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論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 3

石田 卓也; 鈴木 善貴; 西方 香緒里; 米川 実; 加藤 佳明; 柴田 晃; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; et al.

KURRI Progress Report 2015, P. 64, 2016/08

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。2014年にKURで照射した高密度MoO$$_{3}$$ペレットをJMTRホットラボに持ち込み、$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出した。本研究では、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行い、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

報告書

東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃炉に向けた放射性廃棄物に係る化学分析作業手順

米川 実; 岩崎 真歩; 島田 梢; 柳谷 昇子; 塚田 学; 飯塚 芳之; 金子 宗功; 吽野 俊道

JAEA-Testing 2015-002, 151 Pages, 2016/03

JAEA-Testing-2015-002.pdf:4.29MB
JAEA-Testing-2015-002-appendix(CD-ROM).zip:5.7MB

福島研究基盤創生センター運転管理準備室では、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発を着実に進めるにあたり、低放射線量のガレキ類及び燃料デブリ等の放射性廃棄物の処理、処分及び管理の安全性を評価するための放射化学分析手法について作業手順書の作成を行っている。作業手順書は、新たに従事する分析技術者の人材育成のためにパワーポイントのアニメーション機能を活用し、化学分析の初心者にも理解しやすいように工夫を施した内容としている。今回の報告書は、これまでに分析手法が確立し、かつ、アニメーションによる作業手順の作成が完了した核種についてまとめたものである。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた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、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

Current post irradiation examination techniques at the JMTR Hot laboratory

柴田 晃; 加藤 佳明; 大石 誠; 田口 剛俊; 伊藤 正泰; 米川 実; 川又 一夫

KAERI/GP-418/2015, p.151 - 165, 2015/05

JMTRは2006年に改修のため運転を停止し、その再稼働に向けた整備を2007年から行っている。再稼働後、JMTRホットラボでは様々な照射後試験を実施することが期待されている。本発表では、新しい試験装置の導入と、JMTRホットラボにおける照射後試験の現状について紹介する。(1)球状圧子を用いた超微小硬さ試験。有限要素法を援用した逆解析にて球状圧子を用いた荷重-深さ曲線から材料定数を同定することが可能である。ジルコニウム合金の酸化皮膜や照射済ステンレス鋼についてこの解析を行う予定である。(2)透過型電子顕微鏡(TEM)の整備。透過型電子顕微鏡は光学顕微鏡や通常のSEMに比べて非常に高い解像度の画像を見ることが可能である。JMTRホットラボでは、TEM装置(JEOL JEM-2800)を整備した。同顕微鏡の最大倍率150,000,000倍であり、また、この装置はパソコンとネットを使用し遠隔にて操作することが可能である。これにより、研究者は簡易に、被ばく量を低減してTEMを使用することが可能である。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2013, P. 242, 2014/10

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法によるMo-99/Tc-99m($$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc)製造技術開発を行っている。本研究では、照射ターゲットとなる高密度MoO$$_{3}$$ペレットについて、KURを用いた予備照射試験を行い、Mo-99($$^{99}$$Mo)生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、$$^{99}$$Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoO$$_{3}$$ペレットは、未照射と比べ粒子径が約3倍に成長すること及び本照射量では結晶構造に変化がないことを確認した。

論文

ホットラボ施設におけるコントロール室監視盤の更新

黒澤 誠; 加藤 佳明; 米川 実; 田口 剛俊

UTNL-R-0486, p.9_1 - 9_11, 2014/03

JMTRホットラボ施設では、コンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル内にて照射済燃料及び原子炉構造材等の照射後試験を行っている。これら各セルにおける負圧、セル内空気吸収線量率、遮へい扉開閉表示等の集中監視及び制御を行うために、コントロール室にコンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル用の監視盤を設置している。これらの監視盤は供用開始後、約30年から40年以上が経過しており、高経年化による故障や不具合の発生が懸念されたため、JMTR再稼働後約20年間の運転を考慮して更新することにした。

