 軽水冷却型動力炉用燃料集合体の高温高圧水ループによる
炉外評価に関する試験研究
住友電気工業（株）
（研究目的）
国産燃料の炉内装荷時の健全性の限界を確認するために、従来より開発してきた燃料集合体を炉内条件の限界に近い様々な条件で熱的特性および流水中の特性をしらべ動力炉燃料の性能限界を確認しなければならない。
燃料集合体本試験研究は燃料集合体の確性試験の1環として、燃料集合体の高温高圧水中における腐食量、特にスペーサと燃料被覆管との摩擦による腐食量を測定し、国産燃料の健全性を確認する事項を目的とする。
（研究内容）
（1）高温高圧水ループの建設
流 量 300l／min 耐圧：84.7気圧
温 度 300℃
長時間（120時間）連続運転可能
上記性能の循環ループを建設する。
ループの配管材質はステンレス鋼（SUS27）とし、循環ポンプは高温高圧用のキャンド・ポンプとする。テスト・セクションは、JPDR8×8型燃料棒が最大9本挿入できる構造のものとし、このとき平均流速は約30m／sとする。
さらに気水分離器やイオン交換用バイパス・ループ及び誘導加熱方式による加熱を行なう。
（2）試験用燃料サブ・アッセンブリの製造
外径109mmφのジルカロイ管に天然ウランペレットを挿入し、各種スペーサー（スプリング、クリップ式、スプリング、カラー式、ワイヤー、スペーサー）とともに、サブ・アッセンブリを作成する。
これらについては昭和40年度補助金研究による軽水冷却型動力炉燃料集合体の組立加工ならびに特性に関する試験研究における成果を活用して燃料を製作する。
さらにタイプレート、ベース附近の流水抵抗を測定するため、ベース及びタイプレート附近の構造を作成する。
（3）高温高圧水による腐食試験
長時間連続運転により燃料被覆管とスペーサーとの腐食量を様々な温度圧力条件で測定する。
さらに試験は試料の引張強度測定、渦流探傷、超音波探傷を行ない健全性をチェックする。
4 沸騰水型動力炉用燃料集合体の照射前確性に関する試験研究
東京芝浦電気（株）
（研究目的）
沸騰水型動力炉用燃料は高出力密度化、長尺管採用の方向にあることにかんがみ、その国産技術確立を目的とし、燃料集合体1組を設計製作しJPDRを照射の場に想定し照射に充分耐えるための構造上及び安全上の条件が満たされていることを確認するための核熱水力計算を行なう。
（研究内容）
1 燃料集合体の設計ならびに安全解析
6×6型長尺燃料集合体について核熱水力設計、構造設計、材料設計を行ない、この集合体の照射に用いる原子炉への安全性を中心に検討し、十分照射に耐える仕様を作成する。
2 集合体の製作
濃縮ウラン約75kgを入手し、ペレットを製作する。一方ジルカロイ-2管、棒材を入手し、その探傷検査を行ない一端溶接、ペレット挿入、他端溶接の順にセグメントを作る。
タイプレート、ペース、ハンドルはGF-8鋳物で鋳造し機械加工、検査の上、先のセグメントとあわせ1集合体を組みあげる。
3 照射集合体の評価
製作途上で各段階の検査を加えて進めるが、集合体そのものについては、特に曲り、間隙、ワイヤスペーサ等について設定した仕様を満たしているかどうかを検討し、照射試験に対する最終的安全性を確認する。
5 軽水冷却型動力炉用燃料集合体の
照射前確性に関する試験研究
住友電工（株）
（研究目的）
軽水冷却型動力炉用燃料集合体の製造技術に関して、現在実用に供されている原子炉燃料の出力使用条件に近い燃料集合体を設計、製作、実用燃料集合体の製造技術の確立をはかり、国産燃料の実用化のための技術を習得することを目的とする。
これらの目的を達成するための手段として、JPDRを照射の場に想定し、照射に十分耐えることを確認するための核熱水力計算を行なうとともに、各種炉外試験を行なうものである。
（研究内容）
1 燃料集合体の設計
JPDR炉心に8×8型長尺高出力燃料を装荷照射するについての核熱水力計算を実施する。
これら計算を基に8×8長尺型燃料集合体を設計する。
2 燃料集合体の製造
UO2ペレットを、ジルカロイ被覆管に装入し、両端に端栓を溶接し、別途製作した集合体部品と共に組立てて、燃料集合体一体を製造する。
3 燃料集合体の試験
燃料集合体の照射前試験として、濃縮ウラン入燃料集合体またはその部品についてつぎの照射前試験を行なう。
1）スペーサと燃料棒間における摩耗腐食
2）燃料集合体の流水試験
5 安全性の検討
JPDRで照射するための安全性の検討を行なう。
6 照射
昭和41年度末頃、原研JPDRに装荷して照射を開始する。
