ISSN 2189-7107

KURRI-EKR- 7
PRINT ISSN 1342-0852
KURRI- KR- 211

京都大学原子炉実験所
第 24 回原子炉・放射線技術研修会
京都大学総合技術部
第 15 回第 5 専門技術群（核・放射線系）専門研修会

報

告

書

Proceedings of the 24th Technical Meeting on Nuclear Reactor andRadiation for KURRI EngineersANDthe 15th Technical Official Group Section V Meeting in Kyoto University

2015 年 12 月 11 日開催

編集：平成 28 年度京都大学原子炉実験所技術室
第 5 専門技術群世話人会

京都大学原子炉実験所
Research Reactor Institute ,Kyoto University巻頭言
本報告書は、平成 27 年 12 月 11 日に開催された京都大学原子炉実験所第 24 回原子炉・放射線技術研修会の内容をまとめたものである。この研修会は、同時に京都大学総合技術部の第 15 回第 5 専門技術
群（核・放射線系）専門研修会を兼ねており、京都大学における原子炉・放射線に携わる技術職員の技術研修の場となっている。
原子炉実験所では、原子炉や加速器施設等の大型施設を有していることから、その安全確実な運営が必須であり、特に原子炉施設には社会的関心も大きく、失敗が許されない緊張感のある安全管理が求められている。技術職員は、まさしくその中核となる現場を預かる業務を行っており、高い技術とモラルが必要である。さらに、我々の研究所は全国共同利用研究所であり、所内の施設や装置は全国の研究者が遠くから訪れて利用するものであるため、常に最高レベルの研究が実施可能であることが求められている。そのために、常に研究環境のアップデートを行い、最新の研究動向に絶え得る性能を維持しなけ
ればならない。
決められたルールを確実に守り、堅実な管理作業を行うことは、原子炉施設を預かる組織として当然のことであるが、あらゆる業務において「改善」を進めなければならないことも、また必要なことである。原子炉施設では、厳しい規制で決められたことを確実に実施するだけでも大変なことなのに、さらに日々の改善を続けるのは、大変な努力と強い意思が必要であろう。
これらの高度な要求に答えるため、原子炉実験所では研修会を毎年行ってきており、本年度で 24 回となる。単に回数を重ねるだけでは意味がなく、これを日常の業務に結びつける必要がある。本年度は、特別講演として、実験装置の高度化の観点から「低速陽電子ビームの発生から応用」について、原子炉施設の安全を考える観点から「広島から福島まで」をお話頂いた。また、実験所の技術職員からは「放射性廃棄物の現状」、「実験装置のトラブルとしての重水漏洩への対応」、「環境試料中の放射能測定」についての報告があった。慣れないこともあって、技術職員にとってこのような報告は負担が大きいと思うが、仕事を公表して違った方向からの意見を聞くことは、自らを鍛えることになり、さらなる仕事の質の向上につながることになろう。
今回も技術職員の積極的な参加と議論が行われたが、そのような活動が、これまで大きな事故も無く
原子炉施設が運営されてきたという実績につながったものと考えられる。その努力を高く評価すると共に、今後もさらなる研鑽を期待したい。
2016 年 7 月 7 日
京都大学原子炉実験所
所長

i

川端祐司

特別講演・技術発表1

2

平成 27 年度
京都大学総合技術部 第 15 回第 5 専門技術群（核・放射線系）専門研修会
京都大学原子炉実験所

第 24 回原子炉・放射線技術研修会

日時：平成 27 年（2015 年）12 月 11 日（金）10：30－17：00
場所：【講演・発表】京都大学原子炉実験所

事務棟会議室プログラム
受付：10：00～10：30
開会挨拶：10：30～10：40

原子炉実験所所長

川端祐司

特別講演（1）：10：40～11：50

司会：阪本

雅昭

「低速陽電子ビームの発生・制御と計測システムへの応用」
原子炉実験所

原子力基礎工学研究部門

教授

木野村

淳

昼休み：12：00～13：00
特別講演（2）：13：05～14：15

司会：猪野

雄太

「広島・長崎、チェルノブイリ、福島」
原子炉実験所

原子力基礎工学研究部門

助教

今中

哲二

休憩：14：15～14：30
技術発表（1）：14：30～15：10

司会：中森

輝

「京都大学原子炉実験所 放射性廃棄物の現状」
原子炉実験所

技術室

井本

明花

司会：飯沼

勇人

休憩：15：10～15：25
技術発表（2）：15：25～16：05「重水設備トラブルについて」
原子炉実験所

技術室

吉永

尚生

司会：藤原

慶子

休憩：16：05～16：20
技術発表（3）：16：20～17：00「環境試料中の放射能測定について」
原子炉実験所懇親会：17：30～

3（会費 2000 円）

技術室

三宅

智大

参加者名簿

講演者
木野村 淳：京都大学原子炉実験所
今中 哲二：京都大学原子炉実験所

原子力基礎工学研究部門
原子力基礎工学研究部門

井本
吉永
三宅

技術室
技術室
技術室

発表者
明花：京都大学原子炉実験所
尚生：京都大学原子炉実験所
智大：京都大学原子炉実験所

技術職員受講者
尾崎誠：京都工芸繊維大学 高度技術支援センター
吉田あゆみ：京都大学 人間・環境学研究科
以下、京都大学原子炉実験所技術室
阿部

尚也

飯沼

勇人

猪野

雄太

井本

明花

大野

和臣

荻野

晋也

奥村

良

金山

雅哉

栗原

孝太

小林

徳香

阪本

雅昭

土山

辰夫

中森

輝

藤原

靖幸

藤原

慶子

丸山

直矢

南

馨

三宅

智大

山田

辰矢

山本

弘志

吉永

尚生

吉野

泰史

4

低速陽電子ビームの発生・制御と計測システムへの応用
原子力基礎工学研究部門

木野村 淳

陽電子は電子の反粒子であり、電子と同じ質量で逆の電荷を持つ。真空中での陽電子は、電子と同様の手法を用いて、電場や磁場により加速や軌道制御を行う事ができる。しかし、陽電子が材料の中に入ると、陽電子は電子とはまったく異なる様子を示す。電子が永続的に材料中で存在できるのに対して、陽電子はピコ秒（10-12 s）からナノ秒（10-9 s）オーダーの短い時間で、材料中の電子と対になって消滅する。その際に放出されるエネルギー0.511MeV の 2 本の消滅ガンマ線を調べることによって、陽電子の消滅状態を知る事ができる。すなわち、陽電子が正の電荷を持つために陽電子は原子核から遠い場所（原子空孔や空隙）に捕らえられ易く、そのような場所は電子の密度も低いため、対消滅の確率も減り、その結果、陽電子の寿命が延びる。陽電子の入射時間と消滅時間の差（＝陽電子寿命）を調べることにより、材料中の空孔・空隙に関する情報が得られる。また対消滅を起こすときに、消滅相手の電子状態により消滅ガンマ線のエネルギー分布の変化（＝ドップラーシフト）を起こすため、消滅サイトに関する情報を得る事もできる。このような陽電子固有の性質を利用して、陽電子消滅分光法は材料のユニー
クな分析手段として用いられている。
現在、京都大学原子炉実験所では、原子炉 KUR（Kyoto University Reactor）の B1 実験孔を利用した低速陽電子ビームシステムの開発を進めている。本講演では、KUR 低速陽電子ビームシステムを念頭に入れながら、陽電子消滅分光法とその装置及び応用に関し、以下のような項目について述べる予定である。
・陽電子とは・陽電子の発生方法
・陽電子を用いた計測法
・国内外の陽電子研究施設
・KUR 低速陽電子ビームシステムの状況
・今後の方向

謝辞：本講演を行うにあたり、東北大学永井康介先生、原子炉実験所徐虬先生、佐藤紘一先生（現鹿児島大学）、及び他の研究協力者の皆様に感謝します。

5

2

1

改訂版

平成27年度京都大学技術職員研修（第5専門技術群：核・放射線系）
2015年12月11日

講演概要

低速陽電子ビームの発生・制御と計測システムへの応用

１．陽電子とは
２．陽電子の発生制御方法
３．陽電子を用いた計測法
４．KUR低速陽電子ビームシステムの状況
５．国内外の陽電子研究施設
６．まとめ

原子炉実験所 原子力基礎工学研究部門
木野村 淳

3

4

陽電子とは

陽電子の関わるもの(1)

陽電子は電子の反粒子
・1930年Diracにより理論予測

陽電子と言えば、癌の診断に用いられる
PET(Positron Emission Tomography)がよく知られている。

・1932年Andersonが、霧箱で宇宙線の観測を行う中で、正の電荷を持ち陽子より軽い粒子を発見しpositron（陽電子）と命名。

陽電子放出核種である18Fで修飾した薬
剤FDGを人体に投与すると、FDGはブドウ糖に類似の構造を持つため、癌細胞に多く取り込まれる。

シンチレーション
検出器アレイγ線(0.511MeV)

18Fが崩壊してできる陽電子の消滅ガン

下記参考論文では、磁場中の粒子の軌跡から、電荷の極性が判定できる。
6mm厚の鉛（中央）を通過してエネル
ギーが減少。

人体

マ線を検出すると、FDGが取り込まれた部位をCTの原理で画像化できる。

γ線(0.511MeV)

