イシツカ エツオ石塚 悦男教育研究振興教員（教授）Etsuo Ishitsuka
■研究者基本情報
研究者からのメッセージ
(研究者からのメッセージ)
原子力関係、研究用原子炉、核融合炉、高温ガス炉
■研究活動情報
論文
- Study on T production using high-temperature gas-cooled reactor for DEMO fusion reactor − H absorption properties of Zr sphere with Ni coating
Hideaki Matsuura; Hiromi Kawai; Aoi Furuya; Kazunari Katayama; Teppei Otsuka; Etsuo Ishitsuka; Shigeaki Nakagawa; Kenji Tobita; Satoshi Konishi; Youji Someya; Ryoji Hiwatari; Yoshiteru Sakamoto, Elsevier BV
Fusion Engineering and Design, 2025年06月 - Feasibility of using BeO rods as secondary neutron sources in the long-life fuel cycle high-temperature gas-cooled reactor
Ho H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 澤畑 洋明; 後藤 実; Simanullang I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦, External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor, $^{252}$Cf is used as the external neutron source. However, the $^{252}$Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of $^{252}$Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the $^{252}$Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains significant even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.
Nuclear Engineering and Design, 2024年02月, ［査読有り］ - T production using a high-temperature gas-cooled reactor for the DEMO fusion reactor: Li rod structure for the initial irradiation test
Hideaki Matsuura; Taisei Abe; Kanta Kitagawa; Motomasa Naoi; Hiromi Kawai; Kazunari Katayama; Teppei Otsuka; Minoru Goto; Shigeaki Nakagawa; Etsuo Ishitsuka; Shimpei Hamamoto; Kenji Tobita; Satoshi Konishi; Yuki Koga; Ryoji Hiwatari; Youji Someya; Yoshiteru Sakamoto, Elsevier BV
Fusion Engineering and Design, 2023年12月 - Loading method of Li rods for tritium production using High-Temperature Gas-Cooled reactor for fusion reactors
Yuki Koga; Hideaki Matsuura; Kazunori Katayama; Teppei Otsuka; Minoru Goto; Shimpei Hamamoto; Etsuo Ishitsuka; Shigeaki Nakagawa; Kenji Tobita; Youji Someya; Yoshiteru Sakamoto
Nuclear Engineering and Design, 2023年12月, ［査読有り］ - Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code
Irwan Liapto Simanullang; Naoki Nakagawa; Hai Quan Ho; Satoru Nagasumi; Etsuo Ishitsuka; Kazuhiko Iigaki; Nozomu Fujimoto, Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600$^{\circ}$C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20 \ between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1 \ around the boundary of fuel and reflector regions., Elsevier BV
Annals of Nuclear Energy, 2022年11月, ［査読有り］ - MCNP6によるHTTR定常運転時の炉心中性子束分布の計算
Ho H. Q.; 石塚 悦男; 飯垣 和彦, Detailed neutron flux distribution is important to understand the neutronic behavior during operation as well as to precise the core optimization and safety analysis of a reactor. In the literature, no calculations have been performed to show the detailed neutron flux map for the high temperature engineering test reactor (HTTR) because of the limitation of the old neutronic codes and the low performance of the computing system. The present work deals with MCNP6 Monte-Carlo calculation to determine the detailed neutron flux map in the HTTR during normal operation. At first, the calculation of neutron flux at several positions in the reactor was validated by comparing the corresponding reaction rate between the calculation and measurement. After that detailed neutron flux with the small cells of 1cm $\times$ 1cm $\times$ 10cm was obtained for the entire reactor core using the fmesh tally of MCNP6 code.
Recent Contributions to Physics, 2022年09月, ［査読有り］ - Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor
Hai Quan Ho; Toshiaki Ishii; Satoru Nagasumi; Masato Ono; Yosuke Shimazaki; Etsuo Ishitsuka; Minoru Goto; Irwan Liapto Simanullang; Nozomu Fujimoto; Kazuhiko Iigaki, Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately., Elsevier BV
Nuclear Engineering and Design, 2022年09月, ［査読有り］ - Effect of nuclear heat caused by the 6Li(n,α)T reaction on tritium containment performance of tritium production module in High-Temperature Gas-Cooled reactor for fusion reactors
Yuki Koga; Hideaki Matsuura; Kazunari Katayama; Teppei Otsuka; Minoru Goto; Shimpei Hamamoto; Etsuo Ishitsuka; Shigeaki Nakagawa; Kenji Tobita; Satoshi Konishi; Ryoji Hiwatari; Youji Someya; Yoshiteru Sakamoto, Tritium is required for research and development activities for the deuterium–tritium (DT) fusion reactor and fueling the DEMOnstration Power Station (DEMO). However, tritium is a very rare nuclide and must be produced artificially. Tritium production by loading Li compounds (Li rods) into burnable poison holes of a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been proposed (H. Matsuura, et al., Nucl. Eng. Des. 243 (2012) 95–101.). Al2O3 and Zr are used to prevent tritium leaks. Nuclear reaction heat caused by the nuclear reaction (e.g., 6Li(n,α)T reaction) can cause a spatial temperature profile in the Li rods and may change its tritium containment performance, because Al2O3 and Zr performance strongly depend on these temperatures. The effect of nuclear reaction heat by the 6Li(n,α)T reaction on the tritium containment performance of the Li rods was evaluated by simulation. The temperatures of the Li rods for the high-temperature engineering test reactor (HTTR) and gas turbine high-temperature reactor 300 (GTHTR300) increased by 36 K and 46 K, and the leaked tritium decreased by 32% and 37% via nuclear reaction heat, respectively.
Nuclear Engineering and Design, 2022年01月 - Design of a portable backup shutdown system for the high temperature gas cooled reactor
Shimpei Hamamoto; Hai Quan Ho; Kazuhiko Iigaki; Minoru Goto; Yosuke Shimazaki; Hiroaki Sawahata; Etsuo Ishitsuka, The experience of Fukushima Daiichi nuclear power plant accident caused by the great earthquake that occurred in eastern Japan in 2011 showed the importance of preparing for the loss of function of the engineered safety features. Increasing the strength of equipment to prevent loss of function in an accident is effective, but the possibility of loss of function remains. Therefore, it is important to have an alternative to lost functions in order to put the accident under control early. Thus, this study designed an alternative shutdown system, namely a portable backup shutdown system (PBSS), to make countermeasures in the event of a loss of shutdown function more robust without impairing economic efficiency of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). The PBSS is portable and capable of being installed manually so that it can operate in a total loss of off-site electricity. Various neutron absorber materials for the PBSS were also considered from the viewpoints of technical and cost-effective properties. As results of optimization, the boron nitride (BN) was selected as it shows a good neutronic property as well as a reasonable cost in comparison with other materials.
Nuclear Engineering and Design, 2022年01月 - 黒鉛の不燃性の評価方法の提案
濱本 真平; 大橋 弘史; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 小野 正人; 清水 厚志; 石塚 悦男, HTGRは、炉心内に大量の黒鉛材料を有しているため、原子炉圧力バウンダリが損傷した際は、炉心内に空気が流入して黒鉛が酸化する事故を想定する必要がある。本事故時、酸化反応の熱によって燃料温度が上昇し、事故が進展しないことを確認することは重要である。そこで本研究では、黒鉛材料の不燃性を評価する方法として、材料の発熱量と放熱量を比較する方法を提案した。発熱量の計算には高温ガス炉HTTRの構造材料をリファレンスにした。構造材料と接触する空気の量は、煙突効果から決定される値とした。放熱量は、煙突効果を生む空気の加熱分と、材料外表面の対流と輻射の合計値とした。発熱量と放熱量を比較した結果、放熱量は発熱量よりも大きいことがわかった。この結果から、黒鉛材料は空気浸入事故時に事故条件に依存せず、温度が低下に向かうため、燃焼しないことが分かった。HTGRのシビアアクシデントへの対処法を決定する際には、黒鉛材料の不燃性を明確に説明することが重要である。本提案のようにシンプルな理論に基づく評価法は、黒鉛材料全体に適用できるため、有用と考えられる。
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 2021年10月, ［査読有り］ - 核融合炉用トリチウム製造装置を備えた高温ガス炉の冷却材ヘリウム中トリチウムの化学形態の研究
濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*, 日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH$_{4}$はH$_{2}$濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のH$_{2}$とCH$_{4}$の比がHTとCH$_{3}$Tの比と同じならば、CH$_{3}$TはよりH$_{2}$より大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CH$_{4}$の起源の調査した結果、CH$_{4}$は炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 2021年10月, ［査読有り］ - The T-containment properties of a Zr-containing Li rod in a high-temperature gas-cooled reactor as a T production device for fusion reactors
Hideaki Matsuura; Takuro Suganuma; Yuki Koga; Motomasa Naoi; Kazunari Katayama; Teppei Otsuka; Minoru Goto; Shigeaki Nakagawa; Shinpei Hamamoto; Etsuo Ishitsuka; Kenji Tobita; Satoshi Konishi; Ryoji Hiwatari; Youji Someya; Yoshiteru Sakamoto, The production of tritium (T) using high-temperature gas-cooled reactors (HTGRs) has been studied for a prior engineering research with T handling and initial T possession in demonstration fusion reactors. Stable containment of T in Li-loading rods during HTGR operation is a critical issue. This study investigates this for an irradiation test to examine T-containment performance in Li-loading rods and develops an analytical model of evaluating the amount of T outflow to a He coolant. The hydrogen absorption characteristics, including the deterioration of the hydrogen absorption speed after Zr has sufficiently absorbed the hydrogen, is experimentally measured assuming an HTGR setting. We present an analytical model of evaluating the T outflow from a Li rod and, on the basis of this model, estimate the total T outflow, assuming the presence of a gas-turbine high-temperature reactor of 300 MWe with a nominal capacity and a high-temperature engineering test reactor. It is demonstrated that, by loading a sufficient amount of Zr into the Li rod, the T outflow can be suppressed to less than a small percent of the total T produced during 360 days of reactor operation.