6 濃縮ウランスパイク型二酸化ウラン振動充填燃料の
照射に関する試験研究
（株）日立製作所
（研究目的）
UO2系振動充填燃料の加工コストをさらに安価にする方法として、濃縮ウランスパイク型振動充填燃料が考えられる。濃縮UO2の加工コストが現状では歩留、溶融バッチにおける臨界管理などの点で非常に高価となる。
これを打破するため、粉砕、篩別などのロスの出やすい操作は天然溶融UO2のみについて行ない、充填直前に濃縮溶融UO2のかわりに転換コストが安価な濃縮UO2焼結微粉末を混入することにより製造工程を簡単にするとともに濃縮ウランのロスを防ぎ燃料加工コスト引下げをはかるものである。
本燃料は天然UO2の粗粒と濃縮UO2の微粒を混合して振動充填することにより製造され、燃料周縁部に濃縮ウランが富化される特徴があるため、照射中の中心温度の低下、伝熱、機械的強度の向上などが期待される反面、濃縮ウランの局部的存在状態の不均一性が燃料の照射性状にHot spotとしてあらわれ、また核分裂生成ガスの放出量にも影響する可能性がある。
本試験研究は濃縮ウランスパイク型振動充填燃料の照射挙動を解析し、その経済的効果を確認するためのものである。
（研究内容）
1 試験燃料棒の製作と試験
未然溶融＝酸化ウランの粉砕粉末（6mesh-200mesh）の約90wt％に対し、約8％濃縮高密度焼結粉末（200mesh以下）の約10wt％を混合して平均濃縮度が約15％となるようにし、ステンレス鋼被覆管中に振動充填した後、端栓を溶接して濃縮ウランスパイク型UO2振動充填燃料棒を製作する。
また比較用試料として、約15％濃縮UO2を高密度に焼結して粉砕し、粒度を調整した後ステンレス鋼被覆管中に振動充填し、端栓を溶接して均一濃縮UO2振動充填型燃料棒を製作する。これらの試料について照射前試験を実施する。
2 照射試験
上記の濃縮ウランスパイク型UO2、振動充填燃料棒と比較のための均一濃縮UO2振動型燃料棒各一本を外国の材料試験炉において液体金属入りカプセルに封入し所定の検査を行なった後、できるだけ同一条件下で中性子照射する。照射条件は、熱発生率440W／cm、燃焼度3,000MWD／t、燃料表面温度300℃、中心温度2,300℃、熱中性子束15×1014nv
3 照射後試験
通常の照射後試験を実施する。特にスパイク型燃料体と通常振動充填燃料体との差違に注目した試験、捜査を行なう。
7 二酸化ウラン燃料体の照射中における熱発生率の
直接測定に関する試験研究
三菱原子力工業（株）
（研究目的）
原子炉の燃料設計において∫kdθ即ち積分熱伝導率の値が、燃料の使用条件を決定するものとして、重要視されている。ところが、直接測定における実験の困難性が原因して、従来炉設計において使われてきた値は、推定値が採用されており、設計者によってこの推定値は大幅な開きがみられる。
推定値の根拠としては、普通の燃料照射試験において照射後の断面組織より温度を推定し、又照射ループにおける熱量測定より計算を行なうものが一般的であるが、この方向では、温度測定の不充分さ、ループの熱量計としての不正確さにより、実験者により大きいデータの相異を防ぎえなかった。最近米国において、照射中における直接測定が始められたが、現在まで、データ数は不足しており、また実験平均において、依然として開発すべき要点を残している。
本研究は、振動充填燃料体の照射中における∫kdθを直接連続測定によって計算し、振動充填燃料体の評価を目的とする。
（研究内容）
1 燃料棒試料の設計製作と試験
振動充填燃料試料6本を製作し、このうち1本を実際の照射試験に使用する、他は非照射試験に使用する。濃縮度が3.5％のUO2を使用する。被覆管は304ステンレス鋼を用いる。
燃料棒の寸法は21m／m×230m／m、UO2寸法20m／m×200m／m、密度87％、被覆管内厚10m／m。
この燃料棒試料は通常の照射前試験を行なう。
2 照射用カプセルの設計製作と試験
上記燃料棒を計測カプセルに組込む。計測カプセルは、35-43m／mφ×約400m／mで試料表面温度、中心温度および熱発生量を測定する。中心温度測定には封入ガスバルブ圧力変化測定器を用いる。
3 照射試験及び照射中試験
外国の材料試験炉で照射し、照射中カプセルに組込んだ計測器の測定をおこなう。照射条件は、
| 中性子束 |
1×1014nv |
| 照射期間 |
1reactor cycle |
| 燃焼度 |
700MWD／FuO2 |
| 試料中心温度 |
2,400℃ |
| 単位長さ当り発熱量 |
10kw／ft |
4 照射後試験