参考論文：C.D.Anderson, Phys. Rev. 43, 491 (1933)5

6

陽電子の関わるもの(2)陽電子の関わるもの(3)高エネルギー加速器研究機構の素粒子実験設備KEKB（電子陽電子衝突加速器Bファクトリー）

放射性同位元素のβ-崩壊 →電子の放出
β+崩壊 →陽電子の放出

周長約３ｋｍの円形加速器で加速した

31Si
2/3+

８GeVの電子と

3+2+３．５GeVの陽電子を

β- 0.07%

衝突させる実験装置。
99+%

詳しくはKEKのホームページ参照。
（例）
http://www2.kek.jp/accl/introKEKB/

22Na

2.622h1266.21266 0.07
1/2+
0.0
31P

β-崩壊：原子番号が増加

衝突点で軌道を交差させる。

2+
0

1275
1275 99+0.0

2.609yβ+ 89.8%
EC 10.1%22Ne

β+崩壊：原子番号が減少

アイソトープ手帳10版より

6

7

8

陽電子の関わるもの(4)

分析手段としての陽電子：陽電子消滅法

γ線スペクトルの中にも陽電子に関わる現象が観測される
0.511MeV
ピーク

原子空孔

エスケープ
全吸収ピークピーク

・陽電子は物質中の電子と消滅してγ線(0.511MeV)を2本放出

高エネルギー（>1.022MeV）のガ
ンマ線により電子陽電子対生成が起きてそれにより付加的なピークが生じる

カウント数

511keV
ガンマ線

陽電子を材料分析に用いる
陽電子

・陽電子は正の電荷を持つので原子核から遠ざかろうとする（完全結晶では格子間に存在）・物質中に空孔があると、陽電子は空孔にトラップされ、電子と消滅するまでの時間（陽電子寿命）が長くなる

チャネル番号

511keV
ガンマ線

A. Kinomura et al., Mater. Trans.
JIM, 43 (2002) 116-120.

10

9

講演概要

陽電子の発生方法
基本的には２つに分類できる

１．陽電子とは
２．陽電子の発生制御方法
３．陽電子を用いた計測法
４．KUR低速陽電子ビームシステムの状況
５．国内外の陽電子研究施設
６．まとめ①放射性同位元素を使う方法②電子対生成による方法
制動輻射X線

22Na

β+ (90.4%)

β+(0.1%)EC (9.5%)
γ 1.274MeV

22Ne

半減期

2.602年

他の放射性同位元素もあるが、研究室レベルでは22Naが主流

放射線施設であれば比較的手軽に利用可能（密封線源）e+eee- 電子加速器
ee- 数10MeV

e+
e+
e+
コンバータ(金属)

装置は大掛かりだが高強度の陽電子が得られる

11

12

陽電子の発生方法：放射性同位元素

陽電子の発生方法：電子対生成

実際に使用されている／使用可能な核種

電子対生成を起こすことが可能な1.022MeV以上のガンマ線、エックス線があれば原理的に可能。

① 長半減期のもの： 22Na (2.6y)、68Ge (271d)
アイソトープ協会から購入、研究所内の加速器で形成（JAEA）② 短～中半減期のもの（PET用）：18F (110min)など

・電子線加速器の制動輻射
数10MeVのエネルギー必要（電子線形加速器が多く用いられる）デリバリー施設（全国に218）、加速器施設（全国に149）（日本核医学会PET核医学分科会ホームページより）

・原子炉炉心のガンマ線③ 短～中半減期のもの（陽電子計測用）：64Cu (12.7h)、13N (9.97min)
原子炉中性子照射で形成、静電加速器の重水素ビーム照射で形成

7

13

14

陽電子エネルギーの制御：「低速陽電子」とは？

陽電子の発生方法：直接電子対生成①白色陽電子エネルギーを揃えないで照射→ 分厚い試料全体を測定

レーザーコンプトン散乱法（LCS:Laser Compton Scattering)をもちいて加速器で平行性の高いガンマ線を作り、材料中に直接陽電子を対生成で発生させる方法が用いられている。

22Naの場合、0.2MeVにピークを持つ

電子ビーム

検出器

②エネルギー可変陽電子ビーム（＝低速陽電子ビーム）

測定対象物

陽電子のエネルギーを一定かつ可変にすると、打ち込み深さを
表面から数μメートルまで任意の深さに制御できる。
→ 薄膜試料や表面分析可能

LCS-γ線レーザー光

・比較的分厚い試料が利用可
・方向のそろったγ線を使えることから、CTなどへも応用可・ドップラー拡がり測定、陽電子寿命測定のどちらも実施例あり

NORMALIZED INTENSITY

ブロードなエネルギー分布を持つ

1.0
0.8
1keV
0.6

2keV
5keV

0.4

10keV

0.2
0.0
1

10

100

1000

DEPTH (nm)1516

陽電子の減速陽電子の減速（2）陽電子が減速材の中に入ると固体の構成原子と衝突を繰り返し熱エネ
ルギー程度（～0.01eVのオーダー)にエネルギーを失う（熱化）。

高速（白色）陽電子を熱エネルギー程度まで減速するための材料＝減速材（moderator）

減速・熱化された陽電子を減速材の外に取り出す必要がある。
→

減速材の効率は非常に悪い

それは負の仕事関数を持つ減速材を利用する。

負の仕事関数： 陽電子は固体内よりも真空中にいた方がエネル
ギー的には有利になる。

Wのメッシュの場合、10-4 ～ 10-3
固体Ne減速材の場合でも <10-2

タングステンの場合、仕事関数は-3.0eV。減速材の外に陽電子が出ると3.0eVを陽電子が得る。

同じ材料であれば、陽電子を捕捉する場所（結晶粒界や結晶欠陥）
陽電子は固体内で拡散する。

がないほど良い。

鉄やニッケルの場合、拡散長は>100nm。すなわちこの範囲にある
熱化した陽電子は表面に向かって染み出していく。

→

この理由から、単結晶金属や、高温で熱処理（アニール）された多結晶の金属材料が用いられる。

1718

陽電子の減速（3）陽電子の減速（4）同じ減速材であっても、構造によって減速効率は変わるため、様々な形が検討されてきた。

減速材（モデレータ）の例

バルク材料（反射型モデレータ）(a) 反射型

京大原子炉

陽電子線源
減速材
（モデレータ）

Cu単結晶

W箔で井桁を組んでから、2000℃以
上でアニール（電子ビーム加熱）

W単結晶、多結晶
Ne（冷却固化）(b) 反射型(ブラインド形メッシュ）(c) 透過型(単純形メッシュ）

割れたり折れたりしやすい。

薄膜材料（透過型モデレータ）
W単結晶、多結晶
Ni単結晶、多結晶(d) 透過型

メッシュ材料（反射型の一種）
W多結晶

8

20

19

陽電子ビームの伝播

陽電子の蓄積（パルスストレッチ）

同じ荷電ビームであってもイオンビームとはかなり異なる制御
ビームラインに沿って磁場を印加することにより、ビームラ
インの垂直方向に磁場閉じ込めを行う。

Converter

Bunch 100pps

Quasi DC

WITH storage(conventional)

Pulse (~100ps)

ストレージセクションの前後にメッシュを置く。
・陽電子が入射したらメッシュに電位をかけて閉じ込める。
・取り出しは出口側のメッシュの電圧を下げる。

ElectronPositron
WITHOUT storage (thisstudy)
Electron

ヘルムホルツコイル（または連続コイル）

Detector(BaF2+PMT)

Chopper+Buncher

Linear Storage

Bunch 100pps(Electron)

磁場SampleModerator

LINAC

Positron

リニアックでは必要。放射性同位元素や原子炉では通常不要。

22

21

陽電子の集束

陽電子の集束(2)電子集束系の例（透過型顕微鏡）

陽電子集束系の例（輝度増強装置）

何が難しいか？

Beam
陰極

~10eV
5KeV

照射レンズ
試料（薄膜状）
対物レンズ

10eV

Extraction
electrode

制限視野絞り減速材の利用

電子には点光源に近い光源（線源）がある（電界放出型電子銃など）

電子銃

陽極

Helmholz
coil

陽電子は発生時に数mmから数10mmもあるところからスタートするハンデがある。

電子は輝度の明るい光源があるので、アパーチャーでいい所だけ切り出し
陽電子は線源での強度が足りない。
てやれば良い。
アパーチャーで切ると強度を失う。

Magneticlens
Remoderator(c-Ni)

エネルギーのそろった陽電子ビームに対して、最適化された減速材を使うと、減速効率は約10%。これと縮小率1/10のレンズを組み合わせると、ビーム径を1/10に絞る時の強度は10%ですむ。

結像レンズ
レンズ

アパーチャで1/10のビーム径に絞るには、強度は1/100になってしまう。

Transport coil

それなら、減速材を使っても引き合う。

光学顕微鏡
蛍光板

23

24

陽電子の集束(3)
何が難しいか？

陽電子の到達を知る

輸送系の磁気カット

陽電子寿命測定のスタート信号をどこから取るか電子の場合、線源部からレンズまで
ストレートにビームを持ってくることができる（電子源自体が放射線を出すことはない）

陽電子は線源部の放射線が強いので、距離を離す必要があり、線源部からレンズまで磁気輸送系でビームを持ってくることになる。

静電レンズ、または磁気レンズだけで理想的な光学系を組める。

輸送系の磁場は、静電レンズ、磁気レンズ両方に影響を与える。

β＋線源である22Naは1.274MeVのγ線をスタート信号に使える
22Na

β+ (90.4%)

β+(0.1%)

CFD
SCA

0.511MeVStart

γ 1.274MeV

22Ne

半減期

反転磁場：
擬似ゼロ磁場領域

EC (9.5%)