Fusion Engineering and Design, 2021年08月, ［査読有り］ - Nuclear data processing code FRENDY: A verification with HTTR criticality benchmark experiments
Nozomu Fujimoto; Kenichi Tada; Hai Quan Ho; Shimpei Hamamoto; Satoru Nagasumi; Etsuo Ishitsuka, Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, named FRENDY, to generate ACE-formatted files from various evaluated nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transport for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations. eff
Annals of Nuclear Energy, 2021年08月 - Preparation for restarting the high temperature engineering test reactor: Development of utility tool for auto seeking critical control rod position
Hai Quan Ho; Nozomu Fujimoto; Shimpei Hamamoto; Satoru Nagasumi; Minoru Goto; Etsuo Ishitsuka, At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution so as to minimize the maximum fuel temperature. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte-Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually at each burnup step. This complicates the calculation procedures as well as prolongs the total time including calculation time, handling time, and waiting time. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.
Nuclear Engineering and Design, 2021年06月 - Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors
Inesh Kenzhina; Etsuo Ishitsuka; Hai Quan Ho; Naoki Sakamoto; Keisuke Okumura; Noriyuki Takemoto; Yevgeni Chikhray, © 2020 Elsevier B.V. Tritium release into the primary coolant of the JMTR and the JRR-3 M had been studied, and it is found that tritium recoil release from the chain reaction of beryllium neutron reflectors is dominant. To prevent the tritium recoil release, Al, Ti, V, Ni and Zr are selected as the candidate tritium recoil barrier materials in this feasibility study. It is clear that 20∼40 μm thickness is required depending on the material to reduce by 3 orders, and that an impact on the effective multiplication factor is about 0.2 % at most. Total evaluation including the activities, fabrication and usage experiences, suggests the selection of Al as the first candidate may have the least development risk as the tritium recoil barrier.
Fusion Engineering and Design, 2021年03月 - 水素同位体と固体表面との相互作用プロセスのモデリング
Chikhray Y.*; Askerbekov S.*; Kenzhin Y.*; Gordienko Y.*; 石塚 悦男, The investigation of the mechanisms and dynamics of hydrogen isotopic interaction with solid surfaces (metals, ceramics, graphites, eutectics) in temperature and pressure ranges is important not only for the correct prediction of each isotope's evolution but also for substantiation of the safe operation of hydrogen-facing structural materials. The interaction of the hydrogen isotopes mix with the surface of solid metal or liquid eutectics is a complicated multistage H-D-T-O-solid interacting process depending on material property, environment, and the solid's surface parameters. To better understand the mechanisms of hydrogen isotopes interchange at a solid surface and to identify the limiting stages in the sorption-desorption processes, a reactor experiment of neutron irradiation was conducted with lithium-containing eutectics as tritium-generating media under the external flow of hydrogen. This work presents the model and results of its application to fitting the experimental results of tritium yield from the lithium-lead eutectics Pb$_{83}$Li$_{17}$under thermal neutrons irradiation at the IVG.1M reactor in Kazakhstan. The elaborated model and the approach used were also applied to the simulation of high temperature gas cooled reactor graphite corrosion in water vapors.
Fusion Science and Technology, 2020年05月, ［査読有り］ - 高温工学試験研究炉における有望な中性子照射利用
Ho H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男, High temperature engineering test reactor (HTTR), a prismatic type of the HTGR, has been constructed to establish and upgrade the basic technologies for the HTGRs. Many irradiation regions are reserved in the HTTR to be served as a potential tool for an irradiation test reactor in order to promote innovative basic researches such as materials, fusion reactor technology, and radiation chemistry and so on. This study shows the overview of some possible irradiation applications at the HTTRs including neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) and iodine-125 ($^{125}$I) productions. The HTTR has possibility to produce about 40 tons of doped Si-particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8$\times$10$^{5}$ GBq/year of $^{125}$I isotope, comparing to 3.0$\times$10$^{3}$ GBq of total $^{125}$I supplied in Japan in 2016.
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2020年04月, ［査読有り］ - Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors
Inesh Kenzhina; Etsuo Ishitsuka; Keisuke Okumura; Hai Quan Ho; Noriyuki Takemoto; Yevgeni Chikhray, © 2020, © 2020 Atomic Energy Society of Japan. All rights reserved. The sources and mechanisms for the tritium release into the primary coolant in the JMTR and the JRR-3M containing beryllium reflectors are evaluated. It is found that the recoil release from chain reaction of 9Be is dominant and its calculation results agree well with trends derived from the measured variation of tritium concentration in the primary coolant. It also indicates that the simple calculation method used in this study for the tritium recoil release from the beryllium reflectors can be utilized for an estimation of the tritium release into the primary coolant for a water-cooled research and testing reactors containing beryllium reflectors.
Journal of Nuclear Science and Technology, 2020年 - Conceptual design of direct 99mTc production facility at the high temperature engineering test reactor
Hai Quan Ho; Hiroki Ishida; Shimpei Hamamoto; Toshiaki Ishii; Nozomu Fujimoto; Naoyuki Takaki; Etsuo Ishitsuka, This study proposed a conceptual design of direct $^{\rm 99m}$Tc production facility from a natural MoO$_{3}$ target at the high temperature engineering test reactor (HTTR). $^{\rm 99m}$Tc is produced by a beta decay of $^{99}$Mo, which is formed via the $^{98}$Mo(n,$\gamma$)$^{99}$Mo reaction. $^{\rm 99m}$Tc is then extracted from the MoO$_{3}$ target by sublimation method to take advantage of the high temperature of the HTTR core. The foremost advantage of this concept is that the MoO$_{3}$ target is heated up inside the reactor without pulling out for external electric heating, and as a result, $^{\rm 99m}$Tc could be extracted directly during irradiation. With 1 kg of MoO$_{3}$ target, the HTTR could produce about 6.8$\times$10$^{8}$ MBq of $^{\rm 99m}$Tc activity in comparison with 3.0$\times$10$^{8}$ MBq of total $^{\rm 99m}$Tc supplied in Japan in 2017.
