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論文

高温ガス炉での炭素・黒鉛材料の利用、原子炉用炭素・黒鉛材料の構造設計上の課題、C/C複合材料の原子力分野への応用

石原 正博

原子力用炭素・黒鉛材料; 基礎と応用, p.10  - 18, 2017/12

原子力用炭素・黒鉛に関する全貌を記述したものとして、基礎的な内容をまとめた成書が海外で見受けられるが、国内では皆無である。そこで、基礎から応用までの広範囲について、黒鉛減速高温ヘリウムガス冷却炉に使用される炭素・黒鉛材料の構造設計と構造健全性評価に必要な技術情報を含めて、炭素・黒鉛材料に関する基礎的事項を記述した。登録者は応用を中心に分担執筆した。本書では、専門課程の大学生, 大学院学生, 研究者, 技術者及び高温ガス炉用炭素・黒鉛に関する諸課題の全容を知りたい人にも役立つよう配慮した。

論文

Development of high-performance monitoring system under severe accident condition

武内 伴照; 土谷 邦彦; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 石原 正博

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

福島第一原子力発電所事故後の平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が教訓として挙げられている。これを踏まえて、平成24年11月に耐放射線性カメラ、耐放射線性を有する水中無線伝送システム及び高温用計測線を組み合わせた過酷事故時における原子力プラント監視システムの研究開発を開始した。過酷事故時に想定される放射線環境や温度、雰囲気や水中環境等の要求仕様を満たす要素技術開発は平成26年度までに概ね完了し、現在、試作システムの構築とともに評価試験を実施し、システムの特性を取得している。今後、実用化に向けて監視システムの基本仕様や使用限界条件等の情報をユーザに提供すべく評価試験結果のとりまとめを行う。

論文

Contributions to the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station by JAEA Naraha Remote Technology Development Center

大道 博行; 川妻 伸二; 小島 久幸; 石原 正博; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00

Naraha Remote Technology Development Center of Japan Atomic Energy Agency has started full operation on April 1st 2016. We describe the role, details of the facility including mock-ups and virtual reality system coupled with the robot simulation techniques for mainly the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We also emphasize our own research and development to encourage and to contribute to facility utilization. The facility is open for domestic as well as foreign users who wish to contribute to the decommissioning as well as revitalization of Fukushima.

論文

特殊環境下で使用可能な監視システム高度化開発の現状

土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07

2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。

論文

Applicability study of nuclear graphite material IG-430 to VHTR

大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。

論文

Mechanism of $$^{99}$$Mo adsorption and $$^{rm 99m}$$Tc elution from zirconium-based material in $$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tc generator column using neutron-irradiated natural molybdenum

Awaludin, R.*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; Herlina*; Mutalib, A.*; 木村 明博; 土谷 邦彦; 棚瀬 正和*; 石原 正博

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1481 - 1483, 2015/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:32.99(Chemistry, Analytical)

ジルコニウム系モリブデン吸着剤は、Mo吸着性能が高いため、中性子照射済天然同位体モリブデン用$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータに適している。しかしながら、Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離のメカニズムについては解明されていない。本研究では、Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離メカニズムをMo吸着前後及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離後の吸着剤表面のSEM-EDSによる元素分析等により調査した。その結果、塩素イオンとMoイオンとのイオン交換反応によりMoが吸着することが確認できた。一方、溶離の過程で酸化剤を添加することにより$$^{rm 99m}$$TcはTcO$$_{4}$$$$^{-}$$の状態で溶離することが明らかとなった。

報告書

最先端研究基盤としてのJMTR及び関連施設を活用した研修; 2012年度

木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦; 石原 正博

JAEA-Review 2012-055, 40 Pages, 2013/03

JAEA-Review-2012-055.pdf:93.64MB

日本原子力研究開発機構では、平成22年度から原子力産業の世界展開を支援することを目的に、原子力人材育成の観点から若手研究者・技術者を対象に、最先端研究基盤であるJMTR及び関連施設を用いた実務的な研修講座を開設している。平成24年度は、効果的な実務研修を行うため、研修者の国籍、年齢等を考慮した海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修(海外若手研修)及び国内の若手研究者・技術者を主体とした最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座(国内若手研修)を実施した。研修は原子力の基礎から実務まで行うことを基本として、対象者に合うようカリキュラムを構成している。海外若手研修は、平成24年7月23日から8月10日に行い16名、国内若手研修は8月20日から8月31日までと9月3日から9月14日まで2回行い、合わせて35名が受講した。本報告は、平成24年度に行った研修講座の内容と研修結果についてまとめたものである。