カプセルを解体しCo-Alフラックスモニタの分析により燃焼度を測定した後、廃棄物として処理する。
8 原子炉用炭化ホウ素の製造に関する試験研究
電気化学工業（株）
（研究目的）
現在炭化硼素は国産品がなく全量輸入に頼っているが、わが国の国産原子炉の開発計画と並行し、制御材として優れた性能を有する良質な炭化硼素を廉価に供給する必要がある。わが国の国産技術による炭化硼素の製造についてはまだ開発されなければならない多くの問題点を有している。
本試験研究は電気炉における均一、高純度な炭化硼素インゴットの製造条件を究明するとともに、インゴット粉砕における最適粉砕条件の把握および粉砕品分級精度の向上に関する製造技術の開発を目的とする。
（研究内容）
1 炭化硼素インゴット製造試験
硼酸、窒化硼素及びコークスの配合原料をミキサーで混合し、混合された原料を予備加熱し、電気炉で1バッチ約80kgのインゴットを製造し、原料調合、加熱方法を検討する。
2 粉砕試験
粉砕設備等によりインゴットを粉砕し、約70～270メッシュ間の歩留り向上、過粉砕の検討をする。
3 品質、性能の検討
電気炉にて得られた生成インゴット下層部の稠密部組成成分測定を行ない制御材としての所要性能について検討する。
9 ジルカロイ長尺燃料被覆管の製造に関する試験研究
（株）神戸製鋼所
（研究の目的）
軽水冷却型原子力発電所の大型化及び高性能化に伴って、その燃料被覆管用に長尺（4メートル長さ）のジルカロイ-2またはジルカロイ-4管被覆が必要となる。
しかしながら、被覆管の長尺化あるいは材質変化に対処して、これらを国産化するためには、材質変化にともなって熱間および冷間の管加工工程、加工条件および結晶組織の調整の検討が必要となり、また、長尺化にともなって特に冷間加工時の潤滑条件、長尺管の曲り矯正法、寸法精度向上、表面欠陥の除去と欠陥探傷等の問題を解決しなければならない。
以上の諸点に検討を加えてジルカロイ-2およびジルカロイ-4長尺被覆管を試作し、各種確性試験を行ない、今後予想されるジルコニウム合金製長尺燃料被覆管国産化の基礎を確立する。
（研究の内容）
1 熱間押出による素管の製造研究
高酸素のジルカロイ-2、ジルカロイ-4ビレットを用い、熱間押出により素管を製造する。特にジルカロイ-4については熱間押出諸条件について検討し、結晶組織、寸法精度、表面状況の優れた素管を得るための試験研究を行なう。
2 冷間加工による長尺管の製造研究
ジルカロイ-2、ジルカロイ-4押出素管を用い、管絞り圧延機、抽伸機等により、長尺の被覆管の製造試験を行なう。管の長尺化に伴う潤滑剤選定、欠陥の除却、管の真直性の問題について検討する。特に中間工程において長尺管用音波探傷機を使用した探傷試験等を実施し、中間製品諸性質と最終製品品質との関連を把握する。
3 検査および性能試験
長尺被覆管試作品について寸法検査、超音波探傷等の諸検査、耐圧強度、耐食性、機械的性質についての諸試験を行なう。
10 原子炉圧力容器用高張力鋼材の破壊靭性に関する試験研究
三菱重工業（株）
（研究の目的）
原子力発電の大容量、高出力化にともないその圧力容器に使用される鋼材はより高い強度と靭性が必要となり、米国においては従来のASTM-A302B鋼板の2～3倍の高い降伏点を有する鋼材（HY80～140系）が開発されつつあり、わが国においてもこれらに匹敵する鋼材を早急に国産化し、その機械的冶金的性状を調査して原子炉圧力容器製作時に必要な資料を整備しておく必要がある。
特に原子炉圧力容器は運転中に中性子照射を受けて靭性が劣化するので鋼材の脆性破壊特性については十分に究明しておかねばならない。
本研究は、以上のような観点から国産極厚高張力鋼材に対して各種の素材性状熱処理特性を総合的に比較検討するとともに特に脆性破壊特性を新試験法により究明し、国産材に対する材料スペック並びに鋼材に必要な靭性判定方法を検討し、原子炉容器の安全性の向上と使用寿命の延長を図るための資料を得ることを目的とする。
（研究の内容）
1 素材確性試験
引張、曲げ、衝撃、カタサ組織試験および片振引張りの低サイクル疲労試験を行なう。
2 熱処理特性試験
実際の鋼板の熱処理履歴を含む広範囲な冷却速度を考慮した熱処理用CCT曲線を作成し、これから冷却速度と組織および衝撃値との関係を究明し、高張力鋼材として良好な切欠靭性を得るための熱処理方法のデータを整備するとともに、さらに切欠靭性に及ぼす亜変性脆性（焼モドシ脆化、応力除去焼ナマシ脆化、長時間加熱脆化）の影響を組織学的および衝撃試験により究明する。