0.511MeV
1.274MeV

2.602年

TAC
Stop
CFD
SCA

測定回路構成磁性体スリット：
ゼロ磁場領域

9

MCA

25

26

陽電子の到達を知る(2)陽電子の到達を知る(2)透過型検出器で陽電子の通過を知る

二次電子で陽電子の入射を知る

スタート信号

陽電子源

時間差消滅ガンマ線信号

透過型検出器・ダイオード→電気信号
・シンチレータ→発光消滅ガンマ線信号

陽電子源

試料

試料
二次電子

チャネルトロン・
MCPなど

＊

27

陽電子の到達を知る(3)28

バルク測定の装置例

陽電子をチョッパーでパルス化→ パルス発生タイミングをスタート信号に使用

22Na線源＋試料＋検出器の比較的簡単な構成

時間差チョッパー信号検出器
消滅ガンマ線信号

試料
22Na線源

試料
陽電子源

検出器

試料

測定系配置の一例
測定系配置の概念図

2930

エネルギー可変低速陽電子ビーム装置の例

講演概要

産総研電子加速器施設の陽電子ビームライン

ビームラインの平面図

１．陽電子とは
２．陽電子の発生制御方法
３．陽電子を用いた計測法
４．KUR低速陽電子ビームシステムの状況
５．国内外の陽電子研究施設
６．まとめ

緑線：電子
赤線：陽電子A. Kinomura et al., J. Phys. Conf. Ser. 443 (2013) 012043

10

31

32

陽電子寿命測定(1)陽電子寿命測定(3)陽電子寿命スペクトル

空孔サイズと陽電子寿命の関係

NORMALIZED COUNTS

・統計的なばらつきがあるので複数のイベントを測定
・スペクトルの裾の引き方から寿命値を評価・複数の寿命値が表れる時は計算機でフィッティング

10

-1

10

-2

10

-3

500

2

300
200

・空孔の連結性を評価できる

Ep = 6.0keV

100
0

1

2

3

TIME (ns)

0

5

10

15

NUMBER OF VACANCIES

電子顕微鏡等では見ることのできないサブナノメートル領域の空孔サイズ測定が可能

水素注入と熱処理したSiの陽電子寿命

100psec～数10nsecのオーダー400・閉空孔、独立空孔でも評価できる

0

陽電子寿命はFe

・評価可能な空孔サイズ：
原子１個～10ナノメートル程度

LIFETIME (ps)16

3x10 H/cm
600o C 1h
500o C 1h
400o C 1h
as-implanted

010

Fe中の空孔集合体の大きさに対する陽電子寿命依存性の計算結果

A. Kinomura et al., J. Appl. Phys. 104 (2008) 034301.

Plotted from M. J. Puska and R. M. Nieminen,
J. Phys. F: Met. Phys. 13 (1983) 333.

33

34

ドップラー拡がり測定

照射損傷を素過程に分けていくと

陽電子・電子対消滅に伴うγ線ピーク（0.511MeV)の拡がりに着目

原子空孔と格子間原子からなるフレンケルペアに行き着く

A

消滅ガンマ線ピークは、消滅相手の電子の運動量

高エネルギー粒子に依存して拡がるため、一般には：・空孔の導入→幅が狭く、高いピークにB

Counts・空孔の電子状態も反映→不純物があれば変化

Energy消滅ピークを容易に評価するために、SとWという2つのパラメータを定義する。
S = A/C (low momentum)
W= B/C (high momentum)B

フレンケルペア形成（原子空孔＋格子間原子）

結晶格子

C

弾き出された原子が次々に損傷を起こすと→カスケード損傷

35

36

Si中にイオン注入で形成したナノキャヴィティの分析

陽電子寿命測定
空孔（ナノキャヴィティ）のサイズを反映

水素イオン注入＋熱処理により、結晶Ｓｉ中に形成される10nmオーダーのボイド構造を指す（Ｈｅ注入でも形成可能）
内壁が活性なSi原子で占められていると考えられ、不純物原子を強力に捕捉（ゲッタリング）
0.1μm

応用先：
・集積回路中の金属不純物の除去→歩留まり向上・ 太陽電池Siの金属 不純物除去→変換効率向上

100

0.5
0.4

τ2

0.3
0.2

τ1

0.1

80
60
40

I2
I1

20
0

0
300
500
700
900
ANNEALING TEMPERATURE (℃)

ナノキャヴィティの断面TEM像

INTENSITY (%)

LIFETIME (ns)

0.6

300
500
700
900
ANNEALING TEMPERATURE (℃)

陽電子エネルギー8keV → 水素の飛程（0.5μm)
3成分分解
τ1 → バルク
温度増加→ キャヴィティサイズ増大
τ２ → ナノキャヴィティ

11

37

38

ドプラー拡がり測定

ラザフォード後方散乱（RBSチャネリング）分析

空孔(ナノキャヴィティ）のサイズと電子状態を反映

RBSチャネリング法は格子間原子を検出できる

空孔サイズ増大→Sパラメータ増加

0.55
as-impl.
600oC
800oC
400oC
unirradiated

0.53

500

0

Cavityband

水素-空孔複合体ではSパラメータ減少

16

3x10 H/cm

格子間原子というよりもSi原子の格子間位置への変位を示唆2o

YIELD (10 counts)

0.52

600 C 1has-implanted
800oC 1h10

2S-PARAME TE R

0.54

DEPTH (nm)15照射によりバルクより増加
アニールによりいったん減少
温度を上げると再び増加

0.51

0 .5
0

5
10
15
PO SITRO N ENERGY (ke V)

20

Unimplanted50Si(surface)

0.8

1.0

照射により飛程近傍に損傷ピーク
600℃でいったん増加
800℃で大きく減少

1.2

ENERGY (MeV)

39

40

講演概要

測定結果のまとめ3種類の測定に見られる傾向
熱処理前
400℃

熱処理後
600℃
800℃

１．陽電子とは
２．陽電子の発生制御方法
３．陽電子を用いた計測法
４．KUR低速陽電子ビームシステムの状況
５．国内外の陽電子研究施設
６．まとめ

空孔サイズ増大
陽電子寿命

水素の不純物効果

ドプラー拡がりチャネリング

残留水素（SIMS, TDS）

水素による格子歪み？
約７００℃まで残留
このような変化を示す欠陥の種類は？

京都大学原子炉(KUR)

41

陽電子ビームラインの概観

・スイミングプールタンク型の軽水炉
・熱出力 1MW または 5MW.
・1964年臨界達成
・全国共同利用施設

平面図

本プロジェクトで開発する
陽電子ビームライン（低速陽電子ビームシステム）はB-1実験孔に設置

陽電子発生部

側面図

輝度増強装置 試料チャンバー
パルス化装置42

12KUR陽電子ビームライン初の論文(2014.04)"Positron beam facility at Kyoto University
Research Reactor", Q. Xu, K. Sato, T. Yoshiie, T.
Sano, H. Kawabe, Y. Nagai, K. Nagumo, K.
Inoue, T. Toyama, N. Oshima, A. Kinomura and Y.
Shirai, Journal of Physics Conference Series 505(2014) 012030.

KUR陽電子ビーム発生第一報(2014.09)"Development of a mono-energetic positron
beam line at the Kyoto University Research
Reactor", K. Sato, Q. Xu, T. Yoshiie, T. Sano, H.
Kawabe, Y. Nagai, K. Nagumo, K. Inoue, T.
Toyama, N. Oshima, A. Kinomura and Y. Shirai,
Nucl. Instrum. Methods Phys. Res. B 342 (2015)
102.

成果の発表

43

44

高輝度化装置
初期ビーム径は約30mmあり、多くの場合、測定には大きすぎる。
陽電子の損失を抑えながら、ビーム径縮小のため高輝度化装置必要

2014年4月1日 最初の陽電子ビーム発生を確認（徐先生、佐藤先生）

Helmholz
coil

プロジェクト着手から2年弱でビーム発生に成功

Beam・国際会議での発表

Magneticlens

Remoderator (c-Ni)

Transport coil

~10eV
5KeV

10eV

一般講演 3Extraction electrode

招待講演 2

WD=10mm

・受賞 1

・透過型リモデレータを使用している（産総研の陽電子マイクロビーム装
置と同じ方式を採用）
・ただし、高輝度化後に再度磁気輸送で試料チャンバーまで陽電子ビー
ムを導く点で新たな設計指針が必要。

陽電子科学会奨励賞（佐藤准教授）N. Oshima et al., J. Appl. Phys. 103 (2008) 09491

世界の高強度陽電子源

45

講演概要

最近の陽電子の国際会議で話題に上がるものを選択
装置種類
原子炉

１．陽電子とは
２．陽電子の発生制御方法
３．陽電子を用いた計測法
４．KUR低速陽電子ビームシステムの状況
５．国内外の陽電子研究施設
６．まとめ

設置場所
ミュンヘン工科大デルフト工科
大

47

形式
重水炉
軽水炉

出力／エネ 陽電子強ルギー度(e+/s)

名称

20MW

1x1010FRM-IINEPOMUC

2MW

4x108

RID
POSH

ノースカロラ
イナ州立大

軽水炉

1MW

7x108

マクマスター
大

軽水炉

3MW

建設中

京都大

軽水炉

5MW

6x106

電子線形加 産総研
速器

常伝導

70MeV

~1x107

常伝導

55MeV

5x107

KEK-SPF

Helmholtz超伝導
Zentrum(HZDR)

40MeV

?