報告書

Proceedings of 2012 JAEA/KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies; March 28-30, 2012, Mito, Japan

石原 正博; 石塚 悦男; 鈴木 雅秀

JAEA-Conf 2012-002, 179 Pages, 2012/12

JAEA-Conf-2012-002.pdf:26.34MB

韓国原子力研究院(以下、「KAERI」という)と日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という)が締結した「原子力の平和利用分野における協力のための取決め」に基づいて、水戸において「2012照射試験・照射後試験技術に関する日韓セミナー」が2012年3月28日$$sim$$30日に開催された。照射技術に関する情報交換として3年ごとに開催されているこの日韓セミナーは、今回で7回目である。1992年に日本原子力研究所(以下、「JAERI」という)大洗研究所(現在のJAEA大洗研究開発センター)において、JAERIとKAERIとの照射後試験技術に関する第1回日韓セミナーが開催されて以来、中性子利用の分野におけるJAEAとKAERIの国際協力が進められてきた。2005年の第5回日韓セミナーにおいて、照射技術の分野、さらに第6回目において原子炉の管理分野が加わり、試験研究炉を用いた広範な照射利用の情報交換となった。本セミナーでは「試験研究炉の管理」、「照射技術」及び「照射後試験技術」の三つのセッションにおいて37件の講演が活発に行われた。本報告書は、この「2012照射試験・照射後試験技術に関する日韓セミナー」で発表された論文を収録したものである。

論文

Current status of JMTR

石原 正博; 木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 神永 雅紀; 楠 剛; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 7 Pages, 2012/10

JMTRは軽水減速冷却タンク型の原子炉で、これまで軽水炉,高温ガス炉,核融合炉の燃材料の照射試験、放射性同位元素の生産に利用されてきたが、2006年8月に一旦運転を停止し、2007年度から改修を開始した。改修工事は、予定通り4年間をかけて2011年3月に完了したが、2011年3月11日に東日本大震災が発生し、再稼働のための性能試験の実施が遅れることとなった。さらに、地震後の詳細点検において、原子炉建家周辺等の一部被災が見つかったため、JMTR再稼働を延期し、地震後の補修及び施設の安全評価を実施することとなった。これらを完了させ、JMTRは2012年度中に再稼働し、その後2030年頃まで運転する予定である。

論文

Development of $$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc domestic production with high-density MoO$$_{3}$$ pellets by (n,$$gamma$$) reaction

土谷 邦彦; 棚瀬 正和*; 竹内 宣博*; 小林 正明*; 長谷川 良雄*; 吉永 英雄*; 神永 雅紀; 石原 正博; 河村 弘

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 10 Pages, 2012/10

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、日本のメーカと共同で、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{rm 99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{rm 99m}$$Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。本発表では、この平成23年度に得られたR&Dの成果を報告する。

報告書

Proceedings of the Specialist Meeting on Mo-99 Production by (n,$$gamma$$) Method; March 9-10, 2012, Yurakucho Asahi Hall, Tokyo, Japan

石塚 悦男; 石原 正博; 鈴木 雅秀

JAEA-Review 2012-030, 247 Pages, 2012/07

JAEA-Review-2012-030.pdf:21.51MB

本講演集は、原子力機構主催の「(n,$$gamma$$)法によるMo-99製造にかかわる専門家会議」に提出された発表資料をまとめたものである。本会議は、各国の$$^{99}$$Mo製造の現状と計画に関する情報交換及び$$^{99}$$Mo製造にかかわる今後の試験研究炉の協力について議論することを目的として、2012年3月9日から10日に東京の有楽町朝日ホールで開催された。会議には、ポーランド,カザフスタン,インドネシア,タイ,マレーシア,オランダ,韓国,日本の8か国から合計27名が出席した。会議の結果、将来の$$^{99}$$Moの安定供給のために、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造技術開発を進めることで一致するとともに、照射ターゲットの共通化によるメリットを考慮して、原子力機構で開発した高密度MoO$$_{3}$$ペレットを共通ターゲットとした照射試験が提案された。

報告書

Proceedings of the 4th International Symposium on Material Testing Reactors; December 5-9, 2011, Oarai, Japan