3 脆性破壊試験
室温から-196℃の温度範囲で新しい試験法であるBiaxial Brittle Fracture試験を行ない、破壊靭性GC値を求める。またこれと平行して従来より実施されている引張、衝撃、落重試験により破壊応力または遷移温度を求めこれらと前記の破壊靭性GC値との関連性を検討する。
なお、上記衝撃試験においては荷重一時間検出装置により、衝撃破断時の破壊特性を求め比較検討する。
11 ベリリウム燃料被覆管に関する試験研究
日本碍子（株）
（研究目的）
39年度において燃料被覆管製作の前提たるホットプレスによる大形ピレットの成形技術につき研究を進め、均一なる大形ピレットの成形技術を確立し、このピレットより熱間押出により粗管を押出し、これに精密機械加工を加えてパイプを試作して一応パイプ製造技術を得ている。しかし、ベリリウム管は縦方向への伸びは大であるが横方向への伸びは十分でないので、被覆管としての用途には更に改善を行なう必要がある。
本研究は、縦方向への伸びと横方向への伸びが平均して大きく、燃料被覆管として使用できると期待される金属ベリリウムパイプの製造技術を研究することを目的とする。
（研究の内容）
1 抽出機械装置の検討
800トン抽出装置を新設し、燃料被覆管の実態に近い外径15mm、内径13mm、ベリリウム管を試作する。ホットプレス・ビレットおよびキャスト・インゴットから押出しによってパイプ素材を得る装置の仕様を検討する。
2 抽出条件の検討
パイプ素材を得るための抽出条件をホットプレス材および鋳造材について検討する。
3 パイプの試作
抽出加工されたパイプ素材を温間加工機により2次加工して加工条件を検討する。また横方向への伸びが大なるパイプを得るための2次加工条件も検討する。
4 特性試験
パイプ材の特性試験を実施する。特に拡管能（横への伸びST）を結晶集合体の方向性との関連を把握する。
12 ガス冷却型動力炉用燃料要素取扱装置に関する試験研究
富士電機（株）
（研究目的）
ガス冷却型原子炉において燃料要素の交換を原子炉稼動中に行なうため、燃料要素取扱装置を試作し、高温・乾燥摩擦状態における焼付、かじり等の現象及び機構の調査・検討を行ない、信頼性の高い燃料要素取扱装置の製作に必要な資料を得る。
（研究内容）
（a）材料に関する検討
燃料要素取扱装置の摺動部に適した材料を調査するため、湿度、温度の制御できる材料試験装置により、炭酸ガス雰囲気中、常温～450℃の温度範囲における使用材料の乾燥摩擦による焼付、かじり等を検討する。
（b）動作試験
実際の原子炉中での燃料要素の取扱操作が模擬できるように、模型燃料要素、模型燃料チャネル、燃料要素取扱装置等を持った試験装置により、常温～450℃の温度範囲において操作させ、機構、摺動部のすきま等の問題点を検討する。
（c）連続運転試験
動作試験により調整された燃料要素取扱装置の信魔性を調査するため連続運転試験を行なう。
13 原子炉一次冷却系の流量調節弁に関する試験研究
岡野バルブ製造（株）
（研究目的）
原子力発電プラントには多種多様な流量調節弁が使用されており、一次冷却系では多量の飽和水又は高温水の流量制御が必要となる。従来の調節弁型式では流体抵抗が大きく、かつ大型大重量となるため、蝶形弁型式の小型で軽量なる事と共に冷却水循環ポンプ故障の際には遅滞なく全閉される構造の弁を開発する。
（研究内容）
1 試作弁の製作
軽水冷却型動力用原子炉の流量調節弁に関する資料を得るため、口径10Bの模型弁を製作する。
2 作動試験
（1）常温試験、作動テスト信号により調節弁が任意の弁開度で停止し、又、信号により全開位置に復帰する事の確認および循環ポンプ故障を想定した場合の全閉、全開の作動試験を行い、弁駆動装置の動作特性および信頼性、耐久性を調査する。
（2）背圧漏洩試験、弁全開の状態で背圧を1、50、100、162kg／cm2に対してシート部からの漏洩を調査する。
（3）グランドパッキン漏洩試験、圧力162kg／cm2でグランドボックスからの漏洩を調査する。
3 水力試験
模型弁の流量制御特性、弁操作力量および流量調節時のジスタフラッタリング防止対策を調査する。
4 調節弁のトリム材のキャビテーションエロージョン試験を行ない、下記項目について検討する。
（1）材料の相違、（2）流量、差圧、（3）流れ方向、（4）ジスク形状
14 炭化ウラン炭化けい素分散型燃料に関する試験研究
古河電工（株）
（研究目的）