Nuclear Engineering and Design, 2019年10月, ［査読有り］ - Li-rod structure in high-temperature gas-cooled reactor as a tritium production device for fusion reactors
Matsuura, Hideaki; Okamoto, Ryo; Koga, Yuki; Suganuma, Takuro; Katayama, Kazunari; Otsuka, Teppei; Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki; Ishitsuka, Etsuo; Tobita, Kenji, Production of tritium using a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been studied for a prior engineering test with tritium handling and for the startup operation of a demonstration fusion reactor. For this purpose, the hydrogen absorption speed of Zr in a Li-loading rod for the reactor operation is experimentally measured, and an analysis model is presented to evaluate the tritium outflow from the Li rod in a high-temperature engineering test reactor (HTTR). On the basis of the presented model, the structure of the Li-loading rod for the demonstration test using the HTTR is proposed., ELSEVIER SCIENCE SA
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2019年09月, ［査読有り］ - Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor
Yuki Koga; Hideaki Matsuura; Yuma Ida; Ryo Okamoto; Kazunari Katayama; Teppei Otsuka; Minoru Goto; Shigeaki Nakagawa; Satoru Nagasumi; Etsuo Ishitsuka; Yosuke Shimazaki, Large quantities of tritium are required to start up fusion reactors and conducts engineering tests using tritium for a fusion blanket system. However, tritium is very rare and kg orders of tritium must be produced artificially. Tritium production, by Li(n,α)T reaction using a high temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been proposed. This method considers the loading of Li rods into burnable poison holes in the HTGR. In this paper, the Li rod suited for use in the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) was designed, and tritium production and leakage from Li-rod capsules were evaluated by adjusting the thicknesses of LiAlO , alumina, and Zr layers. An irradiation test scenario to be conducted in the HTTR for demonstration of the Li rod's tritium production and containment performance was presented. 6 2
Fusion Engineering and Design, 2018年11月 - HTTRの冷却材中の放射性物質の発生源に関する研究
石井 俊晃; 島崎 洋祐; 小野 正人; 藤原 佑輔; 石塚 悦男; 濱本 真平, In the primary cooling system of the High-Temperature Engineering Test Reactor, the highest dose rate was observed at the Helium Gas Circulator filter areas. To find the origin of the radioactive material, the radiation dose rates, and $\gamma$ ray spectrums were measured. From these results, it is clear that the main radioactive nuclide at the filter is $^{60}$Co after 6 years reactor shutdown, and the in-core materials are a low possibility as the candidates of radioactive materials. It is also clear that the mixtures of materials, the contained low-level impurities and other new candidate materials must be considered.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 2018年10月, ［査読有り］ - Feasibility study of new applications at the high-temperature gas-cooled reactor
Ho H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男, Besides the electricity generation and hydrogen production, HTGRs have many advantages for thermal neutron irradiation applications such as stable operation in longterm, large space available for irradiation target, and high thermal neutron economy. This study summarized the feasibility of new irradiation applications at the HTGRs including neutron transmutation doping silicon and I-125 productions. The HTTR located in Japan was used as a reference HTGR in this study. Calculation results show that HTTR could irradiate about 40 tons of doped Si particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8x105 GBq in a year of I-125, comparing to 3.0x103 GBq of total I-125 supplied in Japan in 2016.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 2018年10月, ［査読有り］ - Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男, The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $^{125}$I production could be maximized and the $^{126}$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $^{125}$I production.
Applied Radiation and Isotopes, 2018年10月, ［査読有り］ - Proposal of a neutron transmutation doping facility for n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 本多 友貴; 元山 瑞樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男, The p-type spherical silicon solar cell is a candidate for future solar energy with low fabrication cost, however, its conversion efficiency is only about 10\%. The conversion efficiency of a silicon solar cell can be increased by using n-type silicon semiconductor as a substrate. This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell, in which the Si-particles are irradiated directly instead of the cylinder Si-ingot as in the conventional NTD-Si. By using a screw, an identical resistivity could be achieved for the Si-particles without a complicated procedure as in the NTD with Si-ingot. Also, the reactivity and neutron flux swing could be kept to a minimum because of the continuous irradiation of the Si-particles. A high temperature engineering test reactor (HTTR), which is located in Japan, was used as a reference reactor in this study. Neutronic calculations showed that the HTTR has a capability to produce about 40 ton of 10 $\Omega$ cm resistivity Si-particles for fabrication of the n-type spherical solar cell.
Applied Radiation and Isotopes, 2018年05月, ［査読有り］ - HTTRにおける中性子源交換方法の改良
澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 山崎 和則; 柳田 佳徳; 藤原 佑輔; 高田 昌二; 篠崎 正幸; 濱本 真平; 栃尾 大輔, HTTRでは、起動用中性子源として$^{252}$Cfが使用され、定期的に交換を行っている。本交換作業において、2つの課題が挙げられていた。1つは、中性子線漏洩による作業員の被ばくであり、もう一つは、中性子源輸送容器の取扱性能の信頼性である。中性子線漏洩による被ばく線量の低減については、PHITSコードを用いて漏洩源である燃料交換機の解析を行い、効果的な遮へい方法を考案し、簡易に取付・取外しができるポリエチレン製のブロックと粒子を冷却流路に設置した。その結果、集団線量を約700人・$\mu$Svから約300人・$\mu$Svまで低減できた。中性子源輸送容器については、容器を小さくすることにより、取扱性能を改善して取扱作業を安全に完遂した。
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 2016年06月, ［査読有り］ - JMTRにおける$^{99}$Mo製造技術開発の現状
稲葉 良知; 飯村 光一; 細川 甚作; 出雲 寛互; 堀 直彦; 石塚 悦男, 材料試験炉(JMTR)は現在改修中であるが、2011年度には再稼働する予定である。再稼働後のJMTRでは、$^{99m}$Tcの親核種である$^{99}$Moを製造する計画で、2種類の製造方法(固体照射法及び溶液照射法)を用いた$^{99}$Mo製造技術の開発を行ってきている。本論文では、固体照射法及び溶液照射法による$^{99}$Mo製造技術開発の現状について述べた。JMTRでは、まず固体照射法により$^{99}$Moの製造を開始することにしており、国内需要の20\%を供給できる見通しを得た。また、溶液照射法に関しては、照射ターゲット候補として選定したモリブデン酸塩水溶液の基本特性を$\gamma$線照射試験によって明らかにした。
IEEE Transactions on Nuclear Science, 2011年06月, ［査読有り］ - ドップラーブロードニング効果を伴う材料の熱外中性子自己遮へい因子計算へのパデ近似の応用
