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報告書

低濃縮ウラン照射による$$^{99m}$$Tc抽出に関する調査

谷本 政隆; Amaya, D.*; 青山 征司; 木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦

JAEA-Review 2011-012, 13 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-012.pdf:2.1MB

テクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)は放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられており、核医学診断の80%以上を占めるに至っている。$$^{99m}$$Tcはウラン-235($$^{235}$$U)からの核分裂及びモリブデン-98($$^{98}$$Mo)をターゲットにした中性子照射によって生成されるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)から得られる。しかしながら、その唯一の親核種であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)は諸外国からの輸入に頼っていることから、材料試験炉(JMTR)では産業界と協力し、$$^{99}$$Moの一部国産化を目指して$$^{99}$$Moの(n, $$gamma$$)法による製造を計画している。一方、INVAP社は低濃縮ウラン(LEU)を原子炉で照射し核分裂(n, f)法による$$^{99}$$Moを製造する施設の供給に携わってきている。本報告書は、INVAP社が設計・製作した$$^{99m}$$Tcジェネレータ製造施設に関して調査したものであり、ここで紹介する技術的な課題は今後の$$^{99}$$Mo製造後における$$^{99m}$$Tcジェネレータ製造過程の検討において有用になるものと考える。

報告書

低濃縮ウラン(LEU)からの$$^{99}$$Mo製造プロセスに関する調査

谷本 政隆; Amaya, D.*; 青山 征司; 木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦

JAEA-Review 2011-002, 26 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-002.pdf:1.46MB

世界的に$$^{99}$$Moの需要が高まる中、最近になって$$^{99}$$Moの供給不足が懸念されており、とりわけ$$^{99}$$Moを製造しているカナダ等における原子炉の停止による同位体製造にかかわる運転条件の低下、高濃縮ウラン(HEU)ターゲットの入手困難が懸念事項となっている。この課題解決の一助として、HEUを用いず低濃縮ウラン(LEU)を用いる$$^{99}$$Mo製造が行われている。INVAP社は、LEUを10年前から$$^{99}$$Mo製造施設へ供給している。LEUによる$$^{99}$$Mo製造プロセスであり、アルゼンチン原子力委員会(CNEA)が開発したものである。本報告書は、INVAP社と協力して、LEUを原子炉で照射し核分裂(n, f)法を用いた$$^{99}$$Mo製造方法について調査したものである。

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

Development of instrumentation for international standard

谷本 政隆; 青山 征司; 北岸 茂; 柴田 晃; 斎藤 隆; 中村 仁一; 土谷 邦彦

Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.62 - 70, 2011/02

再稼働後のJMTRは産業利用(LWRの長期化対応,次世代炉の開発等)の拡大が期待されている。広範囲に渡る利用者の需要への対応、高度な技術や新しい照射技術を開発している。本論文では、JMTRでの照射試験に用いられる計測機器である多対式熱電対,ガス圧計,SPND及びSPGDの開発の現状について述べるとともに、これら計測機器の国際標準化への働きかけについて論じている。

報告書

インパイル水ループ2号(OWL-2)用SUS316鋼の照射後試験

柴田 晃; 木村 正; 永田 寛; 青山 征司; 菅野 勝; 近江 正男

JAEA-Testing 2010-003, 22 Pages, 2010/11

JAEA-Testing-2010-003.pdf:8.82MB

インパイル水ループ2号(OWL-2)では、炉内管材料としてステンレス鋼(SUS316)を使用したが、高照射SUS316鋼材の機械的特性のデータはOWL-2が設置された当時から不足していた。このためOWL-2炉内管に材料であるSUS316サーベランス試験片を炉内に装荷し、3.4$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$($$>$$1MeV)までのSUS316の照射データの蓄積が行われた。しかしながらSUS316はJMTRに設置する他の照射装置の炉内管,照射キャプセル等に使用されており、より高い照射量における機械的特性データが求められている。本報告書では、OWL-2炉内管で用いられたSUS316について、1.0$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$まで照射したサーベランス試験片の照射後試験について報告する。引張強度の変化傾向が速中性子照射量10$$^{24}$$-10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$での試験結果の延長上にあること、破断伸びが試験全域で37%以上残存していることを明らかにした。これにより、SUS316は、高速中性子照射量1.0$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$まで炉内構造物として十分な延性を有しているとの結論を得た。

口頭

Thermal-hydraulic tests with out-of pile test facility for BOCA development

北岸 茂; 青山 征司; 飛田 正浩; 稲葉 良知; 山浦 高幸

no journal, , 

軽水炉の高度利用や長期利用のために、JMTRでは、新型軽水炉燃料の出力急昇試験が計画されている。この試験では、OSF-1に装荷したキャプセルを使用して、出力急昇条件における燃料のふるまいを調べることを目的としている。出力急昇試験で使用される自然対流型キャプセルは、8$$times$$8型BWR燃料の試験経験がある沸騰水キャプセル(BOCA)をもとに設計・製作が行われている。8$$times$$8型BWR燃料の被覆管の外径は12mmである。一方、出力向上のために、新型軽水炉燃料の被覆管の外径は9.5mmに変更される。このため、最高線出力600W/cmにおける熱流束が限界熱流束に近づき、核沸騰から膜沸騰に遷移する可能性がある。本研究では、照射試験に先立ち、キャプセルを模擬し、試験燃料棒に替えてヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作し、試験の実現性を確認するため熱流動試験を行った。さらに、キャプセル内の熱流動現象を把握するために、改良した数値解析コードACE-3Dを用いて、熱流動試験を模擬した解析を行った。実験及び解析結果より、JMTRで外径9.5mmの燃料を用いた出力急昇試験は線出力600W/cmまで実現可能な見通しを得た。

口頭

Out-pile tests for improved type rabbits in JMTR

北岸 茂; 磯崎 太; 滝田 謙二; 青山 征司; 松井 義典

no journal, , 

RI製造の一環として、材料試験炉(JMTR)では、$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Mo製造が計画されている。$$^{99}$$Mo製造設備の整備では、新たに水力ラビット照射装置の設置が行われており、この照射設備の設計は、利用拡大のために、従来よりも多くのラビットを照射可能とした。しかしながら、照射ラビットの組立に約10日以上かかるため、製作時間の短縮が要求されている。このため、JRR-3で製作時間を短縮するために開発されたねじ圧着型ラビットに着目し、その製作性及びJMTRでの使用環境における耐久性を確認するために、炉外試験を行った。これらの試験では、まず、ねじ圧着型ラビットの組立装置の設計・製作を行い、製作性試験を行い、次に、試作ラビットを用いて耐久試験を行った。その結果、健全な密封性を有するラビットが製作でき、かつ、JMTRの照射試験に使用可能な明るい見通しが得られた。

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