論文

$$^{99}$$Mo国産化に向けた照射後試験設備の整備

田口 剛俊; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 西方 香緒里; 石田 卓也; 川又 一夫

UTNL-R-0483, p.10_5_1 - 10_5_13, 2013/03

現在、医療診断用ラジオアイソトープ($$^{99}$$Mo)は海外からの輸入に頼っており、製造原子炉の老朽化や自然災害なとの交通障害により安定供給の確保が重要な課題になっている。このため、JMTRでは放射化法に着目し、$$^{99}$$Mo製造に向けた照射試験として既存の照射設備を用いた予備試験及び最先端研究開発戦略的強化事業で整備している照射設備を用いて実証試験を行い、日本における$$^{99}$$Mo需要に対して約25%を供給し、放射性医薬品の安定供給に寄与できる研究開発を実施している。本報告は、JMTRにおける$$^{99}$$Mo製造のための研究開発の準備としてJMTRホットラボでの施設内の試験装置の整備及び京都大学原子炉実験所(KUR)で照射したMoO$$_{3}$$ペレットを用いて、$$^{99}$$Mo製造のための予備試験状況についてまとめたものである。これらによりJMTRで照射したMoO$$_{3}$$ペレットを用いた実証試験にかかわる計画策定が可能となり、JMTRを用いた医療用ラジオアイソトープの国産化に寄与し、JMTRの産業利用拡大に貢献できる。

報告書

JMTRホットラボにおける中性子線しゃへい強化

伊藤 正泰; 川又 一夫; 田山 義伸; 金澤 賢治; 米川 実; 中川 哲也; 近江 正男; 岩松 重美

JAEA-Technology 2011-022, 44 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-022.pdf:3.29MB

ホットラボ施設は、材料試験炉等で照射された試料の照射後試験を実施する施設である。JMTR(Japan Materials Testing Reactor)ホットラボでは、平成23年度のJMTR再稼働にあわせ、高燃焼度燃料の取扱いを計画している。本報告書は、JMTRホットラボにおいて高燃焼度燃料を取扱うホットセルのしゃへい評価及びしゃへい体の製作・据付けについてまとめたものである。

報告書

JMTR再稼働に向けた照射後試験設備の整備

米川 実; 加藤 佳明; 田口 剛俊; 相沢 静男

JAEA-Technology 2011-014, 16 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-014.pdf:3.6MB

現在、材料試験炉(JMTR)は、平成23年6月末頃の再稼働に向けた準備が進められており、ホットラボ施設においてもJMTR再稼働後の新たな照射後試験に対応するため平成19年度より施設及び試験設備等の整備を進めてきた。これらの整備のうち、高燃焼度(最大燃焼度:110GWd/t)燃料を使用した軽水炉燃料の健全性評価に資する照射後試験を実施できるようにするため、コンクリートセル及び試験設備の整備を平成22年度中に完了させる予定である。本報告書では、平成19年度から実施してきたホットラボ施設での高燃焼度燃料を取扱うためのコンクリートセルの中性子しゃへい強化整備等についてまとめたものである。

報告書

Nondestructive testing by three-dimensional X-ray radiography

米川 実; 相沢 静男; 加藤 佳明; 柴田 晃; 中川 哲也; 楠 剛

JAEA-Review 2010-049, 18 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-049.pdf:2.09MB

材料試験炉(JMTR)のホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもにJMTRで照射した照射物を試験するために設置され、1971年から運転を行ってきた。JMTRは2006年8月に、改修のために停止し、2011年より再稼働する計画である。再稼働後のJMTRでは、高燃焼度燃料及び大型試験片の照射試験が計画されている。JMTR-HLは、今後の発電炉の安全性とプラント寿命管理にかかわる技術的価値の高い照射データの要求を満たすため、三次元X線撮影装置をホットセル内に整備した。三次元X線撮影装置は、従来の二次元のものに比べて欠陥形状を、視覚的にかつ細かく観察する利点を有している。三次元X線撮影装置は、CTスキャナ,X線発生部,回転昇降試料台,X線検出器,コリメータ等から構成される。本報告では、三次元X線撮影装置のシステム設計,製作,ホットセルへの設置及び$$gamma$$線の影響やX線の透過性能を調べるために、照射済燃料棒やRIを用いたホット性能試験について述べる。この三次元X線撮影装置の整備により、高燃焼度燃料や大型試験片の照射後試験において技術的価値の高いデータを供給することができるようになった。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