ELBE
MePS, GiPS

高エネ研

将来の可能性46
McMaster大Mascher教授
提供データから一部引用

KUR
SPS

将来の可能性(2)

今後の検討事項
加速器ベースの陽電子源の検討へ①希少な試料、小型の試料に対応できるミリメータビームを→ ビームの高輝度化（現在実施中）

高エネルギープロトン加速器による陽電子線源生成
69Ga (p, 2n) 68Ge
T1/2=280days②機能別の装置を複数置くことができ、 外部ユーザー持ち込
み機器の接続もできるようマルチポート化を→ 炉室外へのビームライン延長

原子力機構の先行研究
サイクロトロンからの20MeVプロトンビーム利用
Maekawa et al. J. Phys. Conf. Ser. 262 (2011) 012035③原子炉材料が測定しやすいビームラインを→ 放射線管理に関する問題④さらに高強度なビームを→ 線源部・ビームラインの最適化

13

48

49

謝辞

まとめ

本講演に関して以下の方々のご協力に感謝します。
京大原子炉佐藤紘一*、徐 虬、義家敏正 (*現鹿児島大)
東北大金研
南雲一章、井上耕治、外山健、永井康介
産総研
大島永康
京大工
白井泰治
KEK
兵頭俊夫、和田 健
東理大
長嶋泰之
Technical Univ. of Munich C. Hugenschmidt, C. Piochacz
Technical Univ. of Delft H. Schut（１） 陽電子の発生制御および計測技術の一般的な紹介を行った。
（２） 京都大学原子炉における低速陽電子ビームシス
テムの開発状況と他の研究機関との比較、今後の展
望についてまとめた。
陽電子計測技術については、装置の制約からまだ十分に普及しておらず、今後の展開が期待される。
また、照射誘起欠陥の分析に適した方法であり、原子炉
実験所の材料照射研究の発展にも寄与できると考える。

京都大学原子炉実験所、産総研、陽電子科学会の皆様

1450

広島・長崎、チェルノブイリ、福島
京都大学原子炉実験所

今中哲二

1895 年のレントゲンによる X 線の発見をきっかけに、原子・原子核に対する人類の理解は飛躍的な進歩をとげた。1938 年末、ドイツのハーンとストラスマンがウランの中性子照射にともなうバリウムの生成の発見し、マイトナーとフリッシュがその現象をウラン原子核の核分裂として説明した。陽子 92個と中性子 143 個から成るウラン 235 の原子核が２つに割れると、陽子の凝集にともなうクーロンポテ
ンシャルエネルギーが核分裂片の運動エネルギーとして解放される。そして、中性子/陽子比の大きいウラン原子核が、中性子/陽子比の小さい核分裂生成物２つに分裂するのに伴って、余分な中性子が２個または３個放出される。ここに、核分裂連鎖反応の可能性が見いだされた。
原爆の開発：広島・長崎
核分裂現象が発見されたのは、ナチスドイツが勢力を拡大しつつあるときで、第２次大戦直前のことだった。ウラン核分裂発見の情報は、英国、米国、ドイツ、そして日本の物理学者に『超爆弾』の可能性を想起させた。しかしながら、核分裂性を示すのは存在比 0.7％しかないウラン 235 であること、核分裂で生じる高速中性子を減速させ核分裂を起こしやすい低速中性子にするのに時間がかることから、原子爆弾の実現は不可能と思われた。これらの難点を克服し、原爆実現の可能性を理論的に明らかにしたのは、ドイツから英国に亡命していた物理学者フリッシュとパイエルスで、1940 年 3 月に“On theConstruction of a "Super-bomb" based on a Nuclear Chain Reaction in Uranium”と題する覚書を作成している。この覚書では、5kg のウラン 235 の塊を用いて高速中性子による核分裂連鎖反応を起こすとダイナマイト数 1000 トン分の爆発力が得られると見積もっている。しかし当時の英国は対独戦争に手一杯で、本格的に原爆開発を行う余裕はなかった。
米国では、ハンガリーから亡命中だった物理学者シラードが 1939 年 8 月、同じく亡命中のアインシ
ュタインを口説いて、ルーズベルト大統領に核開発を進言する書簡を出させている。当時の米国では、
イタリアから亡命中のフェルミらが、黒鉛を減速材にして天然ウランで核分裂連鎖反応を実現する研究をしていたが、原爆開発をめざす具体的な動きはほとんどなかった。米国での原爆開発を後押ししたのは、1941 年 7 月の英国からの情報（MAUD 委員会報告）で、1941 年 12 月の真珠湾攻撃をきっかけに米国も本腰になり、1942 年 6 月に原爆開発秘密プロジェクト“マンハッタン計画”が始まった。
原爆開発の要点は、高速中性子による核分裂連鎖反応が可能な核物質の製造にある。マンハッタン計
画では、濃縮ウラン（U235）を用いる爆弾とプルトニウム（Pu239）を用いる爆弾の２種類の原爆開発が目指された。前者では、ウラン 235 とウラン 238 を選り分けてウラン 235 の割合を高めるウラン濃縮技術の開発、後者では、天然ウラン中のウラン 238 に中性子を吸収させてプルトニウム 239 を生成するための原子炉開発が計画成功のためのカギであった。ウラン濃縮のためには、電磁分離法、熱拡散法、
気体拡散法、遠心分離法といった技術が試みられ、テネシー州オークリッジ研究所がその中心になった。
原子炉については 1942 年 12 月にフェルミらが天然ウラン燃料・黒鉛原則・空気冷却による核分裂連鎖反応を達成した（シカゴパイル１）。それを受けて、ワシントン州ハンフォードにプルトニウム生産用原子炉と再処理工場が建設された。そして、ニューメキシコ州ロスアラモスには原爆組み立てのための15

研究所が設立され、英国からの研究者も原爆設計に参加した。
3 年の歳月と 20 億ドル、50 万人以上の労力をかけたマンハッタン計画の結果、“Trinity”と名付けられた最初の原爆が炸裂したのは 1945 年 7 月 16 日、米国ニューメキシコ州の砂漠の中だった。この原
爆は、中空の円球状にプルトニウムを配置し、その周囲に球対称に火薬を配置して炸裂させてプルトニ
ウムを中心部に圧縮して連鎖反応を起こさせる爆縮型原爆であった。２番目の原爆は、1945 年 8 月 6日に広島市上空 600m で炸裂した。この原爆は濃縮ウラン（U235 平均濃縮度 80％）を用いた原爆で、ウランの塊を２つに分けて大砲状円筒の筒先と根元に配置し、砲弾を発射するようにして根元のウランを筒先のウランに合体させて爆発させるので、大砲型（ガンタイプ）と呼ばれる。次いで、8 月 9 日に長崎に原爆が投下された。長崎上空 500m で炸裂した原爆は Trinity と同型である。広島原爆の出力はTNT 火薬に換算して 16 キロトン、長崎原爆は 21 キロトン、広島原爆は細長いので“Little Boy”、長崎
原爆は丸いので“Fat Man”というニックネームが与えられている。
原発の開発：チェルノブイリ、福島
第２次大戦が終わると米国とソ連の間で冷戦がはじまり、ソ連でも、物理学者クルチャトフをリーダーとして原爆開発が本格化し、1949 年 8 月、カザフスタンのセミパラチンスクでの最初の核実験に至った。この原爆の設計は、マンハッタン計画のスパイ情報に基づく Trinity/Fat Man プルトニウム原爆のコピーであったが、核物質製造のための原子炉、再処理工場、原爆組立工場がソ連において完成したことを示している。さらに、1952 年 10 月には英国がオーストラリアで最初の核実験を実施した。
1953 年 12 月、アイゼンハワー米国大統領は、国連総会で“Atoms for Peace”演説を行い、核エネルギ
ーを平和目的に使うことを提唱した。世界で最初に原子力発電を行ったのは米国で、1951 年 12 月にEBR-1 という高速増殖実験炉が 200W の電気を発生したが、“実用”というにはほど遠かった。世界最初の原発に相当するのは、1954 年 6 月に電気出力 5000kW で運転を開始した旧ソ連のオブニンスク原発である。オブニンスク原発は、原爆用プルトニム生産のために開発された黒鉛減速軽水冷却チャンネル型原子炉を発電炉に発展させたもので、ソ連特有のこのタイプの原発は、後に電気出力 100 万 kW のチェルノブイリ型原発（RBMK 原発）へとつながる。
米国では当初、液体ナトリウム冷却の高速増殖炉原発の建設が試みられたが技術的困難が多くて頓挫
し、民間会社が中心となって、軽水を減速材かつ冷却材とする BWR（沸騰水型原発）と PWR（加圧水型原発）の開発が進められた。PWR を開発したのは WH（ウェスチングハウス）社で、1958 年 6 月に最初の PWR であるシッピングポート原発（電気出力 5 万 kW）が運転を開始し、BWR については GE（ジェネラルエレクトリック）社が 1960 年 6 月にドレスデン原発（同 18 万 kW）の運転を開始した。
日本での最初に原子力発電が行われたのは 1963 年 10 月 26 日、GE 社の協力の下に茨城県東海村の日本原子力研究所に建設された BWR 原発 JPDR（電気出力 1.25 万 kW、1976 年運転終了、解体済み）であった。一方、最初の商業用原発は英国から導入し 1966 年 7 月に運転開始した炭酸ガス冷却原発東海１号機（炭酸ガス冷却、電気出力 16.5 万 kW、1998 年運転終了、解体作業中）であったが、この型の原発は東海１号機のみである。1970 年代に入ってから全国の電力会社で PWR と BWR の導入がはじまり、2011 年 3 月に福島第１原発事故が起きたとき、日本では 53 基（BWR30 基、PWR23 基）総電
気出力 4808 万 kW の原発が運転中だった。