Phuong H. T.*; Nhon M. V.*; Trang V. T. T.*; 石塚 悦男, パデ近似法を$k$$_{0}$標準法で使用される各種コンパレータ材料の熱外中性子自己遮へい因子計算に応用した。この方法は、ドップラーブロードニング効果を正しく補正でき、高精度であるとともに計算時間も短縮できる利点がある。また、本方法を拡張することによって、多くの共鳴ピークを有する他の材料の熱外中性子自己遮へい因子も容易に求めることができる。本方法を用いて、等方中性子場中のCo, Mo, Zr, Auの箔やワイヤーの熱外中性子自己遮へい因子を計算し、従来の計算値や実験値と比較した結果、十分な精度で評価できることが明らかとなった。
Applied Radiation and Isotopes, 2010年06月, ［査読有り］ - JMTRにおける$^{99}$Mo製造技術開発の現状
稲葉 良知; 飯村 光一; 細川 甚作; 出雲 寛互; 堀 直彦; 石塚 悦男, 材料試験炉(JMTR)は現在改修中であるが、2011年度には再稼動する予定である。再稼動後のJMTRでは$^{99m}$Tcの親核種である$^{99}$Moを製造する計画で、2種類の製造法(固体照射法及び溶液照射法)を用いた$^{99}$Mo製造技術の開発を行ってきている。JMTRでは、まず固体照射法により$^{99}$Moの製造を開始することにしており、国内需要の約20\%を供給できる見通しを得た。また、溶液照射法に関しては、照射ターゲット候補として選定したモリブデン酸塩水溶液の基本的特性を明らかにした。
Proceedings of 1st International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2009) (USB Flash Drive), 2009年06月, ［査読有り］ - 溶液照射法による$^{99}$Mo製造に関する技術開発; モリブデン酸塩水溶液の特性評価
稲葉 良知; 石川 幸治*; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男, 溶液照射法は、放射性医薬品として利用されている$^{99m}$Tcの親核種である$^{99}$Moを製造する新たな手法として提案しているものである。この新たな方法では、モリブデン水溶液を原子炉内で中性子照射し、(n,$\gamma$)反応と高性能モリブデン吸着剤を利用することによって、従来の製造方法と比べ効率的に低コストで$^{99}$Moを製造できる。本研究では、未照射下及び$\gamma$線照射下において、溶液照射法の照射ターゲット候補として選定した2種類のモリブデン酸塩水溶液を使った試験を行い、水溶液の構造材料に対する腐食性,化学的安定性,放射線分解及び$\gamma$発熱について調べた。その結果、選定したモリブデン酸塩水溶液は、照射ターゲットとして有望であることがわかった。また、選定したモリブデン酸塩水溶液との両立性が良好なステンレス鋼を、キャプセルや配管等の構造材料として使用できる見通しを得た。
日本原子力学会和文論文誌, 2009年06月, ［査読有り］ - 耐放射線性小型モータの主構成要素の照射試験
中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*, 材料試験炉(JMTR)を用いた核融合炉ブランケット炉内機能試験に使用するために耐放射線性の小型モータを開発し、JMTRで照射試験を行った。本開発研究の結果、$\gamma$線量,高速及び熱中性子照射量が市販品の約700倍まで耐える小型モータの開発に成功した。本研究では開発した耐放射線性小型モータの主要構成部品を中性子照射し、それぞれの部品に対する中性子照射の影響を調べた。この結果、Nd-Fe-B磁石をSm-Co系磁石に変更することによって、さらに1桁程度の耐放射線性の向上が期待できることを明らかにした。
Fusion Engineering and Design, 2009年06月, ［査読有り］ - 耐放射線性の小型モータの照射試験
中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*, 国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性を格段に向上させることに成功した。照射試験の結果、本モータは、市販モータの仕様限度の約700倍の$\gamma$線照射量まで照射しても健全であることが明らかになった。
Fusion Engineering and Design, 2008年12月, ［査読有り］ - JMTRでの軽水炉燃材料の健全性試験計画—（3）材料照射試験計画
西山 裕孝; 知見 康弘; 伊勢 英夫; 中村 武彦; 石塚 悦男; 塚田 隆, 原子力機構では、材料試験炉(JMTR)に材料照射試験装置を整備し、高経年化に対応する原子炉圧力容器鋼及び炉心シュラウド材料等の中性子照射試験を実施する計画である。その概要について報告する。, 一般社団法人 日本原子力学会
日本原子力学会 年会・大会予稿集, 2008年 - 中性子パルス照射下におけるチタン酸リチウム微小球充填体からの炉内トリチウム回収特性
土谷 邦彦; 菊川 明広*; 星野 毅; 中道 勝; 山田 弘一*; 八巻 大樹; 榎枝 幹男; 石塚 悦男; 河村 弘; 伊藤 治彦; 林 君夫, チタン酸リチウム(Li$_{2}$TiO$_{3}$)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLi$_{2}$TiO$_{3}$微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパルス運転に伴って、波を描きながら増加したが、マクロ的なトリチウム生成回収挙動は一定出力運転させたものと時定数がほとんど変わらないことがわかった。この原因は、トリチウム回収速度の時定数がパルスの周期より十分長いためで、パルス運転の影響はほとんどないことに起因しているものと考えられる。
Journal of Nuclear Materials, 2004年08月, ［査読有り］ - ITER用磁気コイルの無機絶縁ケーブルにおける照射誘起熱起電力
西谷 健夫; Vayakis G.*; 山内 通則*; 杉江 達夫; 近藤 貴; 四竈 樹男*; 石塚 悦男; 川島 寿人, ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起電力が発生する現象を観測した。この結果をITERの使用条件に外挿すると、1000秒以上の長時間運転では問題となる可能性があることを指摘した。
Journal of Nuclear Materials, 2004年08月, ［査読有り］ - 原研における超臨界圧水冷却固体増殖方式ブランケットの開発
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之, 原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40\%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
プラズマ・核融合学会誌, 2003年09月, ［査読有り］ - 中性子照射済Be$_{12}$Tiの熱伝導率
内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘, 原型炉用中性子増倍材として期待されているBe$_{12}$Tiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBe$_{12}$Tiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBe$_{12}$Tiサンプル($\phi$8 mm$\times^{t}$2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E$>$1MeV) 4$\times$10$^{20}$ n/cm$^{2}$の条件で330,400 and 500$^{\circ}$Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000$^{\circ}$Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBe$_{12}$Tiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。
Fusion Engineering and Design, 2003年09月, ［査読有り］ - 核融合装置用EC H\&CDランチャーコンポーネントの開発
高橋 幸司; 石塚 悦男; Moeller C. P.*; 林田 一徳*; 春日井 敦; 坂本 慶司; 林 健一*; 今井 剛, 核融合装置用ランチャーの健全性確認のために、ランチャー前方に可動ミラーを設置する先端可動型ランチャーモックアップを製作し、可動ミラー用冷却配管の動作試験及びベアリングの中性子照射効果を調べる試験を行った。何れもITERと同等の条件下で行い、冷却配管の応力は最大で60MPaで許容応力より十分低いことを実証し、また計算結果と合うことも確認した。ベアリング性能に中性子照射の影響もなく、先端可動型の有効性を実証した。後方に可動ミラーを設置する遠隔駆動型ランチャーのモックアップの大電力放射試験を行い、角度0-10$^{\circ}$において0.5MW-3sec and 0.2MW-10secの放射に成功した。実験中及び実験後に放電や性能劣化は見られず。こちらも有効性を確認した。この結果を基に、実機と同等レベルのランチャーを設計し製作した。
Fusion Engineering and Design, 2003年09月, ［査読有り］ - 核融合炉固体増殖ブランケットのための先進ブランケット材料の開発
河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; 田中 知*; 吉田 直亮*; 加藤 茂*; 伊藤 義夫*, 核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$^{\circ}C$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$_{2}$を添加したLi$_{2}$TiO$_{3}$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$_{12}$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$_{12}$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。
Nuclear Fusion, 2003年08月, ［査読有り］ - 中性子照射Be$_{12}$Tiのトリチウム放出特性
内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘, 高融点かつ化学的安定性に優れるBe$_{12}$Tiは、600$^{\circ}$C以上で使用される原型炉ブランケット用先進中性子増倍材として期待されている。ブランケット内でのトリチウム放出特性を評価するために、高速中性子フルエンス4$\times$10$^{20}$ n/cm$^{2}$ (E$>$1MeV) で330, 400 and 500$^{\circ}$Cの温度で照射したBe$_{12}$Tiを用いて、トリチウム放出実験を行った。Be$_{12}$Tiは、ベリリウムに比べてトリチウムが放出され易く、600$\sim$1100$^{\circ}$Cでのトリチウム拡散係数はベリリウムよりも二桁大きかった。良好なトリチウム放出特性に加えて、1100$^{\circ}$Cまで加熱したサンプルについて測定したスウェリング量はベリリウムに比べて小さいことがわかった。
Journal of Nuclear Materials, 2002年12月, ［査読有り］ - ITER第1壁用Be/Cu接合体の高熱負荷試験
内田 宗範*; 石塚 悦男; 秦野 歳久; Barabash V.*; 河村 弘, ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200$^{\circ}$Cとなる熱負荷条件(5MW/m$^{2}$)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結果、接合体のコーナー部の接合界面において剥離が確認され、これが熱伝導の低下を招いたものと推定された。
Journal of Nuclear Materials, 2002年12月, ［査読有り］ - JMTRにおけるITER計測のためのマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験
西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle R.*; Hodgson E. R.*; 石塚 悦男; 河西 敏; 山本 新, ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行ったボロメーターの照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外$\sim$軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメーターの実時間照射試験をJMTRを用いて行った。原子炉出力50MWで25日間を1照射サイクルとして3サイクル照射し、全高速中性子フルエンスは0.1dpa(ITER用ボロメータの目標値)であった。照射中、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、照射後試験により分析したところ、金から水銀への核変換で水銀が45\%生成していることを確認した。感度及び応答時間はほとんど一定であったが、0.03dpaのフルエンスで断線が発生した。照射後試験時に観察したところ、マイカ薄膜自体は健全であったが、金の抵抗体に断線が発生していることを確認した。このため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。
Fusion Engineering and Design, 2002年12月, ［査読有り］ - 核融合ブランケットの中性子増倍材としてのベリリウム金属間化合物の応用