高燃焼度燃料照射試験のためのJMTRホットラボの整備; 平成20年度

相沢 静男; 中川 哲也; 岩松 重美; 林 光二; 田山 義伸; 川又 一夫; 米川 実; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 近江 正男

JAEA-Technology 2009-070, 27 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-070.pdf:7.46MB

原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成20年度は、(1)セル中性子しゃへい強化にかかわる申請図書作成等,(2)キャプセル組立装置の詳細設計,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置の安全解析,(4)燃料棒中心孔加工装置用ダイヤモンドドリルの刃の確証試験の4項目について検討及び試験を進めた。

論文

照射後試験技術の現状

米川 実; 相沢 静男; 近江 正男; 中川 哲也

UTNL-R-0471, p.5_6_1 - 5_6_7, 2009/03

JMTRや試験研究炉で中性子照射された原子炉燃料試料及び材料試料を試験するために、ホットラボで開発・整備された照射後試験装置の現状について紹介するものである。燃料試料の照射後試験技術では、(1)燃料ふるまいを明らかにするための熱電対再計装技術,(2)渦流探傷法による酸化膜厚さ測定,(3)燃料棒の寸法測定について報告する。また、材料試料の照射後試験技術では、(4)非接触で高精度の歪測定が可能なレーザマイクロゲージを採用した低サイクル疲労試験,(5)TIGによる非照射材-照射試験片の溶接及び試験片加工技術,(6)照射誘起応力腐食割れの機構解明に向けた試験について報告する。

論文

Effects of radiation-induced stress relaxation on radiation hardening and IASCC Susceptibility in type 316L stainless steel in BWR condition

三輪 幸夫; 加治 芳行; 塚田 隆; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 米川 実; 松井 義典

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

単軸引張変位下での照射行き応力緩和試験を316Lステンレス鋼に対して実施した。その試験片は4レベルの変位条件で、JMTRにて561Kで3レベルの照射量条件まで照射された。照射誘起応力緩和した後の照射硬化とIASCC感受性を、溶存酸素を含む高温水中低ひずみ速度引張試験で調べた。その結果、照射誘起応力緩和は316L鋼において照射硬化及びIASCC感受性にほとんど影響がないことがわかった。すべての試験片で、残留応力は照射量の増加とともに急速に低下し、その残留応力はIASCCを発生する応力レベルよりも低い状態であった。

論文

Fatigue properties of F82H irradiated at 523 K to 3.8 dpa

三輪 幸夫; 實川 資朗; 米川 実

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1098 - 1102, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.6(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼であるF82H鋼の照射後疲労特性を調べ、予備的な試験結果を示した。F82H鋼は523Kで3.8dpaまで中性子照射した後、真空中にて室温から573Kの温度条件でひずみ制御型引張圧縮疲労試験を行った。全ひずみ範囲は0.4$$sim$$1.0%であり、歪み速度は0.1%/sとした。室温にて全ひずみ範囲0.4%の条件で疲労試験を行った場合に、照射材では約1/7の大きな疲労寿命の低下が観察された。破面観察の結果から、この疲労寿命の低下は破壊形態がチャンネル破壊に変化したことに起因すると考えられた。試験温度の疲労寿命に及ぼす影響について議論した。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Evaluation of in-pile and out-of-pile stress relaxation in 316L stainless steel under uniaxial loading

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.46

中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288$$^{circ}C$$でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。

論文

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01

FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550$$^{circ}C$$,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550$$^{circ}C$$で1.4-3.4x10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。

論文

Development of a remote-controlled fatigue test machine using a laser extensometer in Hot Laboratory for study of irradiation effect on fatigue properties

石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫

KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00

原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度$$pm$$0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

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