16

原子力発電がはじまった当初から、大規模な放射能放出を起こし周辺環境に破局的な被害をもたらす事態に至る可能性があるとして、以下の２つの事故が懸念された。


核分裂連鎖反応のコントロールに失敗して出力が急上昇して原子炉が破壊される出力暴走事故



配管破断などにともない冷却材がなくなり崩壊熱の除去に失敗して炉心溶融に至る冷却失敗事故
1986 年 4 月に発生したチェルノブイリ原発事故は前者で、2011 年 3 月の福島第１原発事故は後者であった。
講演では、広島・長崎原爆、チェルノブイリ原発事故、福島第１原発事故の技術的な側面についてより詳しく説明する。

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1991

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2006

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28

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2001

42
40
36 38

1986

1981

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1976

1

1971

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1966

1000

25
22 23
18
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京都大学原子炉実験所における放射性廃棄物の現状について
放射性廃棄物処理部

井本明花

1.はじめに現在、京都大学原子炉実験所(以下「実験所」と呼ぶ。)内で発生している放射性廃棄物は、核燃料物質
および原子炉等規制法(以下[炉規法]と呼ぶ。)と放射線障害防止法(以下「障防法」と呼ぶ。)の 2 種類に分類できる。
炉規法に基づく放射性廃棄物は、主に KUR、KUCA など核燃料物質を取り扱っている施設から発生しており、それらは固形廃棄物倉庫(図 1、図 2)に一時保管している。
障防法に基づく放射性廃棄物は、主にホットラボやイノベーションラボなど RI を取り扱っている施設から発生しており、それらは日本アイソトープ協会(以下「RI 協会」と呼ぶ。)に引渡している。

2.障防法に基づく放射性廃棄物について
一昨年、昨年度及び今年度の、RI 協会へ引き渡したドラム缶(50L)の本数を表 1 に示す。
表 1.RI 協会引き渡したドラム缶の種類及び本数(単位:本)
可燃性

難燃性

不燃性

非圧縮性

合

ドラム缶

ドラム缶

ドラム缶

ドラム缶

計

平成 24 年度

11

28

15

4

58

平成 26 年度

78

142

49

59

328

平成 27 年度

15

60

4

95

174

平成 26 年度は、一昨年と比べて劇的に引き渡しているドラム缶の本数が増えていることがわかる。平成27 年度は平成 26 年度より少ないもの、それでも引き渡しているドラム缶の本数は、平成 24 年度よりも多いことが分かる。
このような結果になった背景として、平成 25 年から始まったトレーサー棟の耐震･改修工事が上げられる。平成 26 年度は、その工事で発生したコンクリート破片や養生シート・作業時に使用したゴム手袋が、内訳の大半を占めている。
平成 27 年度も、トレーサー棟の耐震･改修工事が再開したこと、平成 26 年度の引渡しで引き渡すことが出来なかったドラム缶 50 本分も含まれているため、このような数値となっている。
引渡については、放射線管理部の立会の下行っている。表面線量が高い放射性廃棄物については、引渡日当日でも線量・核種を測定している。

3.炉規法に基づく放射性廃棄物について
固形廃棄物倉庫には、炉規法で定められた放射性廃棄物が、2015 年 11 月現在 50L ドラム缶で 47 本、200L ドラム缶で 111 本収納・保管している。

33

主な内容物は、使用済みのイオン交換樹脂、耐震工事で発生したガラ、凝集沈殿処理で発生した放射性核種を吸着した沈殿物である。(以下｢汚泥｣と呼ぶ。)
汚泥は、凍結再融解処理で脱水した後ヒーターで乾燥したものを、ドラム缶に収納されている。それが 2010年まで 1 年につき約 1 本~2 本のペースで増加していた。しかし耐震工事等により放射性廃棄物が増加しており、固形廃棄物倉庫の収容できるスペースが少なくなってきている。そこで以前から 1 段から 2 段に積み上げるなど配置を工夫していたが、それでもスペース確保に限界が来ているため、新固形廃棄物倉庫の建設が来年度予定されている。

図 1.固形廃棄物倉庫

外観

図 2.固形廃棄物倉庫

内部

4.終わりに
放射性廃棄物を取り巻く環境は年々厳しくなっている。障防法に基づく放射性廃棄物のうち、α線核種について、RI 協会は現在事業を停止するのが確定した事業所についてのみ引き取るという状況である。すなわち、本実験所は、引き取ってもらうことは出来ない状態である。
炉規法に基づく放射性廃棄物は、新たに固形廃棄物倉庫を建設するとはいえ、その倉庫の容量にも限界がある。
それらの事を踏まえて、できる限り無駄な放射性廃棄物を増やさない努力が重要である。

34

本実験所における放射性廃棄物の扱い

京都大学原子炉実験所
における放射性廃棄物の現状について京都大学原子炉実験所

核燃料物質
及び原子炉等に関する規制法に基づく放射性廃棄物

放射線障害防止法に基づく放射性廃棄物

放射性廃棄物処理部 井本明花

二重規制

核燃料物質及び原子炉等に関する規制法(炉規法)に基づく放射性廃棄物

放射線障害防止法(障防法)に基づく
放射性廃棄物• 主にKUR,KUCAなど核燃料物質を取り扱っている施設から発生する放射性廃棄物を指す。

• 主にホットラボやトレーサー棟などRIを取り扱っている施設
から発生している放射性廃棄物を指す。

• これらは”固形廃棄物倉庫”に一時保管している。

• それらは”汚染物貯蔵庫”に一時保管している。
• 年に1回、日本アイソトープ協会(RI協会)に引き渡している。
※日本アイソトープ協会：国から認可を受けた放射性廃棄物の引取業者

汚染物貯蔵庫

RI廃棄物の分類

広さ300㎡(貯蔵庫部分の面積は270㎡)

35

分類

可燃性

難燃性

不燃性

内容物

紙、布製品 ゴム手袋・ 金属、試験
養生シート 管などのガ
ラス製品、
坩堝などの
瀬戸物

非圧縮性不燃物

コンクリート破片などの建築
廃材、機械機器など

障防法に基づく放射性廃棄物の一時保管

RI廃棄物発生の流れ

この時点ではRI廃棄物とは言わない

ドラム缶に収容して初めて放射性廃棄物といえる。

RI協会引渡し作業(書類等含む)
一連の流れ
RI協会
調査結果など必要事項を
RI廃棄物依頼書に書いて郵送で[RI廃棄物廃棄依頼書]
提出
RI廃棄物記録票(RI廃棄物の種類や線量などを書き示したリスト)を送る RI廃棄物を取りにくる(RI協会へ引渡す)

今年度引取予定のドラム缶群

放射性廃棄物処理部

カドテルスペクトルメータ(左)と電離箱(右)を使って測定

36

実際現場で測定した数値
600μSv/h

引渡可能上限表面線量：500μSv/h(固体廃棄物)

このステッカーを貼らないと運搬できない。

放射線管理部員立会の下で引渡作業を行っている。

炉規法に基づく放射性廃棄物の現状

近年のRI協会への引渡状況
難燃性
ドラム缶
28

不燃性
ドラム缶
15

非圧縮性
ドラム缶
4

合計

平成24年度

可燃性
ドラム缶
11

平成26年度

78

142

49

59

328

平成27年度

15

60

4

95

174

• 固形廃棄物倉庫には炉規法で定められた放射性廃棄物が2015年11月現在200Lドラム缶で111本収納・一時保管し
ている。

58

• 固形廃棄物倉庫は大きさ(15.2m×6.20m)である。
• 今現在引き取ってくれる業者がいないのが現状である。

平成25年度は諸事情により引渡が出来なかったため、平成25年度と平成26年度の2年分をRI協会へ引き渡している。
平成26年度にトレーサー棟の耐震工事が開始したのもこの年から

37

固形廃棄物倉庫に一時保管されているもの• 蒸発濃縮処理装置で発生した濃縮廃液を乾燥させたもの• 原子炉施設内の工事で発生したコンクリート破片などの建築廃材• 使用済みイオン交換樹脂

炉規法に基づく放射性廃棄物の
一時保管

問題点
• 固形廃棄物倉庫のスペース不足
対策：ドラム缶を1段から2段に積み上げるなど配置を工夫してきた
それでもスペース確保をするのが難しくなってきた

来年度に新固形廃棄物倉庫を建設予定

経年劣化で文字が読みにくくなるのを防ぐためにラミネート加工をしている。

最後に

最後に
•

放射性廃棄物を取り巻く環境は年々厳しくなっている。

炉規法に基づく放射性廃棄物は、新たに固形廃棄物倉庫を建設するとはいえその倉庫の容量にも限界がある。
• できる限り放射性廃棄物を増やさない努力が重要である。
•

障防法に基づく放射性廃棄物のうち、α線核種について、RI協
会は現在事業を停止するのが確定した事業所のみ引き取るというスタンスである。すなわち、本実験所は、引き取ってもらうことは出来ない状態である。
過去引取可能だったのが現在引取不可能になったものの一覧
スラリー(おかゆ)状の放射性廃棄物減容装置で処理した放射性廃棄物

38

KUR 重水設備からの重水漏えいの対策と現状について
京大炉技術室 吉永尚生
１．はじめに平成 27 年 1 月に発生した京大炉（KUR）の重水設備における重水漏洩事象に関して、復旧完了までの経緯
および今後の対策について報告する。