新式の火力発電に対抗するために、原子炉の稼動温度を出来るだけ高くすることが要望されているし現実にこれら目標に対して、AGR,HTGCRが開発されつつある。これらの燃料としては高温ガス中で安定なUO2-ステンレス被覆、UO2-BeO分散、UO2-黒鉛分散およびUC-SiC分散型が研究されている。
本研究は高温で安定なSiCをマトリックスに選びUCを分散させる燃料の製造用研究を行うものである。40年度においては、SiCにUC粉末（20μ程度）を5-10％分散させ、これを芯材として、さらにSiCで被覆する製造技術についての基礎的な研究を行なった。
しかし、このようなセラミック分散型燃料は核分裂性物質を分散させるマトリックスとなる物質を通して、核分裂生成物が冷却材中へ逸散する欠点を有する。
本研究はUC粒子にSiCのコーティングを行い、これをさらにSiCマトリックスに分散させたUC-SiC分散型燃料の製造開発を目的とする。
（研究内容）
分散粒子は200～500μ程度のものがよいとされているので、二酸化ウラン粉末とコロイド状炭素を混合し、混合粉末を原料として造粒処理により適性粒度のものを調整し、さらに高温真空中で反応せしめ、さらに高温処理することにより、UCの高密度化と球状化を行なう。
こうして生成された200～500μ程度の球状UCは、さらに各粒子の外側に40～150μ程度のSiCをコーティングさせるのであるが、SiCのコーティング法としては粒状UCを流動層反応容器中に装入し、適当な有機珪素化合物の分解蒸気と高温で接解させることを行なう。
流動層の操作としては、まずアルゴン気流で1,000℃で流動化し、試料の脱ガスを完全に行ない、そののち1,200～1,850℃に加熱して水素アルゴン混合ガスで流動化を保つ、次に反応ガスの蒸気を流動ガスに混合させUC粒子上にSiCをdepositeさせコーティング厚さが所定の厚さになれば降温させるものである。
試験項目としては
① 粒状化UCの生成条件
② コーティングに使用する流動層の流動化条件
③ コーティング厚と時間、温度、流量
④ 生成コーティングの組織
15 炭窒化ウラン系核燃料に関する試験研究
三菱金属鉱業（株）
（研究目的）
UO2燃料の低熱伝導性、低核分裂密度を克服する核燃料の将来の担い手はUN、U（N,C）、UP、US等面心立方構造をもつ特質、あるいはこれらの固溶体等であると予想されている。UN-UC系核燃料物質の実用化に先立ち克服されなければならない燃料製造技術上の問題点としては、ウラン金属を経由せずにこれら物質を製造する技術の確立であり、又製品の高密度化と純度の向上である。
40年度において、上記ウラン金属を経由せず、ウラン炭化物の加アンモニア分解反応による製造方式について研究を行ない、本方式の確立についての見透しを得た。
本研究は上記第2の問題点である製品の高密度化と純度の向上に対する手段を検討するものである。
燃料の高密度化については従来種々の方法が行なわれているが、高密度化、均質化の条件を満足させる最適手段は高温溶融法である。さらにU（N,C）の場合問題となる酸素含有量調整については本法の利点は非常に重要である。
本研究は高温溶融法による高密度化を行なう具体的方法、技術的問題につき検討を行なうと共に炉燃料としての適正組成を製造、燃料特性の両面から評価し、基礎的検討を行なうものである。
（研究内容）
（1）装置設計、試運転
本試験研究に使用するアークイメージ及び高圧アーク炉及び高温測定装置等につき、高窒素圧、高温度下での使用目的に適合するよう詳細設計を行ない又製作された装置が正常の機能を発揮しうるよう調整試運転を行なう。
（2）高温小規模試験
（a）数グラム規模で、各種組成のU（N,C）粉末を製造成型し、主としてアークイメージ炉を用い、3気圧より真空にいたる窒素分圧下において1,800℃より融点にいたる温度範囲の高温処理を行なう。
（b）更に1％以下の酸素を不純分として含むU（N,C）につき上記と同様の試験を行ない、処理条件と脱酸素効率及び脱酸素に伴う組成変化を追跡する。
（3）アーク溶解試験
高圧窒素下におけるアーク溶解の適正条件を求めるため、ウラン金属棒を消耗電極としたアーク溶解試験を行ない、UNを製造する。更に組成の異なるU（N,C）成型体を原料に、前項試験で得られた知見をもとにアーク溶解を行ない、U（N,C）製造適正条件に関する技術的知見を得る。
16 分散型及びサーメット型燃料に関する試験研究
住友電工（株）
（研究目的）
将来の高速炉燃料としては高比熱出力、高燃焼度が要求されるので、熱伝導度、強度等の面より有利な新しい分散型、サーメット型等の燃料の開発が要望される。
