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論文

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E$$>$$0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{-2}$$、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.2$$times$$10$$^{24}$$/m$$^{-2}$$であった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

論文

Development plan of high burnup fuel for high temperature gas-cooled reactors in future

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; Blynskiy, P.*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭; 橘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1355 - 1363, 2014/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.41(Nuclear Science & Technology)

小型高温ガス炉(HTGR)HTR50Sの第I期第2ステップの炉心(第2次炉心)のための被覆燃料粒子(CFP)及び燃料コンパクトについて計画と現状を述べた。R&Dのリスクを減らすため、既存の高燃焼度用CFP (HTR50S2型CFP)の仕様をCFPの仕様とした。HTR50S2型CFPは高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトで培った技術に基づいて製造された。HTR50S2型CFPの最初の照射試験を現在実施中である。HTR50S2型CFP中の燃料核の体積割合はかなり小さいので、燃料コンパクトの高充填率化のR&Dもまた必要である。以上に加え、HTR50Sの第II期炉心及び実用高温ガス炉のためのR&D計画の概要も述べた。

論文

Irradiation performance of HTGR fuel in WWR-K research reactor

植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した$$^{235}$$U濃縮度10%未満の低濃縮UO$$_{2}$$燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。

報告書

$$^{99}$$Mo製造におけるMoリサイクル技術の予備試験,1; Mo吸着剤の再利用評価(共同研究)

木村 明博; 新関 智丈*; 掛井 貞紀*; Chakrova, Y.*; 西方 香緒里; 長谷川 良雄*; 吉永 英雄*; Chakrov, P.*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2013-025, 40 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-025.pdf:2.62MB

照射試験炉センターでは、JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造に関する技術開発を行っている。(n,$$gamma$$)法は簡便な反面、製造される$$^{99}$$Moの比放射能は低く、そこから得られる$$^{99m}$$Tc製品の放射能濃度も低下する欠点がある。そこで、効率よくMoを吸着するための吸着剤として、PZC及びPTCを開発した。一方、これら吸着剤は使用した後、放射性廃棄物として廃棄されるため、再利用による放射性廃棄物の低減化を実用化するとともに、希少資源であるMo原料をリサイクルする必要がある。本報告書は、試作した再利用可能なPZC及びPTCの合成方法並びにMo吸着/溶離特性、$$^{99}$$Mo吸着/$$^{99m}$$Tc溶離特性及びリサイクル性等を調査するために行ったコールド試験及びホット試験についてまとめたものである。

論文

Evaluation of selected grades of beryllium metal as reflector materials for extended lifetime performance

Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10

JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。

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

Status of material development for lifetime expansion of beryllium reflector

Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 児玉 光雄*; 河村 弘

JAEA-Conf 2011-003, p.93 - 97, 2012/03

JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRは2011年に再稼働する予定であるが、その一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムと水との相互作用の解明、新たに実施するJMTRでの照射試験準備、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果について報告する。

口頭

Joint sample analysis on selected uranium ore concentrates and nuclear forensics library exercise

Kips, R.*; Lindvall, R.*; Marks, N.*; Gluschenko, V.*; 大久保 綾子; Szeles, E.*

no journal, , 

The sample set contained five UOC powder samples of known origin and a sixth sample of unknown origin (blind sample) were analyzed at Lawrence Livermore National Laboratory, Kazakhstan Institute of Nuclear Physics, Japan Atomic Energy Agency and the Hungarian Academy of Sciences Centre for Energy Research. The objective of the joint sample analysis exercise was to characterize the uranium ore concentrate samples according to a well-developed analytical plan, and use the measured material characteristics to populate a nuclear forensics library. This library is then used to establish potential links between the blind sample and the samples of known origin. The four participating laboratories compared data and analysis methods, and shared best practices on the implementation of a national nuclear forensics library.

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