石原 正博; 鈴木 雅秀

JAEA-Conf 2011-003, 297 Pages, 2012/03

JAEA-Conf-2011-003.pdf:21.1MB

本論文集は、日本原子力研究開発機構主催の「第4回汎用照射試験炉に関する国際会議」に提出された論文をまとめたものである。本国際会議は、各照射試験炉の相互理解を深めるための情報交換を目的として、2008年に第1回が原子力機構大洗研究開発センター、2009年に第2回目が米国INL、2010年に第3回がチェコNRIで開催された。今年で第4回目となる本会議は、当初、アルゼンチンINVAPで行われる予定であったが、火山噴火の影響で急遽、日本で開催されることになった。会議にはアルゼンチン,ベルギー,ブラジル,フランス,ドイツ,インドネシア,マレーシア,フィリピン,韓国,南アフリカ,スイス,ウクライナ,米国及び日本から合計111名が出席した。本国際会議では、「照射試験炉の現状と今後の計画」,「照射技術」,「産業利用の拡大(RI)」,「施設,改良,高経年化の管理」,「次世代の材料照射試験炉」,「照射後試験技術」,「改良ドライバー燃料の開発」、及び「次世代の原子力人材教育」のセッションにおいて39件の講演が行われた。

論文

Status of $$^{99}$$Mo-$$^{99m}$$Tc production development by (n,$$gamma$$) reaction

土谷 邦彦; Mutalib, A.*; Chakrov, P.*; 神永 雅紀; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Conf 2011-003, p.137 - 141, 2012/03

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n, $$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、メーカや外国の研究機関と共同で、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験、及び(4)Moリサイクルである。特に、(2)のR&Dについては、BATAN及びINP-KNNCとの国際協力を活用して、2009年から試験を行っている。本発表では、この国際協力で得られた成果を報告するとともに、JMTRで整備している照射試験設備について紹介する。

論文

Managing beryllium in nuclear facility applications

Longhurst, G. R.*; 土谷 邦彦; Dorn, C.*; Folkman, S. L.*; Fronk, T. H.*; 石原 正博; 河村 弘; Tranter, T. N.*; Rohe, R.*; 内田 宗範*; et al.

Nuclear Technology, 176(3), p.430 - 441, 2011/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

金属ベリリウムは、核分裂炉や核融合炉の原子力分野で重要な材料の一つである。実際、核分裂炉では材料試験炉の反射体や減速材として、核融合炉では中性子増倍材として使用されている。一方、中性子照射環境下で使用された使用済ベリリウムは、$$^{60}$$Co, $$^{3}$$Hなどの放射性核種が含まれるため、廃棄が困難である。さらに、米国では$$^{14}$$Cや$$^{94}$$Nbも含まれることから、クラスC廃棄物として扱われるようになった。本論文は、照射済ベリリウムの廃棄処分に関する課題、リサイクルへの提案をまとめたものである。

論文

Proposal of world network on material testing reactors

竹本 紀之; 出雲 寛互; 堀 直彦; 石塚 悦男; 石原 正博

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/12

JMTRでは、世界の主要な照射試験炉と協力し、照射試験の役割分担による効率的な施設利用及び技術的価値の高い照射データの提供を達成するため、ワールドネットワークの構築を提案している。その最初の取組みとして、各照射試験炉との相互理解が重要であることから汎用照射試験炉国際会議(ISMTR)を2008年から毎年開催し、ワールドネットワークに対する共通認識が共有されるようになってきている。今後は、2012年に第5回ISMTRが米国にて、2013年に第6回ISMTRがアルゼンチンにて開催される予定である。

論文

Present status of refurbishment and irradiation technologies in JMTR

稲葉 良知; 石原 正博; 新見 素二; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1348 - 1351, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.02(Materials Science, Multidisciplinary)

材料試験炉(JMTR)は、1968年3月に初臨界となった試験研究炉であり、原子炉用燃料や材料の照射試験の他、RI製造にも利用されてきた。改修と改良のため、2006年8月にJMTRは運転を停止し、2011年度から再稼動する予定である。JMTRの再稼動に向けて、JMTRでは高経年化した原子炉機器の更新,新照射設備の準備及び照射技術の開発が行われている。新JMTRの照射設備及び照射技術は、核融合炉材料の開発にも貢献することができる。本論文では、JMTRにおける改修と、計測に焦点を当てた照射技術の現状について述べる。