これら新燃料の製造並びに性能についてはなお未開発の分野が多いので、これらについて試験研究を実施し、燃料製造の基礎技術を習得し併せて実用性能の評価を行なうことは高速炉燃料開発のためにぜひ必要と考える。
（研究内容）
UO2粉末とW、Mo等の金属粉末の混合よりなるサーメット型燃料及びBeO、ZrO2等の酸化物との混合よりなる分散型燃料について次の試験研究を行なう。
（1）サーメット型燃料の製造研究
UO2粉末とW又はMo粉末を20％、40％、60％及び80％混合し、この粉末冶金法による製造法について、粉末の混合、成型条件、焼結温度、時間、雰囲気等の諸条件について検討を行ない、最適製造条件を見出す。
（2）分散型燃料の製造研究
UO2粉末とBeO及びZrO2粉末を20％、40％、60％及び80％混合し、上記（1）と同様の方法について製造条件の検討を行なう。
（3）NaKとの両立性（compatibility）の検討
試作せる燃料体とNaKとの反応性を調査するため、保護雰囲気中で最高約800℃まで加熱を行ない、燃料体とNaKとの両立性の検討を行なう。
（4）燃料体の性能調査
試作燃料体について上記NaKとの両立性の他に熱伝導度、高温加熱特性（主として放出ガス分析）耐食性、強度等について調査し、燃料体としての実用性能を評価する。
17 十字形制御板の等価反応度の計算に関する研究
日本原子力事業（株）
（研究目的）
動力用原子炉に用いられる十字型制御板の形状配置を決定するに際し、核設計上問題となる制御板の等価反応度に対する精度のよい計算法を開発し、核設計の精度向上に資する。
（研究内容）
（1）十字型制御板を含む領域をXYのメッシュに分割する。
（2）制御板付近の衝突確率、遠い領域を拡散理論にて求め、その結合方法を検討する。
（3）単一エネルギー中性子での中性子束を（2）の結果により求め、制御板への流入中性子流を計算する。
（4）それを3～4組のエネルギーに組分けを行ないエピサーマルでの制御板反応度への付加効果をも含める。
（5）炉心全体について、拡散理論で扱い、（4）の結果を用いて、補正方法を検討する。
（6）下記の形状配置についての実測値と計算値と比較検討する。
（イ）十字型制御板 1本
（ロ）十字型制御板 2本
（ハ）ユニットセルに4本、9本、16本の十字形制御板
18 沸騰水型原子炉炉心の熱流束向上に関する試験研究
東京芝浦電気（株）
（研究目的）
実物の沸騰水型原子炉の燃料要素に近い形状の管群でのバーンアウトならびにその向上方法の研究を行ない、燃料要素表面よりの熱の取出しをできる限り増大させるための熱設計資料を得る。
（研究内容）
i）基準データとして二重管内管加熱棒を用い、臨界熱流束を測定する。ii）5本管群が熱棒を用い、中心ロッドと外側4本ロッドの熱流束を変化させ、中心ロッドの臨界熱流束が外側ロッドの熱流束により、どの程度向上するかを検討する。iii）上の実験でスペーサオリフィスをおいた場合の臨界熱流束の変化を調べる。
19 非一様発熱体の焼損熱流束に関する試験研究
三菱原子力工業（株）
（研究目的）
実際の原子炉に近い形状および運転状態における焼損熱流束条件を正確に求め、原子炉の性能を向上させるための熱設計資料を求める。
（研究内容）
1 予備解析
非一様発熱の焼損熱流束に関する内外の情報を調査研究し、非一様発熱の焼損熱流流束に及ぼす要因を検討すると共に、従来の実験についても検討する。
2 焼損熱流束に対する流体条件と発熱条件の影響に関する実験
非一様発熱体及び一様発熱体に流入する水の圧力温度、流量などの流体条件、発熱体長さおよび発熱分布を変えた場合に、これらの条件が焼損熱流束に及ぼす効果について測定を行なう。
また、非一様発熱体と一様発熱体の焼損熱流束の比較検討も行なう。
20 トリチウム簡易交換標識法に関する試験研究
大阪府
（研究目的）
トリチウムは比較的安価に入手でき、また人体に対しても割合に安全といわれている放射性同位元素で、トリチウム標識化合物は各方面で広くトレーサーとして使用されるようになってきた。このため種々のトリチウム標識法が提案されてきたが、何れも一長一短があり、標識困難な物質あるいは標識後精製困難な物質が多いのでこれらの開発の必要がある。
本研究は、標識困難である糖、アミノ酸、塩基類などの比較的複雑な化合物、ケント類、カルボン酸類および炭化水素の標識についての試験を行ない、その方法の難易、生成物の純度、収量、標識化率などについて既存の方法と比較検討する。
（研究内容）
1 解媒を用いる交換標識法