河村 弘; 高橋 平七郎*; 吉田 直亮*; Shestakov V.*; 伊藤 義夫*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男, 高温ブランケット用の中性子増倍材として期待されているベリリウム金属間化合物に関し、日本国内での開発現状について報告する。ベリリウム金属間化合物の開発は、原研,大学,企業が協力して実施している。ベリリウム金属間化合物の一つであるBe$_{12}$Tiに関し、従来のベリリウム金属より、構造材との両立性が良いこと,スエリングが小さいこと,機械強度が高いこと,トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することが明らかとなった。また、ベリリウム金属間化合物は機械的に脆く、熱応力が生じる回転電極法で微小球を製造することができなかったが、組織制御によって延性を持たせることによって、微小球を製造できる見通しが得られた。
Fusion Engineering and Design, 2002年11月, ［査読有り］ - 日本原子力研究所における核融合炉工学の長期的開発
関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; 實川 資朗; 石塚 悦男; 辻 博史, 原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLi$_{2}$TiO$_{3}$,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。
Fusion Science and Technology, 2002年07月, ［査読有り］ - ITER用計測機器に対する放射線照射効果
西谷 健夫; 四竈 樹男; Reichel Roger; 杉江 達夫; 角田 恒己; 河西 敏; 石塚 悦男; 山本 新, ITER-EDAの工学R\&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンスで断線が発生したため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。ITER共通試料の光ファイバー(日本製フッ素添加ファイバー2種類,ロシア製3種類)をJMTRで照射した。その結果フッ素添加ファイバー及びロシア製KU-H2G, KS-4Vが優れており、ITERの真空容器近傍でも使用可能なことを示した。無機絶縁ケーブルの照射誘起起電力(RIEMF)については、磁気プローブの両端の中心導体間の作動電圧に与えるRIEMFの影響を、高感度電圧計を用いて直接測定することを試みた結果、ノイズレベル(100nV)以下であり、1000秒間積分しても問題ないことを示した。, The Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research
プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research, 2002年05月25日, ［査読有り］ - 中性子照射下における小型モータの特性評価
石塚 悦男; 菅 智史*; 河村 弘; 小野澤 仁*, ポリイミド巻線を使用した耐放射線小型モータを開発し、JMTRを用いて照射試験を実施した。耐放射線小型モータには、フィールドコイルとしてポリイミド巻線、マグネットとしてNd-Fe、ベアリング等の潤滑剤としてポリフェニルエーテルを用い、フィールドコイルはMgO,Al$_{2}$O$_{3}$を充填したシリコン樹脂で固定した。耐放射線小型モータは約50$^{\circ}C$で照射し、$\gamma$線量率と高速中性子束はそれぞれ7.4$\times$10$^{1}$Gy/sと6.6$\times$10$^{14}$n/m$^{2}$/sであった。モータの回転試験を実施した結果、$\gamma$線量及び高速中性子照射量が3.1$\times$10$^{7}$Gy/sと2.8$\times$10$^{20}$n/m$^{2}$まで正常に回転した。また、フィールドコイルの絶縁抵抗及び導体抵抗を測定した結果、$\gamma$線量及び高速中性子照射量が3.1$\times$10$^{8}$Gy及び2.8$\times$10$^{21}$n/m$^{2}$においても導体抵抗及び絶縁抵抗が1$\times$10$^{8}\Omega$及び12$\Omega$であり、照射開始時より顕著な劣化は観察されなかった。
Fusion Engineering and Design, 2001年11月, ［査読有り］ - 中性子照射したダイバータモックアップの高熱負荷試験
石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘, 炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300$^{\circ}C$、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m$^{2}$、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800$^{\circ}C$となり、未照射試料により約400$^{\circ}C$高くなり、0.4dpaの試料では1100$^{\circ}C$となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。
Fusion Engineering and Design, 2001年10月, ［査読有り］ - 中性子照射したCFC/銅試験体の熱サイクル試験
佐藤 和義; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 河村 弘; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 秋場 真人, 2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320$^{\circ}C$、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/m$^{2}$で10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次元CFC材の表面温度は、それぞれ650$^{\circ}C$及び1200$^{\circ}C$に達し、未照射材より高くなった。これ、CFC材の熱伝導率が中性子照射によって低下したためであるが、その低下する割合は1次元及び2次元とも同程度であった。また、1000回の熱サイクル試験を実施した結果、接合部の剥離等は認められなかった。
Physica Scripta, 2001年07月, ［査読有り］ - ディスラプション模擬熱負荷下における中性子照射後炭素系材料の損耗特性
佐藤 和義; 石塚 悦男; 宇田 実*; 河村 弘; 鈴木 哲; 谷口 正樹; 江里 幸一郎; 秋場 真人, 中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験では、試験中にビーム電流の減少が認められた。これは、中性子照射による熱伝導率の低下により損耗量が増大したため、試料への実質的な熱負荷が減少したためと思われる。このため、実負荷の減少を考慮に入れ熱解析を実施した。その結果、実験結果と同様に最大損耗深さは変化しないことが明らかとなった。
Journal of Nuclear Materials, 2000年12月, ［査読有り］ - 中性子照射したベリリウム微小球のトリチウム放出挙動に及ぼすヘリウム生成量と照射損傷量の影響
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*, ベリリウムからのトリチウム放出挙動に関しては、これまでに表面酸化膜及び結晶粒径の効果について報告されているが、ヘリウム生成量及び照射損傷量の効果については報告されていない。このため、ヘリウム生成量及び照射損傷量が異なる条件で照射したベリリウム微小球からのトリチウム放出特性を調べた。照射条件は3種類で照射温度が445,383,616($^{\circ}C$)、各照射温度に対応するヘリウム生成量及びdpaが7,5.1,10($\times$10$^{2}$appmHe)及び4,8.6,6である。これらの試料を用いてトリチウム放出率測定試験を行った結果、照射損傷が大きい試料の見かけのトリチウム拡散係数が大きくなることが明らかになった。
Journal of Nuclear Materials, 2000年12月, ［査読有り］ - JMTRにおける核融合炉ブランケット炉内試験のためのモンテカルロ(MCNP)コードを用いたトリチウム生成量評価手法の検証
長尾 美春; 中道 勝; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 河村 弘, 核融合炉ブランケット炉内試験において、照射試験体内に装荷したトリチウム増殖材領域のトリチウム生成量評価のため、モンテカルロ(MCNP)コードを用いた評価手法の検証を行った。本検証のため、予備照射試験として、リチウム-アルミニウム合金を用いたトリチウムモニタ及び中性子フルエンスモニタを3次元的に複数個装荷した照射試験体を製作し、JMTRにおいて照射し、各々のモニタの測定結果とMCNPによる計算結果との比較評価を行った。中性子フルエンスモニタによる高速中性子束の測定値とMCNP計算値を比較した結果、誤差は$\pm$10\%以内と比較的良く一致した結果が得られ、トリチウム生成量評価の技術的な見通しを得ることができた。本国際会議では、トリチウムモニタによる測定値とMCNP計算値との比較結果についても報告する。
Fusion Engineering and Design, 2000年11月, ［査読有り］ - 中性子照射したベリリウム微小球の機械的特性
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*, ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600$^{\circ}$Cである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、これまでのデータと比較したところ、ヘリウム生成量が約500appmの場合、dpaが4から8になると強度が約7割に低下することが明らかになった。
Fusion Engineering and Design, 2000年11月, ［査読有り］ - 1995年におけるITER用計測機器要素の照射試験
西谷 健夫; 飯田 敏行; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 前川 藤夫; 森田 洋右; 長島 章; 中沢 哲也; 野田 健治; 大山 幸夫; 佐川 尚司; 佐藤 文信; 杉江 達夫; 八巻 大樹, ITER用計測装置の開発において最も重要な課題は計測機器要素の放射線照射損傷である。ITER工学設計活動の一環として、ボロメータ等の真空容器内計測センサー及びセラミックス、窓材、光ファイバー等の光/信号伝送用の基本要素の照射試験を実施した。FNSにおいて14MeV中性子に対するセラミックスの照射誘起伝導及び窓材の照射誘起発光の測定を行った。またJMTRでは窓材、光ファイバーの透過損失測定及び反射鏡のオフライン照射試験を行った。Co$^{60}$$gamma$線照射下においてボロメータの特性測定を行った。
JAERI-Tech 96-040, 1996年10月 - 材料試験炉における核融合炉研究の現状
河村 弘; 佐川 尚司; 石塚 悦男[他], Components such as a blanket or divertor and instruments are exposed to a severe neutron irradiation field. As regards engineering, it is needed to grasp the characteristics of the components and instruments under neutron irradiation. Especially, a fusion blanket is the center of components, because it breeds tritium, generating heat energy and shielding neutron. Therefore, it is necessary to evaluate the in-pile functions of the blanket under neutron irradiation so as to construct ITER. JMTR of the Oarai Establishment at JAERI is conducting in-pile functional tests of a blanket mock-up, the development of blanket materials, the development of instruments, a re-weldability test for vacuum vessel materials, an electron beam irradiation test of the divertor and armor materials after neutron irradiation and so on. This report briefly describes the present status of each study., 富山大学
富山大学水素同位体機能研究センター研究報告 : Toyama Daigaku Suiso Doitai Kino Kenkyu Senta kenkyu hokoku, 1995年 - XPSによるホットプレスベリリウムの表面分析