論文

Human resource development program using JMTR

石塚 悦男; 北岸 茂; 青山 征司; 川又 一夫; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘

Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.111 - 115, 2011/02

Because of the lack of engineers for construction of global nuclear power plant, the nuclear Human Resource Development (HRD) is addressed one of urgent issues. In this situation, the JMTR is expected the role of HRD by a research and On-Job-Training (OJT) from the Japanese user and government. Overall research and OJT are possible because the JMTR is one of the largest testing reactor in Asia, and is connected to JMTR Hot-laboratory. HRD programs by research and OJT are customized for each person, and are available through the visiting researcher program of JAEA, the MEXT nuclear researchers exchange program, the nuclear HRD initiative program sponsored by the MEXT, etc.. From the viewpoints of encouragement of the study on nuclear science/technology and establishment of the friendly relations between Asian countries and Japan, the training program of Asian university students will start from 2011 F.Y. in the JAEA. This program will be supported by Nuclear Human Resource Development Center, Neutron Irradiation and Testing Reactor Center, etc. in JAEA. About 15 students will be accepted in every year.

論文

$$^{99}$$Mo production plan from $$^{98}$$Mo by (n,$$gamma$$) reaction in JMTR

出雲 寛互; 木村 明博; 堀 直彦; 土谷 邦彦; 石原 正博; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 太田 朗生*

Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.77 - 82, 2011/02

産業利用の拡大のため、JMTRでは(n,$$gamma$$)中性子捕獲法による医療用診断薬$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Moの製造を検討している。本方法は、核分裂法に比べコストが低く、廃棄物が少なく、取扱いが比較的簡単などのメリットがある。しかしながら、$$^{99}$$Moから抽出される$$^{99m}$$Tc溶液の放射能濃度が、核分裂法に比して低いという課題がある。本発表においては、メチルエチルケトン(MEK)を用いて$$^{rm 99m}$$Tcを溶媒抽出,蒸発し、生理食塩水に溶解させることによって、$$^{rm 99m}$$Tcの濃度を高めることが可能であることを述べる。

報告書

Development of $$^{rm 99m}$$Tc extraction techniques from $$^{99}$$Mo by (n,$$gamma$$) reaction

木村 明博; 堀 直彦; 土谷 邦彦; 石原 正博; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 裕一*

JAEA-Review 2010-053, 23 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-053.pdf:2.52MB

JMTR再稼動後の産業利用拡大の一環として、放射性医薬品の原料となる$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Mo製造技術開発を行っている。$$^{99}$$Mo製造方法として、少ない放射性廃棄物及び簡便な製造工程の観点から(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造方法が提案されている。本報告書は、JMTRにおける$$^{99}$$Mo製造方法の基本的検討として、MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発及び溶媒抽出法による$$^{rm 99m}$$Tcの濃縮技術開発についてまとめたものである。その結果、SPSにより高密度(95%T.D.以上)を有するMoO$$_{3}$$ペレットの製造が可能であることを明らかにした。また、メチルエチルケトン(MEK)を用いた$$^{rm 99m}$$Tc溶液の濃縮が可能であり、理論濃縮度の80%以上の効率で濃縮できる装置の開発に見通しが得られた。

報告書

(n,$$gamma$$)法用モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性の再確認試験; RI製造に関する照射技術(STC No.2$$-$$II)に関する共同実験報告書(共同研究)

木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 石原 正博; Bannykh, V.*; Gluschenko, N.*; Chakrova, Y.*; Chakrov, P.*

JAEA-Testing 2010-002, 20 Pages, 2010/08

JAEA-Testing-2010-002.pdf:2.92MB

日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)は、医療診断用RIである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種$$^{99}$$Moの(n,$$gamma$$)法による製造を検討している。モリブデン吸着材として、現在利用されている高分子ジルコニウム化合物(PZC)とモリブデン酸ジルコニウムゲル(Zrゲル)に着目し、2009年10月にカザフスタン国立原子力センター(NNC)との第一回共同実験により、$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{99m}$$Tc溶離試験を行った。PZC及びZrゲルの$$^{99}$$Mo吸着性能に関しては従来の研究と同等の結果が得られたが、PZCからの$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能に関しては従来の研究よりも低い結果となった。このため、NNCにて$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離に関する再試験を行った。その結果、従来の研究と同等の$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能が得られるとともに、アルミナカラムを使用した$$^{rm 99m}$$Tcの溶離液からの不純物除去特性を明らかにし、高純度の$$^{rm 99m}$$Tc溶離液を得る見通しが得られた。

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