触媒の相違による影響、使用するトリチウム標識化合物の種類の影響、反応条件の影響などについて検討を加えるとともに標識された化合物のうち代表的なものについて適当な方法によって逐次分解して分子内各水素へのトリチウムの分布をしらべる。
2 液体クロマトグラフを用いる標識法
トリチウム水をたとえば活性アルミナのような液体クロマトグラフ用充填剤に吸着させた上、クロマトグラフカラムに充填する。これに活性水素をもつ化合物、たとえばケント類を流下させて留出液を分取する。主として元の化合物が標識されて留出するが、この各留水分中の化合物の量の分布をしらべる。
3 ガスクロマトグラフを用いる標識法
トリチウム化金属水素化物（例えばカルシウム水素で普通のカルシウム水素とトリチウムガスから調整する）をガスクロマトグラフの分離カラムに充填し、これを普通の充填剤カラムの前に装着した上普通のガスクロマトグラフ同様に
（PX + MeT → PT + MeX）
ハロゲン化物を注入した上適当な条件でガスクロマトグラフを行ない分取すると、目的とするトリチウム標識炭化水素などが純粋に得られる。この際に、特定位置にのみ標識される。また、2、3の化合物については、さらに分子内のトリチウムの分布を検討する。
21 体内臓器の塵挨沈着状態解明のためのアイソトープ、
または放射線利用に関する試験研究
（財）結核予防会
（研究目的）
汚染空気の核となる微粒子塵挨が長期にわたり体内特に肺に吸入されると、慢性気管支炎、肺気腫等の閉塞性呼吸器疾患或いは肺癌の原因になり、この塵埃が細菌を含む場合は肺の感染症をおこす。人体内に吸入された塵埃そのものの分析についてまだ十分な検討がなされていない。本研究は、以上の見地から、体内における放射性塵埃をふくめた塵埃の分布とその生物学的意義についての基礎的資料を得ることを目的とる。
（研究内容）
（1）肺内塵埃の分析
変化体等により得られた肺の健康部分を磨砕し超遠心分離器で処理し、沈渣を脱脂し、洗滌乾燥して得られた塵埃粒をマススペクトロやデンシトメータを用いて分析し、その一部を放射化分析する。 また、塵埃粒を2πガスフローカウンダ、シートシンチレーションにより測定し、α、β線の有無を確かめ超ミクロオートラジオグラフィを行いα、β放射体の解析を行なう。また、肺の組織標本をつくり、ミクロオートラジオグラフィを行ない核種の分析を行なう。
（2）塵埃（細菌、有毒ガス、発癌性物質をふくめる）の放射化によるその生体内挙動の解析
炭紛、亜硫酸ガス、メテールコラントレン、結核菌を対象とし、放射性炭粉をマウス、モルモットに吸入させ、体内、特に肺内への沈着状況を測定機器やオートラジオグラフィにより観察する。結核菌を3H、14Cにより標識し更に超遠心分離器により菌を分割する。
得られた標識全菌体及び菌分割をマウスあるいはモルモットに感染させ体内分布をみる。35SO2をマウス、モルモットに吸入させ体内への吸収状況をみる。放射性発癌物質メチールコラントレンを用い、これをマウスに授与し体内分布や集積性をみる。
22 高感度熱螢光線量測定装置に関する試験研究
松下電器産業（株）
（研究目的）
γ線、β線、中性子線の被曝積分線量は、現在フィルムバッチ、ガラス線量計等が用いられているが最高感度が10mr程度で充分といえず取扱いも簡単ではない。
一方微小測定に対する要望が多く、また、近年固体の熱螢体を利用したものが有効な方法として研究されてきている。しかし、信号の保持性、再現性がよくなく、これらの欠点を除去した高感度な素子とその実用装置を開発する必要がある。
本研究は、γ線、Ⅹ線等に対する高感度かつ簡易で安定な熱螢光線量計素子を用いた高感度線量測定装置の開発を目的とする。
（研究内容）
（1）金属塩の製作とその螢光特性の測定
硫酸カルシウムとこれに類似の硫酸塩等およびふっ化カルシウムとこれに類似の弗化物を合成して熱螢光性のよい材料を選定する。
上記中有望な2～3の材料についてアクチベータ或いはトラップとして可能性のある不純物を種類、組成および添加量を検討する。
作成した材料の一部についてカソードルミネッセンスあるいはフォトルミネッセンスの測定を行ない螢光中心の性質を知り、低温熱螢光曲線および螢光のレスポンス等の測定からトラップの性質を知る。
更に一部について電子スピン共鳴吸収の測定を行なう。
（2）熱螢光線量測定装置の設計試作および特性試験
実験室用熱螢光線量測定装置の試作を行ない、γ線、Ⅹ線に対する感度、感度限界、測定誤差、保持性、光照射効果の測定を行なう。
23 同軸型リシウムドリフトゲルマニウムガンマ線