石塚 悦男; 河村 弘; 芦田 完[他], In the case of using hot-pressed beryllium in a fusion reactor, the surface state of hot-pressed beryllium is one of the items most necessary to investigate the behavior of hydrogen in beryllium. Therefore, the surface characterization of the hot-pressed beryllium was examined by X-rays photoelectron spectroscopy (XPS) after vacuum heating and deuterium ion bombardment. On the surface of the as-received sample, carbon, fluorine, oxygen and beryllium were observed. However, carbon that is sure to be adsorbed and fluorine that was mixed as an impurity during fabrication process decreased to a great extent by heating, and both elements (carbon and fluorine) were barely observed after heating at 800℃for 20 min. From the element-abundance-ratio of Be to O and ratio of the two peaks of Be 1s, it was obvious that surface of hot-pressed beryllium was covered by two parts of Be and one of BeO due to heating at 800℃ for 20 min. Additionally, it was observed that the oxidation of the surface of hot-pressed beryllium is induced by deuterium implantation using an ion gun., 富山大学
富山大学トリチウム科学センター研究報告, 1988年
MISC
- 2023年度夏期休暇実習報告
石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2024-008, 2024年07月 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム製造法の検討~Ni被覆Zr球の水素吸収性能~
松浦秀明; 川井大海; 北川堪大; 古屋碧海; 片山一成; 大塚哲平; 中川繁昭; 石塚悦男; 飛田健次; 染谷洋二; 坂本宜照
日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2024年 - 2022年度夏期休暇実習報告
石塚 悦男; Ho H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; 中野 優美*; 石井 俊晃; 長住 達; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2023-013, 2023年06月 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討(3)Ni被覆Zr球の水素吸収性能及び試験体の製作
松浦秀明; 阿部泰成; 北川堪大; 川井大海; 片山一成; 大塚哲平; 後藤実; 中川繁昭; 石塚悦男; 濱本真平; 飛田健次; 小西哲之; 染谷洋二; 坂本宜照
日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2023年 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討(4)トリチウム製造試験体の照射試験に関する予備検討
石塚悦男; HO Hai Quan; 島崎洋祐; 中川繁昭; 後藤実; 松浦秀明; 大塚哲平; 片山一成; 飯垣和彦
日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2023年 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討(2)酸化物共存下におけるNi被覆水素吸蔵金属の水素吸収特性
大塚哲平; 山下和輝; 松浦秀明; 片山一成; 後藤実; 中川繁昭; 石塚悦男; 濱本真平
日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2023年 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討(1)模擬試験体を用いた円筒状Zrのトリチウム閉じ込め性能評価実験
片山一成; 五十川浩希; 松浦秀明; 大塚哲平; 後藤実; 中川繁昭; 石塚悦男
日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM), 2023年 - 高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討~照射試験用試験体の構造及び実験法~
北川堪大; 松浦秀明; 川井大海; 片山一成; 大塚哲平; 石塚悦男; 中川繁昭; 後藤実; 飛田健次; 小西哲之; 染谷洋二; 坂本宜照
日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2023年 - HTTRの核的パラメータの計算; 2021年度夏期休暇実習報告
五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2022-015, 2022年07月 - リチウム酸化物共存下におけるニッケル被覆チタン球状粉末の高温水素同位体吸蔵特性に及ぼす結晶構造・微細組織の影響
山下和輝; 大塚哲平; 松浦秀明; 片山一成; 後藤実; 中川繁昭; 石塚悦男; 濱本真平
日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM), 2022年 - HTTRにおけるT製造試験用Li装荷体構造の検討(1)LiALO2共存下におけるNi被覆Zr粒の水素吸収性能
阿部泰成; 松浦秀明; 直井基将; 北川堪大; 川井大海; 片山一成; 大塚哲平; 石塚悦男; 後藤実; 中川繁昭; 濱本真平; 飛田健次; 小西哲之; 染谷洋二; 坂本宜照
プラズマ・核融合学会年会(Web), 2022年 - HTTRにおけるT製造試験用Li装荷体構造の検討(2)アルミナ-石英2重構造試験体を用いた実験法
北川堪大; 松浦秀明; 阿部泰成; 直井基将; 川井大海; 片山一成; 大塚哲平; 石塚悦男; 後藤実; 中川繁昭; 濱本真平; 飛田健次; 小西哲之; 染谷洋二; 坂本宜照
プラズマ・核融合学会年会(Web), 2022年 - MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析
池田 礼治*; Ho H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*
JAEA-Technology 2021-015, 2021年09月 - HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果
藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2021-008, 2021年06月 - High temperature gas-cooled reactors
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; 稲葉 良知; 猪井 宏幸; 石塚 悦男; 岩月 仁; 伊与久 達夫; 上地 優; 笠原 清司; 川本 大樹; 近藤 誠; 久保 真治; 國富 一彦; 峯尾 英章; 水田 直紀; 守田 圭介; Myagmarjav O.; 長住 達; 中川 繁昭; 西原 哲夫; 野口 弘喜; 野尻 直喜; 大橋 弘史; 小野 正人; 七種 明雄; 坂場 成昭; 佐々木 孔英; 佐藤 博之; 澤畑 洋明; 柴田 大受; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 篠崎 正幸; 角田 淳弥; 橘 幸男; 高田 昌二; 高松 邦吉; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 栃尾 大輔; 上坂 貴洋; 植田 祥平; Yan X.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 2021年02月 - 高温ガス炉のための黒鉛減速体系における炉物理試験,1
深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*
KURNS Progress Report 2018, 2019年08月 - 2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討
石塚悦男; 松中一朗; 石田大樹; HO,; 石井俊晃; 濱本真平; 高松邦吉; KENZHINA,I.; CHIKHRAY,Y.; 近藤篤; 高木直行; 藤本望
日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web), 2019年07月 - 2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討
石塚悦男; 松中一朗; 石田大樹; HO,; 石井俊晃; 濱本真平; 高松邦吉; KENZHINA,I.; CHIKHRAY,Y.; 近藤篤; 高木直行; 藤本望
日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web), 2019年 - 2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討
石塚悦男; 松中一朗; 石田大樹; HO,; 石井俊晃; 濱本真平; 高松邦吉; KENZHINA,I.; CHIKHRAY,Y.; 近藤篤; 高木直行; 藤本望
日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web), 2019年 - 中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算
石塚悦男; KENZHINA Inesh; KENZHINA Inesh; 奥村啓介; HO Hai Quan; 竹本紀之; CHIKHRAY Yevgeni
日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web), 2018年11月 - HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証
本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2017-013, 2017年06月 - PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算
石塚悦男; KENZHINA Inesh; KENZHINA Inesh; 奥村啓介; 竹本紀之; CHIKHRAY Yevgeni; CHIKHRAY Yevgeni
日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web), 2016年10月 - JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2014年度
江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 久保 彩子; 石塚 悦男; 中村 仁一; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2015-005, 2015年06月 - 試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率
石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova A.*; Kenzhina I. E.*; Chikhray Y.*
JAEA-Technology 2014-025, 2014年08月 - 大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップ
竹本 紀之; 板垣 亘; 木村 伸明; 石塚 悦男; 中塚 亨; 堀 直彦; 大岡 誠; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2013-063, 2014年03月 - 最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度
竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2013-058, 2014年02月 - 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, 2013年03月 - 「(n,$\gamma$)法によるMo-99製造にかかわる専門家会議」講演集; 2012年3月9-10日,有楽町朝日ホール
石塚 悦男; 石原 正博; 鈴木 雅秀
JAEA-Review 2012-030, 2012年07月 - JMTR及び関連施設を活用した原子力人材育成
竹本 紀之; 堀 直彦; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 神永 雅紀; Nurzhan S.*; Takibayev. N.*; Aliyev B.*; 鈴木 雅秀
Proceedings of International Conference of Young Scientists and Specialists; Current Issues on the Peaceful Use of Atomic Energy (Internet), 2012年06月 - 第1回汎用照射試験炉に関するアジア国際会議の報告
河村 弘; 石塚 悦男; Abdul Farid M.*; Abdul Karim J.*; 出雲 寛互; Abu M. P.*; Muhd Yunus M.*; Hj Khalid M.*
JAEA-Conf 2011-003, 2012年03月 - 照射試験炉のワールドネットワーク構築の提案
竹本 紀之; 出雲 寛互; 堀 直彦; 石塚 悦男; 石原 正博
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 2011年12月 - 乾式昇華型$^{99m}$Tcマスター・ミルカーの予備的検討; PZCを用いた湿式法との比較
