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報告書

令和元年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和2年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器,ラジオアイソトープ製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転,利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2022-075, 112 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-075.pdf:8.25MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、トリチウムプロセス研究棟及びFEL研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は令和2年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

令和元年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2022-064, 97 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-064.pdf:2.91MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は令和元年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全 管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成30年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-072, 141 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-072.pdf:7.14MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成30年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成30年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器,RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-074, 105 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-074.pdf:3.72MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成30年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成29年度研究炉加速器管理部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-073, 113 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-073.pdf:3.87MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成29年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成28年度研究炉加速器管理部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造等及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-072, 102 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-072.pdf:3.86MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成28年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

論文

JRR-4の廃止措置計画の概要及びこれまでの状況について

石黒 裕大; 根本 勉; 大山 光樹

デコミッショニング技報, (60), p.8 - 16, 2019/09

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)は2017年6月に廃止措置計画、同年11月に保安規定の変更認可を受け、廃止措置に移行した。廃止措置は、原子炉の機能停止、燃料体搬出及び維持管理の段階である第1段階(認可後から2024年度まで)と解体撤去段階である第2段階(2025年度$$sim$$2036年度まで)の2つの段階に大きく分けられ、廃止措置計画に従って進められる。JRR-4は、当初、原子力船「むつ」の遮蔽実験を目的として設置され1965年に初臨界に達し、2010年12月まで約45年間運転を実施してきたが、福島第一原子力発電所事故後に施行された新規制基準への必要経費、高経年化の状況等を考慮し、2013年9月の原子力機構改革により廃止が決定された。本報告では、JRR-4の廃止措置計画の概要とこれまでの実施状況について紹介する。

報告書

平成25年度・26年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

JRR-4の廃止措置計画の概要及び実施状況について

石黒 裕大; 根本 勉; 山田 佑典; 大山 光樹

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.501 - 505, 2018/07

JRR-4は平成22年12月まで運転後、次回の運転に向け施設定期自主検査中であった。その後、東北地方太平洋沖地震により被害を被ったが、1年後にほぼ復旧した。しかし、平成25年9月の原子力機構改革により廃止が決定した。廃止決定後、平成29年6月に廃止措置計画認可申請書の認可を受けるとともに、同年12月に当該申請書に関連した保安規定の変更認可を受け、廃止措置に移行した。本発表では、JRR-4の廃止措置計画の概要とこれまでの実施状況について報告する。

論文

Decommissioning plan of JRR-4

石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章

Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03

JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定した。その後、JRR-4は、原子力規制委員会に廃止措置計画を申請し、2017年6月7日に当該計画の認可を受けた。また、当該計画に関する保安規定の認可後の2017年12月15日から廃止措置の第1段階に入った。

論文

JRR-4の廃止措置について

石黒 裕大; 和田 茂

UTNL-R-0494, p.6_1 - 6_14, 2017/03

JRR-4は平成22年12月まで運転を実施し、その後、次回の運転に向けて施設定期自主検査中であった。平成23年3月に東北地方太平洋沖地震が発生し、被害を被ったが、約1年後にほぼ復旧した。しかし、平成25年9月の機構改革により廃止することが決定した。廃止決定後、平成27年12月にJRR-4廃止措置計画認可申請書、平成29年2月にJRR-4廃止措置計画認可申請書(補正)を原子力規制庁に提出した。本発表では、JRR-4の廃止の経緯及び平成29年2月現在に規制庁に申請したJRR-4廃止措置計画認可申請書(補正)について紹介する。

論文

Decommissioning plan of JRR-4

石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章

Proceedings of 8th International Symposium on Materials Testing Reactors (ISMTR-8) (Internet), 5 Pages, 2015/10

JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定し、近日中に規制機関へJRR-4廃止措置計画を提出する予定である。

報告書

JRR-4中性子ビーム設備の特性測定; 反射体変更後のBNCT線量解析精度の評価

堀口 洋徳; 中村 剛実; 本橋 純; 樫村 隆則; 市村 茂樹; 笹島 文雄

JAEA-Technology 2012-003, 38 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2012-003.pdf:2.55MB

研究炉JRR-4では、悪性脳腫瘍や頭頸部癌等に対するホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が実施されている。BNCTは、熱中性子と患者に投与されたホウ素($$^{10}$$B)との核反応を利用した放射線治療法である。JRR-4では、反射体要素の不具合に伴い、全種類の反射体要素について設計仕様の変更が行われた。新たな反射体要素の製作においては、計算解析により中性子ビーム設備への影響を考慮した設計を行っている。反射体要素の据え付け終了後、中性子ビーム設備の性能についてフリービーム実験及び水ファントム実験による確認を実施した。得られた実験結果と本解析手法による結果を比較することにより、BNCTの治療計画に必要となる計算誤差を評価することができた。