検出器に関する試験研究
（株）堀場製作所
（研究目的）
半導体としてシリコンを用いたp-1-n接合型は、リシウムドリフト現象を利用してβ線、Ⅹ線あるいは陽子等の検出等として優れた分解能を示している。
また、リシウムドリフト現象をゲルマニウムに適用するとγ線の検出器として従来のシンチレータより飛躍的に分解能が高まりその精密測定の領域においてすぐれている。しかし、この種の検出器は常に冷却しておかねばならないので輸入品の入手が困難である。
本研究では実際使用、保存における諸般の問題を解決するとともに、上記検出器の製造技術確立のための資料を得る。
（研究内容）
1 ゲルマニウム素材の特性および加工法の研究
リシウムドリフト型ゲルマニウム検出器の性能を左右するものの一つに、ゲルマニウム素材自体の特性が挙げられるが、ゲルマニウム中の不純物の影響およびエッチピッド密度の数との関連等について検討する。
また、ゲルマニウム中にリシウムを拡散するための方法、条件の決定などの加工法について検討する。
拡散は5Ωcm程度のp型ゲルマニウムにリシウムを拡散してp-n接合を作る。真空蒸着法、表面塗布法の二方法がある。リシウムを内部に拡散させる温度、時間はシリコンの場合に準じて決定する。
ドリフトは接合部に生じた逆方向バイアス電場によってリシウムイオンを移動させ所定の厚さの真性領域層を造成する。温度制御はシリコンオイル中で行なう方法と加熱空気中で行なう方法の二方法を比較検討する。
またp-1-n接合の雑音電流ができるだけ小さくなるように、加熱温度、逆バイアス電圧及び所要時間等選定する。
2 同軸型リシウムドリフトゲルマニウム線検出器の設計試作
検出器の構造による検出効率、入射エネルギーなどの検討を行なうとともに、上記検出器を試作する。また、リシウムドリフトゲルマニウム検出器使用の際の測定および保存、運搬の際の冷却槽について、その構造、材質、容量、冷却剤の選定、冷却方法について研究する。
3 特性試験
設計試作した同軸型リシウムドリフトγ線検出器の分解能、検出効率、冷却温度、冷却剤の消費量を測定する。
24 パルス状放射線の測定および利用に関する試験研究
大阪府
（研究の目的）
一般にわが国で利用され、開発されつつある加速器は、現在強力なパルス状の放射線を出すものが多い。このような放射線の測定、利用は重要な問題と考える。
これらの諸問題のうち、
①パルス状放射線が測定器に及ぼす飽和現象および過渡現象などの特異な現象およびその影響を解明する。
②パルス状放射線の特異性を利用し、その積極的利用面を研究するとともに、パルスラジオリシス技術面での新しい適用分野を開発することを目的とする。
（研究の内容）
3～18MeV、最大平均電流1mAの線型電子加速器を用いて次の試験研究を行なう。
1 パルス状放射線測定器に及ぼす影響
シンチレータ、電離箱、BF3カウンタ、ソリッド、デテクタを用いて、パルス状放射線が測定器に及ぼす影響を調べて、対策、改善の検討を行なう。
2 パルス状放射線利用
従来、パルスラジオリシスはみずから光の吸収帯を赤外線領域にひろげて試みるほかに、他の物性変化による検出－－たとえば体積、電気抵抗、その他－－を試みてパルプ放射線の影響の多元的解析をはかる。また、パルス放射線照射に伴う各種の過渡現象を観察する。
25 放射線に対する非破壊性しゃへい用ガラスの開発に関する試験研究
日本光学工業（株）
（研究目的）
大型非着色性γ線しゃへいガラスの放射線による電荷の蓄積に基づく破壊を生じない非破壊性放射線しゃへい窓ガラスに関する製造技術の開発を目的とする。
（研究内容）
1 予備試験
（1）ガラス溶解および試料作成
数種類の組成をかえたガラスを溶解し、50cm×40cm×20cmの試料を作る。
（2）耐破壊性試験
（1）の試料により ①ガラス側面のふっ酸処理 ②約107rの照射 ③一定方法による加圧破壊、および破壊時の放電電流測定 ④破壊時の圧力、電流および破壊形状等によりガラスの破壊し易さおよびふっ酸処理の効果を判定する。
2 実用化試験
（1）ガラス溶解
中間試験で最も破壊しにくいガラスの組成2種を選び、これを600l坩堝で溶解する。
（2）耐破壊性試験
（1）で得たガラスを100cm×80cm×20cmの試料に作製し、（2）の方法によって耐破壊性試験を行なう。
3 総合評価
上記の試験結果により、ガラス組成、光学恒数結晶析出などについて検討する。
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