石塚 悦男; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 典仁*; 堀 直彦; Awaludin R.*; Gunawan A. H.*; Lubis H.*; Mutalib A.*
JAEA-Technology 2011-019, 2011年06月 - JMTRを用いた人材開発プログラム
石塚 悦男; 北岸 茂; 青山 征司; 川又 一夫; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘
Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), 2011年02月 - 溶液照射法による$^{99}$Mo製造に関する研究,3; 照射ターゲットの放射化分析
Huynh T. P.*; 稲葉 良知; 石田 卓也; 石川 幸治*; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2009-039, 2009年07月 - 溶液照射法による$^{99}$Mo製造に関する研究,1; 未照射下におけるモリブデン酸塩水溶液の特性評価
稲葉 良知; 石川 幸治*; 飯村 光一; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2009-012, 2009年05月 - 溶液照射法による$^{99}$Mo製造に関する研究,2; $\gamma$線照射下におけるモリブデン酸塩水溶液の特性評価
稲葉 良知; 石川 幸治*; 飯村 光一; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2009-013, 2009年05月 - 中性子照射下高温水中応力腐食割れ試験用き裂進展・発生試験ユニットの技術検討,1(受託研究)
出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; 中野 純一; 加治 芳行; 塚田 隆; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2009-011, 2009年04月 - ループ照射設備解体と廃棄物分別に関する検討
小沼 勇一; 石田 卓也; 阪田 生馬*; 小平 顕*; 坂井 純*; 大場 誠一郎*; 菅野 勝; 斎藤 隆; 木名瀬 宗之*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2008-078, 2008年12月 - IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,1; き裂進展試験用キャプセル(共同研究)
井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; 斎藤 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 石塚 悦男; 河村 弘
JAEA-Technology 2008-011, 2008年03月 - IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,2; き裂発生試験用キャプセル(共同研究)
井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; 斎藤 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 石塚 悦男; 河村 弘
JAEA-Technology 2008-012, 2008年03月 - IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,3; 腐食電位計測用キャプセル(共同研究)
井手 広史; 出雲 寛互; 石田 卓也; 斎藤 隆; 塙 悟史; 松井 義典; 岩松 重美; 金澤 賢治; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 塚田 隆; 石塚 悦男; 河村 弘
JAEA-Technology 2008-013, 2008年03月 - 第6回核融合炉のためのベリリウム技術に関する国際会議
河村 弘; 田中 知; 石塚 悦男
日本原子力学会誌 = Journal of the Atomic Energy Society of Japan, 2004年08月30日 - JMTRで使用したベリリウム反射体枠のリサイクルに関する予備的調査
石塚 悦男; 中道 勝*; 内田 宗範*; 河村 弘; 神永 勝男; 坪井 一明; 楠 秀彦
JAERI-Conf 2004-006, 2004年03月 - IEA主催「第6回核融合炉用ベリリウム技術に関する国際ワ-クショップ」報告集; 2003年12月2$\sim$5日,宮崎市
河村 弘; 田中 知*; 石塚 悦男
JAERI-Conf 2004-006, 2004年03月 - 核融合炉ブランケット材料のための照射後試験施設に関する検討
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*
JAERI-Tech 2004-036, 2004年03月 - 中性子照射下におけるLi$_2$TiO$_3$微小球充填層の見かけの熱拡散率評価
河村 弘; 菊川 明広*; 土谷 邦彦; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 伊藤 治彦
Fusion Engineering and Design, 2003年09月 - プラズマ計測機器要素に対する照射効果,2
西谷 健夫; 四竈 樹男*; 杉江 達夫; 河西 敏; 石塚 悦男; 河村 弘; 角田 恒巳; 八木 敏明; 田中 茂; 鳴井 實*; 深尾 正之*; 横尾 典子*; Reichle R.*; Snider R.*; 中山 尚英*; 曽根 勇*; 阿部 充志*; 山本 新
JAERI-Research 2002-007, 2002年03月 - 29aA07 原研における超臨界圧水冷却固体増殖方式ブランケットの開発(プラズマ加熱・炉設計)
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲史
プラズマ・核融合学会年会予稿集, 2002年 - 超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討
榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; 飛田 健次; 西尾 敏; 柴沼 清; 中村 博文; 河村 繕範; 河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 實川 資朗; 多田 栄介; 岡野 邦彦*; 朝岡 善幸*
JAERI-Tech 2001-078, 2001年12月 - 核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦
関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; 小原 祥裕; 河西 敏; 加藤 崇; 河村 弘; 小泉 興一; 小西 哲之; 佐藤 聡; 柴沼 清; 鈴木 哲*; 関 泰; 多田 栄介; 辻 博史; 土谷 邦彦; 中平 昌隆; 西 正孝; 林 巧; 廣木 成治; 山西 敏彦
核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 2001年09月 - 30aA01 [招待講演]ITER用計測機器に対する放射線照射効果(プラズマ計測)
西谷 健夫; 四竈 樹男; Reichel R.; 杉江 達夫; 角田 恒己; 河西 敏; 石塚 悦男; 山本 新
プラズマ・核融合学会年会予稿集, 2001年 - 核融合炉光計測用機器の中性子照射試験
石塚 悦男; 佐川 尚司; 長島 章; 杉江 達夫; 西谷 健夫; 山本 新; 河村 弘
Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), 2000年01月 - プラズマ計測機器要素に対する照射効果
西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; 中沢 哲也; 野田 健治; 大山 幸夫; 佐川 尚司; 佐藤 文信*; 四竃 樹男*; 杉江 達夫; 八巻 大樹; 山本 新
JAERI-Research 98-053, 1998年10月 - 大洗ホットセル電子ビーム照射装置(OHBIS)によるプラズマ対向材の熱衝撃及び損耗
宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 竹林 修市*; 河村 弘
Fusion Technology 1998, 1998年01月
講演・口頭発表等
- Present status of LOFC (Loss of Forced Cooling) OECD/NEA Joint Project
石塚 悦男; 飯垣 和彦; 長住 達; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 西原 哲夫
26th Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA) Meeting
202309 - 高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討; 照射試験用試験体の構造及び実験法
北川 堪大*; 松浦 秀明*; 川井 大海*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実*; 飛田 健次*; 小西 哲之*; 染谷 洋二*; 坂本 宜照*
日本原子力学会2023年秋の大会
202309 - High-temperature operation mode of HTTR for hydrogen production facility
Ho H. Q.; 後藤 実; 長住 達; 石井 俊晃; 島崎 洋祐; Simanullang I. L.*; 藤本 望*; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30)
202305 - 高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討,4; トリチウム製造試験体の照射試験に関する予備検討
石塚 悦男; Ho H. Q.; 島崎 洋祐; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 片山 一成*; 飯垣 和彦
日本原子力学会2023年春の年会
202303 - Prediction of the operating control rod position of the HTTR with supervised machine learning
Ho H. Q.; 長住 達; 島崎 洋祐; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 後藤 実; Simanullang I. L.*; 藤本 望*; 石塚 悦男
29th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 29)
202208 - Preparation method of ORIGEN2 library for high temperature gas-cooled reactors
Simanullang I. L.*; 福原 克樹*; 守田 圭介; 深谷 裕司; Ho H. Q.; 長住 達; 飯垣 和彦; 石塚 悦男; 藤本 望*
29th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 29)
202208 - 高温ガス炉用のORIGENライブラリ作成手法の検討
福原 克樹*; 藤本 望*; Simanullang I. L.*; 深谷 裕司; Ho H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 石塚 悦男
日本原子力学会2022年春の年会
202203 - 高温ガス炉燃料の燃焼挙動評価に関する研究
福原 克樹*; 藤本 望*; 深谷 裕司; 石塚 悦男; Ho H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平
日本原子力学会九州支部第40回研究発表講演会
202112 - 黒鉛減速体系での炉心規模のスペクトル評価に基づく燃焼挙動の概略評価
福原 克樹*; 藤本 望*; 深谷 裕司; Ho H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 石塚 悦男
日本原子力学会2021年秋の大会
202109 - Calculation of control rods position for restarting the high temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
10th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2021)
202106 - Calculation of decay gamma spectrum of the HTTR after shutdown
Ho H. Q.; 濱本 真平; 藤本 望*; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
日本原子力学会2021年春の年会
202103 - 黒鉛減速体系におけるモンテカルロコードを用いた炉内詳細中性子束分布評価
中川 直樹*; 藤本 望*; Ho H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
日本原子力学会九州支部第39回研究発表講演会
202012 - 高温ガス炉におけるT製造用Liロッドの検討; Zr水素吸収速度の温度依存性
中川 恭一*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*; 小西 哲之*; 日渡 良爾*; 坂本 宜照*
日本原子力学会2020年秋の大会
202009 - HTTR(高温工学試験研究炉)の新規制基準に係る適合性審査について,4; 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故による黒鉛酸化の影響
島崎 洋祐; 濱本 真平; 長住 達; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 石塚 悦男