２．漏洩発見から復旧までの対応
２．１

設備に係わる経緯と復旧作業(1) 漏洩の発見
平成 27 年 1 月 18 日午前、図１に示すように KUR の炉室地下室にて漏水が発見され、同日の調査により漏洩した液体が重水であることが判明した。その後、重水設備のスペクトルシフタ 3 層および水シャッタ層の計 4 層の重水を地下ストレージタンクに排水した後、漏水率が低下したため、重水設備からの漏洩であることが分かった。照射室内の重水給排水系付近を確認したところ、床面より 50 cm 程下にあるＨ鋼に水分が発見された。採取してトリチウム濃度を確認したところ、重水であることが判明した。この際、漏洩箇所および漏水の形跡のある場所は確認できなかった。

漏洩箇所

漏水発見箇所

図１ 重水設備概観

39

(2) 漏洩箇所の特定
2 月 2～3 日、漏洩箇所の特定作業および補修作業をしやすくするために、照射室および遮蔽扉の解体作業を行った。以降、漏洩箇所の特定作業を進め、2 月 6 日に照射室内の重水給排水配管のうちスペクトルシフ
タ①系統のステンレス製フレキシブル配管の下部フランジ接合部から微量の重水の滲みを確認し、漏洩箇所の一つとして特定した（写真１および２）。
2 月 20 日に当該フランジを分解し、ステンレス製フランジおよび金属ガスケット（U タイトシール）の状態を確認した。分解作業に先立って、重水給排水系のカバーガス(ヘリウム)の放出を行った。この際、炭酸カリウム（K2CO3）水溶液トラップを用いて、放出されたガス中のトリチウム等の放射性物質を回収した。ト
ラップ通過後のガスは、ガスサンプリングバックに入れて保管した。また、フランジ分解作業時は、漏洩するガスの吸入を防ぐために、作業場所の換気を良くし、フランジの上方に人がいないように配慮すると共に、フランジの解放時に出てくる重水水滴は、飛散しないようにウエス等で受けた。作業中においてはトリチウ
ムモニタを作動させ、作業場所近傍の空気中トリチウム濃度を常時監視した。
フランジを分解したところガスケットに腐食が認められ、これが重水漏洩の原因であると判断された（写真３および４）。なお、フランジ面には酸化物などの付着があったが、腐食などは認められなかったため、フランジ面を清掃し、一時的な措置として樹脂製ガスケットを用いてフランジを再接続した。
2 月 24 日、他の漏洩箇所の有無を調べるため、ヘリウムガスを用いた加圧テストを行い、設備全体のフランジ部およびバルブ類などの接合箇所から漏洩がないことを確認した。この結果、今回の重水漏洩箇所は、重水の滲みが確認されたスペクトルシフタ①系統のフランジ接合部のみであるという結論に至った。

一次冷却系
スペクトルシフタ②スペクトルシフタ①
一次冷却系

漏洩箇所
写真１

重水設備照射室内

写真２

重水漏洩箇所

金属ガスケット

写真３

漏洩箇所のステンレス製フランジ

写真４

40

金属ガスケットの腐食状況

(3) 配管の健全性調査
3 月 20 日、漏洩箇所以外のフランジ接合部の健全性を調査するため、照射室内の他の重水給排水系のフランジ接合部の分解点検を行った。その結果、ステンレス製フランジには腐食は見られなかったが、重水設備
側のアルミ製フランジのいくつかに微小な腐食部分があることが確認された（写真５および６）。また、4 月
16 日に、重水給排水系統のステンレス製フレキシブル配管の清掃と漏洩検査を行い、フレキシブル配管が健全であることが確認された。

写真５

アルミニウム製フランジ

写真６

腐食部の拡大(4) アルミ製フランジの補修
4 月 21～24 日、アルミ製フランジ面の清掃を行い、腐食部分の詳細な観察を行った。その結果、重水給排
水 6 系統のうち、3 系統（スペクトルシフタ 3 系統）のアルミ製フランジの腐食部分の補修と金属ガスケッ
トの交換を行うことが決定された。他の 3 系統（重水タンク、水シャッタ、オーバーフロー）については、堆積物の付着が確認されたものの、ガスケット当たり面にほとんど腐食が見られなかったことから、堆積物の除去と金属ガスケットの交換が行われた。
5 月 11～20 日、重水給排水系のアルミ製フランジの補修および金属ガスケットの交換を行った。あわせて、同様の構造である一次冷却系 2 系統（入口、出口）のフランジ面の清掃および金属ガスケット交換も行った。
また、ファイバースコープを用いて、本体側配管内部を観察し、どの配管についても腐食等が無いことを確認した。
該当するフランジ面の堆積物を除去して清掃を行った後、腐食箇所に金属パテ（JAPAN DURMETALCOLDWELDING SYSTEM,LTD 製ベロメタル）を塗り、硬化後、オービタルサンダーなどを用いて研磨して、補修を行った。写真７に補修前のスペクトルシフタ①のアルミ製フランジの写真を示す。ガスケット当たり
面の内側に堆積物が、また、当たり面近くに腐食が確認できる。補修後のフランジ面の様子を写真８に示す。
重水給排水系および一次冷却系の復旧後の様子を写真９および１０に示す。重水給排水系については、復旧後、ヘリウムガスを用いた加圧試験を行い、復旧したフランジ部からヘリウムの漏洩が無いことを、リークディテクターを用いて確認した。一次冷却系については、復旧後、通水テストを行い、漏水がないことを確認した。

(5) 復旧の完了
5 月 21 日、重水タンク本体ならびにスペクトルシフタ 3 系統および水シャッタへの注水を行なった。注水後、重水漏洩のないことを確認した。そして、6 月 1～4 日、解体されていた照射室および遮蔽扉を復旧し、

41

本設備の補修復旧作業が完了した。

写真７

ＳＰ１系アルミフランジ補修前

写真８

ＳＰ１系アルミフランジ補修後

一次冷却系
オーバーフロースペクトルシフタ②
水シャッタ
スペクトルシフタ①
スペクトルシフタ③
一次冷却系
重水タンク

写真９

向かって左側の系統の復旧後の状況 写真１０

向かって右側の系統の復旧後の状況

２．２ 現在の状況
現在、重水漏洩の有無の確認は、(1)トリチウムモニタ(1F 重水タンク近傍、BF 重水ストレージタンク近傍、
連続)、(2)研究炉巡視点検(BF 重水ストレージタンク近傍、他、一日朝夕の二回)、(3)除湿水の検査(BF 重水給排水系操作ステージ、BF 重水ストレージタンク近傍、一週間に一回)、(4)スタックガスのサンプリング検査(排気中ガス、三ヶ月に一回（炉室排気時）)、(5)重水給排水系年次点検(1F 重水タンク近傍、1F 上下扉ピット内、BF 重水ストレージタンク近傍、一年に一回)、の 5 つの方法で行われている。また、重水水位およびカバー
ガス圧の変化にも注意を払っている。復旧以降現在に至るまで、異常は認められていない。

42

２．３ 放射線管理(1) 屋内放射線管理
漏水発見直後における重水設備近傍の空気中のトリチウム濃度は 3.4×10-1 Bq/cm3 と評価された。この濃度は、空気中濃度限度（トリチウム水における告示別表１の第４欄）である 8×10-1 Bq/cm3 以下であった。その後、炉室内の空気中トリチウム濃度は、除湿器によって炉室内凝結水をサンプリングし、その凝結水中トリチウム濃度を測定することによって監視し、空気中トリチウム濃度が減少傾向にあること（一部補修復旧作
業時を除く）及び空気中濃度限度を下回っていることを確認した。なお、補修復旧作業時には、作業場所の
空気中トリチウム濃度の連続監視を行い、作業環境における異常なトリチウム濃度の上昇がないことを確認した。
また、炉室エアロック手前に安全靴（スリッパ）及び手袋等の脱着場所を設置し、入室前に手袋等を装備
し、退出時に手袋は破棄、履物は履き替えを指示することにより、炉室内トリチウムの汚染の拡大を防止した。

(2) 排気中放射性物質管理
重水設備近傍のトリチウムモニタの計測値から、重水漏洩は 1 月 15 日 9 時 30 分過ぎから始まったと推測された。1 月 15 日は炉室空調が運転されており、
排気中トリチウム濃度は 4.0×10-4 Bq/cm3 と評価された。

また、平成 26 年度第 4 四半期（平成 27 年 1 月〜3 月）では、この重水漏洩に起因する排気口におけるトリチウム濃度は、平均値で 1.0×10-4 Bq/cm3、最高値（一日平均）で 8.8×10-4 Bq/cm3 であり、
「排気中又は空気中濃度限度」（トリチウム水における告示別表１の第５欄）である 5×10-3 Bq/cm3 以下であった。
平成 27 年度第 1 四半期（平成 27 年 4 月〜6 月）では、排気口におけるトリチウム濃度は、平均値で<4.0×10-5
Bq/cm3、最高値（一日平均）で 1.7×10-4 Bq/cm3 であった。また、平成 27 年度第 2 四半期（平成 27 年 7 月〜9月）では、排気口におけるトリチウム濃度は、平均値、最高値（一日平均）ともに<4.0×10-5 Bq/cm3 であった。
これらの放出に起因する、周辺監視区域以遠における空気中トリチウム濃度の 3 ヶ月平均の最大値は、平成 26 年度第 4 四半期（平成 27 年 1 月〜3 月）で 6.1×10-9 Bq/cm3（スタックの西南西 170m 地点）、平成 27 年度第 1 四半期（平成 27 年 4 月〜6 月）で 2.4×10-9 Bq/cm3（スタックの南西 170m 地点）と評価された。これ
らの濃度はいずれも「排気中又は空気中濃度限度」（トリチウム水における告示別表１の第５欄）である 5×10-3
Bq/cm3 を下回っていた。