論文

Investigation of irradiation conditions for recurrent breast cancer in JRR-4

堀口 洋徳; 中村 剛実; 熊田 博明*; 柳衛 宏宣*; 鈴木 実*; 佐川 尚司

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.234 - 237, 2010/10

研究用原子炉JRR-4を用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)では、再発乳癌への適用が検討されている。再発乳癌に対する最適な中性子照射条件の検討を行うため、再発乳癌を模擬した人体モデルに対して線量評価システム(JCDS)を用いた評価を実施した。線量評価モデルは、乳房切除術を施した後に再発した症例を設定して、単門照射(正面方向)及び多門照射(接線方向)について評価を行った。評価結果から、熱中性子ビームを用いることにより、体表付近に発症する再発乳癌に対して効率よく線量を付与し、正常組織(肺,心臓,肝臓)においては、熱外ビームに比べ50%以上線量を低下できることが明らかになった。多門照射を用いた評価でも、生体内に入射した中性子が入射方向に依存しない等方散乱を起こすため、単門照射と同様な生体内の線量分布が得られた。これにより、本再発乳癌評価モデルに対するBNCTでは、他の放射線治療において正常組織の線量の制御に有効である接線方向からの照射ではなく、熱中性子ビームを用いた単門照射が有効であるとの結論に至った。今後も異なる評価モデル,評価パラメータを用いた検討を実施し、最適な照射条件について評価を実施していく。

論文

Resumption of JRR-4 and characteristics of the neutron beam for BNCT

中村 剛実; 堀口 洋徳; 岸 敏明; 本橋 純; 笹島 文雄; 熊田 博明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.379 - 382, 2010/10

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に利用されている研究用原子炉JRR-4は、黒鉛反射体損傷によるトラブルで2008年1月に原子炉が停止した。このため、新しい黒鉛反射体を製作(仕様:黒鉛の幅を薄くし、水のギャップを増加)し、炉心内に装荷してある従来の反射体をすべて新しい反射体と入れ換えた炉心で、JRR-4の運転を再開(2010年2月)した。このため、新しい黒鉛反射体でのJRR-4炉心におけるBNCT用中性子ビームの特性実験を行った。実験体系は、コリメータの前に水円筒ファントムを設置し、ファントム内に、裸金線,カドミウム入り金線、及びTLDを配置させることによって、熱中性子束分布及び$$gamma$$線量分布を測定した。MCNPコードを用いた計算解析では、反射体変更前に対して、中性子エネルギースペクトルの有意な変化は見られなかったが、相対強度は約8%減少した。また、現在得られている実験結果も、計算解析結果と同じ傾向が見られた。実験及び計算解析との比較評価の詳細は、フルペーパーの中で報告を行う。

論文

Characteristics measurement of thermal neutron filter developed for improvement of therapeutic dose distribution of JRR-4

熊田 博明*; 中村 剛実; 堀口 洋徳; 松村 明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.414 - 417, 2010/10

In most of clinical studies of BNCT performed at JRR-4, dose given to a patient has been controlled in accordance with limitation of not brain dose in the body but skin dose. This is attributed to the high thermal neutron component of the epithermal neutron beam of JRR-4. The aim of this study is to enhance the therapeutic dose around tumor region by decreasing the thermal neutrons mixed in the beam. To reduce the thermal neutrons, we made a prototype of thermal neutron filter which can cut the thermal neutrons at just before patient. To verify the performance of the filter and the characteristics of the epithermal neutron beam with the filter, phantom irradiation experiments were carried out. And then the experimental values and Monte-Carlo calculations which had been performed to design the filter were compared. The verification results demonstrated that the application of the filter enabled to reduce the skin dose and to enhance the therapeutic dose at deeper region in a body. And the filter application also brings on extension of the irradiation time. We will perform further characteristic measurements for the filter in order to apply the filter to the clinical trials in practical use.

論文

Influence of water concentrations to chemical forms of tritium generated in mercury through a nuclear reaction

真辺 健太郎; 横山 須美

Applied Radiation and Isotopes, 68(3), p.418 - 421, 2010/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

J-PARCの物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源においては、水銀ターゲットの核破砕反応により、トリチウムが生成する。このトリチウムによる潜在的な内部被ばくに対する評価を行ううえで重要となるトリチウムの化学形について調べた。水銀ターゲット内でのトリチウムの生成を模擬するために、少量の金属リチウムを含む液体水銀試料を熱中性子ビームで照射した。リチウムの(n,$$alpha$$)反応から生成するHTOとHTの比率と、試料中の水分含有量との関係を調べたところ、水分含有量の増加に伴い、HTOの比率が増加することが見いだされた。この関係に基づき、液体水銀ターゲットシステム内の気相の水分圧からHTOとHTの比率を評価するための式を導出した。この式を用いて、運転中の水銀ターゲットシステムの気相中のトリチウムは、約70%がHTOで存在することが予測された。

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