日本原子力学会2020年秋の大会
202009 - HTTR(高温工学試験研究炉)の新規制基準に係る適合性審査について,3; 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の原子炉挙動と対策
濱本 真平; 島崎 洋祐; 長住 達; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 石塚 悦男
日本原子力学会2020年秋の大会
202009 - Development of a utility tool for auto-seeking critical control rod position of the high temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
日本原子力学会2020年秋の大会
202009 - HTTR(高温工学試験研究炉)の新規制基準に係る適合性審査について,2; HTTRの安全上の特徴を踏まえた耐震重要度分類の見直し
小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
日本原子力学会2020年秋の大会
202009 - Feasibility study of low power HTGR for long-term operation
Ho H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
日本原子力学会2020年春の年会
202003 - モンテカルロ法によるHTTRの全炉心燃焼計算における炉内温度分布の影響評価
池田 礼治*; Ho H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
日本原子力学会2020年春の年会
202003 - モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における詳細熱中性子束分布評価
中川 直樹*; 藤本 望*; Ho H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
日本原子力学会九州支部第38回研究発表講演会
201912 - T製造用高温ガス炉におけるLi核発熱及びそのT閉じ込め性能への影響
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*
第36回プラズマ・核融合学会年会
201911 - Calculation of 3D neutron flux distribution in the HTTR using MCNP6
Ho H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 長住 達; 石塚 悦男
日本原子力学会2019年秋の大会
201909 - 試験研究炉におけるトリチウム放出源と放出機構
石塚 悦男; Kenzhina I.*; 奥村 啓介; Ho H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray Y.*
日本原子力学会2019年秋の大会
201909 - Proposal of direct $^{\rm 99m}$Tc production facility at high temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男
平成30年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」
201903 - Feasibility study of 99mTc production at HTTR using sublimation method
Ho H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男
日本原子力学会2019年春の年会
201903 - HTTRの建設, 施設, 運転経験
石塚 悦男
1st Seminar on Development of HTGR Technology for Cogeneration and Heat Applications
201901 - HTTRを用いたLi装荷用ロッド照射試験及び粒状Zr性能評価方法の検討
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 菅沼 拓朗*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*
第35回プラズマ・核融合学会年会
201812 - 粒状Zrを用いた高温ガス炉用T製造Liロッド構造の検討; Zrの非定常水素吸蔵特性
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*
日本原子力学会2018年秋の大会
201809 - HTTRにおける太陽電池パネル用球状シリコン半導体の製造量評価
石井 俊晃; Ho H. Q.; 本多 友貴; 濱本 真平; 石塚 悦男
平成29年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」
201803 - 高温ガス炉用LiロッドのT閉じ込め特性にZr水素吸蔵性能が与える影響
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達
日本原子力学会2018年春の年会
201803 - Neutron transmutation doping of n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor
Ho H. Q.; 本多 友貴; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男
日本原子力学会2018年春の年会
201803 - 高温ガス炉を用いたトリチウム生産用Liロッド装荷モジュール及びその照射試験法の検討
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 井田 祐馬*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; 島崎 洋祐
日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会
201712 - 高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法; 高温条件(700-900$^{\circ}$C)におけるZr水素吸蔵特性
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; 島崎 洋祐
日本原子力学会九州支部第36回研究発表講演会
201712 - 高温ガス炉を用いたトリチウム製造のためのLiロッド試験体と照射条件に関する検討
井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 島崎 洋祐
13th International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-13)
201709 - 超高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法の検討; 高温(700$\sim$850$^{\circ}$C)条件下におけるZr水素吸蔵特性
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; 島崎 洋祐
日本原子力学会2017年秋の大会
201709 - Impact of truncated coated fuel particles on neutronic characteristic of statistical geometry model in MVP code
Ho H. Q.; 本多 友貴; 藤本 望*; 後藤 実; 石塚 悦男
日本原子力学会2017年秋の大会
201709 - Development of realized random model for coated fuel particle of prismatic HTGR
Ho H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二; 石塚 悦男
平成29年度日本原子力学会北関東支部若手研究者発表会
201704 - HTTR被覆燃料粒子のランダム配列を用いたMCNP6モデルの開発
Ho H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二; 石塚 悦男
平成28年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」
201703 - 高温ガス炉を用いたトリチウム生産Li装荷ロッドの照射試験体及び試験法の検討; Zr層を考慮した試験体の評価
井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 古賀 友稀*; 岡本 亮*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男
日本原子力学会2017年春の年会
201703 - 試験研究炉の一次冷却水におけるトリチウム放出率曲線の評価
Kenzhina I. E.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Mukanova A.*; Chikhray Y.*
4th Asian Symposium on Materials Testing Reactors (ASMTR 2016)
201603 - 遠心処理によるAgI超イオン伝導体の同位体分別効果
小野 正雄; 岡安 悟; 井口 裕介*; 江坂 文孝; 石塚 悦男; 大澤 崇人; 緒方 裕大; 真下 茂*
2015 International Chemical Congress of Pacific Basin Societies (PACIFICHEM 2015)
201512 - 実践型JMTR及び関連施設を活用したオンサイト研修; 原子力人材育成の取組みについて
江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 石塚 悦男; 伊藤 治彦; 荒木 政則
日本原子力学会2015年春の年会
201503 - JMTRを活用した原子力人材育成研修
竹本 紀之; 木村 伸明; 大岡 誠; 石塚 悦男; 神永 雅紀; 石原 正博; 鈴木 雅秀
2nd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2012)
201210 - JMTRの改修・再稼動計画,7; 溶液照射法による先進的$^{99}$Mo製造に関する技術開発
稲葉 良知; 石川 幸治*; 石田 卓也; 石塚 悦男; Huynh T. P.*; 蓼沼 克嘉*
日本原子力学会2009年春の年会
200903 - 循環Mo溶液の照射による$^{99}$Mo製造法に関する研究,1; コールド試験(予備試験)結果
稲葉 良知; 石川 幸治*; 石田 卓也; 石塚 悦男; 黒澤 きよ子*; 菱沼 行男*; 蓼沼 克嘉*
日本原子力学会2008年春の年会
200803 - 材料試験炉における照射技術の現状
井手 広史; 石塚 悦男; 綿引 俊介; 斎藤 隆; 稲葉 良知; 河村 弘
International Conference, Nuclear Power of Republic Kazakhstan
200709 - 照射済ベリリウム微小球の接触強度評価
土谷 邦彦; 石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*
7th IEA International Workshop on Beryllium Technology
200511
共同研究・競争的資金等の研究課題
産業財産権
- 5403605, 2011-007733, 2009-153749, 放射線照射装置
石塚 悦男, 稲葉 良知, 蓼沼 克嘉* - 5441096, 2010-127825, 2008-304522, ラジオアイソトープシートの製造方法
石塚 悦男, 稲葉 良知, not registered - 2009-036379, 2008-247754, 転がり軸受
高橋 幸司, 石塚 悦男, not registered, not registered - 4618732, 2008-102078, 2006-286159, 放射線モリブデンの製造方法と装置
石塚 悦男, 蓼沼 克嘉* - 2104113, 07830597.6, 放射性モリブデンの製造方法及び製造装置並びにその方法によって製造されたモリブデン
石塚 悦男, not registered - 2666570, 2666570, MANUFACTURING METHOD OF RADIOACTIVE MOLYBDENUM,MANUFACTURING APPARATUS AND RADIOACTIVE MOLYBDENUM MANUFACTURED THEREBY
石塚 悦男, not registered - 4220754, H16-144131, H14-307212, アンテナミラー
高橋 幸司, 石塚 悦男, 今井 剛, not registered - H13-286083, H12-092772, 耐放射線性コイルと耐放射線性モータ
河村 弘, 石塚 悦男, 中道 勝, not registered - 3076067, H10-811556, H10-513498, 核融合炉用の金属ベリリウムペブル
河村 弘, 石塚 悦男, not registered - 0872851, 0872851, 979403, Process for preparing metallic beryllium pebbles
河村 弘, 石塚 悦男, not registered - H10-253526, H09-058165, 分光分析装置
河村 弘, 石塚 悦男, not registered - 5958105, 09/068, Process for preparing metallic beryllium pebbles
河村 弘, 石塚 悦男, not registered - 3076068, H10-513499, 金属ベリリウムペブルの製造方法
石塚 悦男, 河村 弘, not registered