３．今後の対策
３．１ 現在の対応状況
上述２．２において挙げられている 5 つの方法を継続して実施する。さらに、トリチウムモニタの管理
は研究炉部により行われているが、その情報を実験設備管理部・重水設備担当者も随時確認できるようにした。
さらに、重水設備のトラブルに関しては、原則、その保守管理者あるいは当番管理者が対応に当たることになっている。しかし、今回の重水漏洩の場合においては、より早急な対応が必要であるため、これを機に、発見者等が即座に対応できるマニュアルを作成した。
３．２ 今後の対策

43

(1)トリチウムモニタ感度向上策および重水漏洩の飛散・拡散防止対策
漏洩重水の飛散・拡散防止のため、各フランジにカバーを設置し、トリチウム濃度計測のためのトリチウ
ムのモニタのサンプリング管を増設する。各重水系統の上部フランジについては、図２に示すように炉心に
向かって左側の４系統(一次冷却系出口、ＳＰ２、ＳＰ１、一次冷却系入口)、右側の４系統(オーバーフロー、
水シャッタ、ＳＰ３、重水タンク)をまとめて、それぞれ一つの受けを設置し、トリチウムモニタのサンプリ
ング管に接続し、トリチウム濃度計測の感度を向上させる。

(2) フランジの定期点検およびガスケットの交換について
フランジの解体点検および金属ガスケットの交換時期は、2 年後に行い、フランジ及び金属ガスケットの状況を確認した上で、その後の解体点検の期間について検討する。

トリチウムモニタへ

カ バ ー( 受 け )

追加する管

漏洩箇所

上下 扉

リフ タ

現在の吸引位置

トリチウムモニタへ

図２

カバー(受け)およびサンプリング管の増設位置

44

重水設備について• γ線の少ない熱中性子照射場を提供する設備

KUR重水設備からの重水漏えい対策と現状について

1995年に大改修• 設備の安全性向上• 熱中性子から熱外中性子までの利用を可能とする
性能向上• 5MW 連続運転 中の医療照射を可能とする等の使
い勝手の向上BNCT症例数世界一を誇る

京都大学原子炉実験所
実験設備管理部
吉永尚生

重水漏えい発覚

サブパイルームにて巡視点検中に発見

重水漏えい発見箇所

DAY 0 ： 1月18日

漏えい箇所の特定作業現場へのトリチウムモニター設置の前に。。。

作業者の余分な被ばくを防ぐために予測した漏えい箇所
・ フレキホース・ フランジ接合部

DAY 4 ： 1月22日

45

目視できる範囲が狭く調査が困難

CCDカメラによる調査

ピット内に重水が溜まっていないか。
配管やフランジ部に重水が付着していないか。

遮蔽扉（昇降シャッター）を解体して調査することに決定

DAY 5 ： 1月23日

リークテストイチバン怪しい場所からリークが確認できない！！

DAY 8 ： 1月26日

他に怪しい場所は？

限られた条件での原因探しに限界
やはり装置を解体して直接確認
したい
地階実験室

遮蔽扉（油圧式昇降シャッター）を解体することに

46

重水設備解体

DAY 15 ： 2月 2日

DAY 16 ： 2月 3日

Heリークテスト～漏えい箇所の探索～

各部の養生• フランジ結合部• フレキホース• 配管溶接部• バルブ接続部

やっぱり検出できない。。。？

47

解体の前に出た

重水タンク中の放射能（‘15.3.23 奥村 良氏）より抜粋

確実に漏えいしている箇所を１つは特定！
他に漏えいしているところはないか

カバーガス圧を大気圧にまで減圧したのち分解作業
DAY 18 ： 2月 6日

解体の前にスペクトルシフター1フランジ解体（SUS)

フレキホース側

（SUS)

配管側

DAY 33 ： 2月20日

金属ガスケット（U‐TIGHTSEAL）
フランジ結合部下側（配管側）

フランジ結合部上側（フレキホース）

金属ガスケットに腐食あり！

48

その他の漏えい箇所は？
～再度リークテスト～

Heリークテストの結果
照射室• 他のフランジ結合部、溶接部、バルブ結合部
からは漏えいなし。
• 漏えい箇所はスペクトルシフター１のフレキ
ホース締結フランジ１か所のみ。

熱交換器室

地階実験室

DAY 37 ： 2月24日

配管の健全性検査

配管の健全性検査

その他のフランジ結合部の解体、検査

フレキシブルホース検査

アルミフランジのいくつかに腐食痕あり。
ステンレスフランジには腐食なし。
溶接部の有害な腐食や、配管内の大きな汚れ
DAY 88 ： 4月16日は認められない

DAY 61 ： 3月20日

アルミフランジの補修

アルミフランジの補修

補修方法について補修工程について アルミフランジの溶接による付替え

 フランジ腐食部の清掃および研削 補修材の塗布
 フランジ面の面出し（研磨）○ 手っ取り早い。
× 作業スペースもなければバーナーでの加温も不可
× 重水タンク本体を搬出 金銭的に不可 フランジフェーサーによる補修○ きれいな面仕上げ
× 機械が大きくて作業スペースを確保できない 金属補修材による補修○ 安価である△ 面の仕上げについて不透明49

作業性の確認、補修訓練など

アルミフランジ実物大モデル

狭い作業空間

アルミフランジの
１／１モデル製作

どのフランジを補修するのか

リューター削り～詳細なアルミフランジの腐食具合の調査～
スペクトルシフター１

スペクトルシフター２

スペクトルシフター３

スペクトルシフター２

スペクトルシフター３

重水給排水管６系統のうちスペクトルシフター１

スペクトルシフター２

スペクトルシフター３

パテ盛り
スペクトルシフター１

やすり研削
スペクトルシフター２

スペクトルシフター３

スペクトルシフター１

50

オービタルグラインダー研磨
スペクトルシフター１

スペクトルシフター２

重水給排水管の復旧

スペクトルシフター３• 各フランジを新しい金属ガスケットで締結• Heガスリークテスト• 通水、漏えいテスト• １次冷却水吸排管のガスケット交換• 同配管の健全性チェック• 遮蔽扉、遮蔽体の復旧

51

52

環境試料中の放射能測定について
京都大学原子炉実験所・技術室

三宅智大

１、はじめに京都大学原子炉実験所では、定期的に、原子炉施設から放出される排気及び排水並びに敷地境界付近
における放射能濃度を測定・評価し、原子力規制委員会に報告している。
また実験所と熊取町、泉佐野市及び貝塚市との間にそれぞれ締結された「原子炉施設及び住民の安全確保に関する協定書」の取り決めに従い、上記の報告事項に加え、施設境界付近及び実験所外における実効線量並びに周辺環境試料中放射能濃度の測定結果を報告している。
２、報告内容・環境試料中の放射能：池・河川の底質（土・堆積物）、陸上表層土、陸水（表層水）、飲料用の原水、海水及び空気中浮遊じん、降下物、農産食品又は指標生物中の各環境試料の放射能・原子炉施設からの放出放射能：研究炉排気中のアルゴン４１量、原子炉施設排水中の放射能・外部放射線に係る実効線量：実験所の敷地境界附近及び所外観測所における空間放射能測定結果から、平常時の自然放射線実効線量（平常値）と原子炉運転時の実効線量を比較
３、試料採取、測定前処理
河川・池の底質及び陸上土壌 ：採取面積約 1000cm2、採取深度約 5cm、採取量約 3～6kg 採取
測定前処理：混入物（石、ゴミ、植物根等）を除去し、乾燥細粉化（2mm 以下）後、250~400g を測定容器（250cm3）に密封する。

陸水及び海水：表層水約 5ℓ採取

測定前処理

：淡水は一度濾過し、１L を蒸発乾固し、試料皿に入れる。海水は、鉄バリウム法で沈殿を作り試料皿に入れる。

生物（農産食品又は指標生物）：動植物とも可食部を主な試料とし、生育時期に合せて 5～20kg 採取
測定前処理
大気中浮遊じん
試料前処理
降下物
測定前処理

：試料を選別し、水で洗浄、乾燥細粉化後、灰化し測定容器に密封する。
：18～70m3 の空気を吸引し、ろ紙上に浮遊じんを集める。
：ろ紙を直径 5cm に打ち抜き使用する。
：降水を集める：蒸発濃縮し、測定容器に密封する。

４、試料測定河川・池の底質及び陸上土壌 ：低バックグラウンド Ge 半導体検出器を用いてガンマ核種分析
生物（農産食品又は指標生物）：低バックグラウンド Ge 半導体検出器を用いてガンマ核種分析
水 （河川・池・海）：αβ2 系統多サンプル自動測定装置を用いて全ベータ放射能を測定

大気中浮遊じん：αβ2 系統多サンプル自動測定装置を用いて全ベータ放射能を測定

降下物：低バックグラウンド Ge 半導体検出器を用いてガンマ核種分析

53

・はじめに

環境試料中の放射能測定について

 京都大学原子炉実験所では、定期的に、原子炉施設から放出される排気及び排水並びに敷地境界付近における放射能濃度を測定・評価し、原子力規制委員会に報告している。
 実験所と熊取町、泉佐野市及び貝塚市との間にそれぞれ締結された「原子炉施設及び住民の安全確保に関する協定書」の取り決めに従い、上記の報告事項に加え、施設境界付近及び実験所外における実効線量並びに周辺環境試料中放射能濃度の測定結果を報告している。

三宅 智大

環境試料採取地点

京都大学原子炉実験所における環境放射能測定報告書
報告内容
 環境試料中の放射能：池・河川の底質（土・堆積物）、陸上表層土、陸水（表層水）、飲料用の原水、海水及び空気中の浮遊じん、降下物、農産食品又は指標生物中の各環境試料の放射能 原子炉施設からの放出放射能：研究炉排気中のアルゴン４１量、原子炉施設排水中の放射能 外部放射線に係る実効線量：実験所の敷地環境附近及び所外観測所における空間放射能測定結果から、平常時の自然放射線実
効線量（平常値）と原子炉運転時の実効線量を比較

河川・池の底質及び陸上土壌

測定物

測定対象

測定機器

河川・池の底質及び陸上土壌

ガンマ核種

低バックグラウンドGe半導体検出器

生物（農産食品又は指標生物）

ガンマ核種

低バックグラウンドGe半導体検出器

降下物（降水）

ガンマ核種

低バックグラウンドGe半導体検出器

陸水及び海水

全ベータ

αβ2系統多サンプル自動測定装置

大気中浮遊じん全ベータαβ2系統多サンプル自動測定装置

試料採取：採取面積約1000cm2、採取深度約5cm、採取量約3～6kg採取。

底質用

土壌用

γ用サンプル
β用サンプル

採取道具

54

サンプリング風景（底質・土壌）

底質・土壌試料の前処理混入物（石、ゴミ、植物根等）を除去し、乾燥細粉化（2mm以下）後、250~400gを測定容器（250cm3）に密封する。

使用器具

土壌

底質

篩う

あらかじめ
イオン交換水を
入れる

乾燥！

土壌

粉砕機

55

底質

生物（農産食品又は指標生物）
動植物とも可食部を主な試料とし、育成時期に合せて5～20kg採取

γ用サンプルの出来上がり！

熊取町
奥野氏の畑

低バックグラウンドGe半導体検出器で測定

生重量

生物（農産食品又は指標生物）の前処理
乾燥させた野菜たち
試料を選別し、水で洗浄、乾燥細粉化後、灰化し、測定容器に密封する。

白菜

大根

約16kg

約19kg

最近、包丁に慣れました

乾燥量
約480ｇ

約640ｇ

灰になった野菜たち

灰重量
約108g

作業風景

γ用サンプルの出来上がり！

白菜

大根

低バックグラウンドGe半導体検出器で測定

56

約91g

降下物の前処理

降下物

蒸発濃縮し、測定容器に密封する。

降水（雨水）を集める。

実験所内の気象観測棟付近に設置

乾燥

半期分の雨を濃縮

低バックグラウンドGe半導体検出器で測定受水器

陸水及び海水陸水及び海水の前処理

試料採取：表層水約５L採取

陸水 ： 一度濾過し、1Lを蒸発乾固し、試料皿に入れる。
海水 ： 一度濾過し、1Lを鉄バリウム法で沈殿を作り試料皿に入れる。

採取道具

サンプリング風景（陸水）

使用器具

乾燥させると・・・

57

マイラーをして、β用サンプルの出来上がり！

乾燥

αβ2系統多サンプル自動測定装置で測定

海水

塩化アンモニウム
塩酸
塩化バリウム溶液
鉄アンモニウム明
ばん溶液

加熱

アンモニア水フェノールフ
タレイン溶液

使用する薬品
左から、アンモニア水、鉄アンモニウム明ばん溶液、塩化バリウム溶液
塩酸、塩化アンモニウム、フェノールフタレイン溶液

沈殿物

ポンプを使って吸引濾過

マイラーをして、β用サンプルの出来上がり！
濾紙

乾燥

αβ2系統多サンプル自動測定装置で測定

58

大気中浮遊じん

フィルタ使用前

18～70m3の空気を吸引し、ろ紙上に浮遊じんを集める。

ハイボリウムエア
サンプラ

発電機

フィルタ使用後

電源ケーブル

使用道具

大気中浮遊じんの前処理
低バックグラウンドGe半導体検出器
ガラス繊維なので簡単！
押しつけながら回す

完成！

αβ2系統多サンプル自動測定装置で測定
αβ2系統多サンプル自動測定装置

Ge検出器を汚さないためマリネリ容器に入れる

測定が終わると自動で次の試料に移
る

59

60

研修
修会の写真
真集

川端
端所長

特別講演
演

挨拶

特別講演

木野村先生
生

今中先生
生

技術発表
表

井本氏

技術発表
表

三宅氏

技術発
発表

吉永氏
氏

61

62

平成 27 年度原子炉実験所技術室業務報告会

63

64

平成 27 年度技術室業務報告会プログラム
開催場所：研究棟 1 階会議室
平成 27 年 11 月 26 日（木）13:10－15:00

司会者：小林徳香

13:10－13:15

挨拶

南

馨

13:15－13:30

01

将来計画及び新規制基準適合性審査の状況について藤原

靖幸

13:30－13:45

02

管理センターに移って大野

和臣

13:45－14:00

03

平成 27 年度技術室業務報告張倹

14:00－14:15

04

共同利用支援システムを用いた次年度採択課題評価平井康博

14:15－14:30

05

管理区域外物品持出管理記録

山田辰矢

14:30－14:45

06

冷却設備等の点検整備

荻野晋也

14:45－15:00

07

新規制基準対応について長谷川

15:00－15:15
15:15－16:45

圭休憩

司会者：長谷川圭

15:15－15:30

08

KUCA での新規制基準適合性審査への対応

竹下

智義

15:30－15:45

09

オフサイトセンター巡視小林徳香

15:45－16:00

10

平成 27 年度業務報告会

猪野雄太

16:00－16:15

11

逆洗浄によるイオン交換処理出口流量計の流量改善

井本明花

16:15－16:30

12

平成 27 年度業務報告会

田中良明

16:30－16:45

13

京大炉 BNCT における診療放射線技師業務

栗原孝太

平成 27 年 11 月 27 日（金）13:15－14:45

司会者：金山雅哉

13:15－13:30

14

平成 27 年度業務報告藤原慶子

13:30－13:45

15

α線用サーベイメータの遮光膜の交換について

三宅智大

13:45－14:00

16

原子炉実験所における加速器放射化物

牧大介

14:00－14:15

17

KUR 制御室の記録計更新作業について

中森輝

14:15－14:30

18耐震防火 40 トン水タンク水位計の取り付け

丸山

直矢

14:30－14:45

19FFAG 主リング入射用 LINAC における冷媒漏れについて

阪本雅昭

14:45－15:00
15:00－16:15

休憩

司会者：山田辰矢

15:00－15:15

20

業務報告会 2015奥村良

15:15－15:30

21

先端エレクトロニクス DAQ セミナー2015阿部尚也

15:30－15:45

22

気液二相流実験装置

金山

雅哉

15:45－16:00

23

圧気輸送管照射設備の点検と部品交換

飯沼勇人

16:00－16:15

24

マシニングセンターによる２次元曲面中性子ミラーの製作

吉永

尚生

引き続き
・技術室会議（約 30 分）

・所長懇談会（約 30 分）

・懇親会（終了予定 19:30）

65

編集後記

この研修会は、第 5 専門技術群（核・放射線系）専門研修会と原子炉・放射線技術研修会を兼ねて毎年開催されています。今回で第 15 回目となり、原子炉・放射線技術研修会としては 24 回目の開催となります。
講演については、原子炉実験所の教員の方に特別講演をお引き受けいただき、2 件の講演が実現しました。難しい内容ですが、技術職員にも分かるように、また技術面でも役に立つような説明をしていた
だけるようお願いしました。1 件目は原子力基礎工学研究部門の木野村淳教授の陽電子の発生・制御か
ら計測法などについて、2 件目は今中哲二助教による原爆の開発から広島・長崎への投下、原発の開発、チェルノブイリ及び福島の原発事故について詳しい説明がありました。技術的な側面でもとてもためになる講演でした。
技術発表として、原子炉実験所技術室の技術職員 3 名の各々職務に関連する内容の発表がありました。
原子炉実験所技術室には、研究炉部、臨界装置部、実験設備管理部、放射線管理部、放射性廃棄物処理部がありますが、今回は放射性廃棄物処理部、実験設備管理部、放射線管理部の技術職員になりました。
京都大学として人員削減が計画され、現在は定年等による退職者があっても人員の補充はありません。
したがって、技術職員は減少しつつあり人員不足になっています。どの部署も厳しい中、業務の効率化を図り、どうしても必要なところには部署を超えた応援体制をとっています。
原子炉実験所には研究用原子炉（KUR）と臨界実験装置（KUCA）の２基の原子炉がありますが、東京電力福島第１原発事故の後、原子力規制庁による新規制基準の適合審査のため停止しています（8 月
現在）。現在、運転再開に向け努力しています。
最後に特別講演を行ってくださった先生方、技術発表を行った技術職員、受付、司会、準備、片付け等にご協力いただいたすべての方々に厚くお礼を申し上げます。

平成 27 年度
南

原子炉実験所技術室・第 5 専門技術群

研修会世話人＊馨、土山辰夫、吉野泰史、 山本弘志（原子炉実験所技術室）＊（ 世話人代表）66

KUR REPORT OF
KYOTO UNIVERSITY RESEARCH
REACTOR INSTITUTE
発行所 京都大学原子炉実験所
発行日 平成 28 年 8月
大阪府泉南郡熊取町朝代西 2 丁目
住所
TEL（072）451- 2300

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