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Mo製造に関する概念検討広瀬 彰; 米田 政夫; 木名瀬 政美; 反田 孝美; 和田 茂
JAEA-Technology 2010-007, 68 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-007.pdf:3.76MB
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いるテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(Mo)について、JRR-3を用いた製造を検討する。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、JRR-3研究用原子炉を用いた(n,
)反応を利用しMoを得る「中性子放射化法」によるMoの製造プロセスの技術的な検討について述べる。
広瀬 彰; 和田 茂; 楠 剛
JAEA-Technology 2007-033, 87 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-033.pdf:4.44MB
中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)は高性能のパワーデバイスとしての高品位特性を有し、最近のハイブリッド車の増産に伴い需要が増大している。この需要増大に対応するため、中性子照射に適した日本原子力研究開発機構の研究炉(JRR-3, JRR-4, JMTR)を用いたNTD-Si増産の技術的課題に対する対策を進めている。その有効な対策の一つとしてJRR-3均一照射設備を利用した高性能シリコン照射装置の概念設計を行った。JRR-3の均一照射設備は、Siインゴット全体に対し均一に中性子照射を行うためSiインゴットを軸方向に上下反転して2度照射する方式が採用されており、反転作業を手作業で行っているため、シリコン照射装置内で許容線量率を下回るまで待つ必要があり、48時間以上の待機後に反転作業を行っている。照射設備の運転稼働率を高めSi生産量の増量を図るためには、待機時間を少なくすること及び手作業による操作工程を少なくする全自動化装置の製作を行うことが有効である。本報告書は、JRR-3均一照射設備として使用する高性能シリコン照射装置の概念設計に関するものである。
広瀬 彰; 和田 茂; 笹島 文雄; 楠 剛; 亀山 巌*; 会澤 良二*; 菊池 直之*
JAEA-Technology 2006-059, 122 Pages, 2007/01
JAEA-Technology-2006-059.pdf:26.03MB
中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)は高性能のパワーデバイスとしての高品位特性を有しており、最近のハイブリッド車の増産状況等を反映し、その需要が急激に増大するものと見込まれる状況にある。このような需要増大に対応するため、JRR-3を用いたNTD-Si増産の技術的課題の検討が進められている。本書は、その検討の一環として提案されたJRR-3均一照射設備における外部冷却法対応設備の製作に関するものである。JRR-3均一照射設備では、長尺なSiインゴット全体に対し均一に中性子照射を行うためSiインゴットを軸方向に上下反転して2度照射する方式が採用されており、反転作業を人為的に行っている。このため許容線量率を下回るまでの間、Si照射設備内で放射能が減衰するのを待つ必要から長い待機が余儀なくされていた。照射設備の運転稼働率を高めSi生産量の増量を図るためには、待機時間を短縮することが有効と考え、この待機時間を改善する優れた方法として外部冷却法を考案し、今回その製作と実用試験を実施した。この外部冷却法対応設備を有効に活用することにより、増産を見込んでいる。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02
照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、
U、Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
広瀬 彰; 米田 政夫; 木名瀬 政美; 反田 孝美; 佐川 尚司; 和田 茂
no journal, ,
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いるテクネチウム-99mの親核種であるモリブデン-99(Mo-99)は、ほぼ全量が5か国の試験研究炉で生産されているが、これらの施設は老朽化が進んでいる。Mo-99の安定供給は世界各国共通の課題であり、世界の全生産量の約14%を消費し全量を輸入に頼る我が国にとって、必要不可欠な量のMo-99を安定確保するため、Mo-99の国産化は喫緊の課題であると同時に国際的な責任を果たす観点からも重要である。このような情勢に鑑みて、照射後の処理等の面で利点のある
Mo(n,)Mo反応を用いるMo-99の製造にJRR-3は可能かを技術的に検討した。Moは最大比放射能になる高密度三酸化モリブデンペレットを用い、現在の運転日程(26日運転)を変更せずMo-99を製造する場合と原子炉運転日程の変更も想定する場合について生産量及び比放射能量を検討した。結果は、運転日程の変更を想定して9日間照射(VT孔利用)とした場合が最大で212GBq/g-Mo, 133TBqであった。
Mo生成量の検討米田 政夫; 広瀬 彰; 反田 孝美; 和田 茂; 石川 幸治*
no journal, ,
現在、核医学の分野で多く使用されている放射性医薬品であるテクネチウム99m(Tc)の安定供給について、多くの国がその実現可能性の検討を行っている。我が国では、JMTRが主体となってこの実現に向けた準備を進めており、JRR-3がその補完的役割を担うことが期待されている。現在、Tcの親核種であるMoの製造手法は高濃縮ウランを核分裂することにより生成しているが、この手法では高濃縮ウランの使用及び他の核分裂生成物の発生等の問題がある。このため、ウランの核分裂を使用しない方法として、天然Moを用いてMo(n,)Mo反応によるMo生産が検討されている。そこで、本評価において、JRR-3の各照射孔を使用した場合のMo(n,)Mo反応によるMoの生産量について核計算コードMVPを用いた解析により明らかにした。計算体系において、実体系に近くなるようにキャプセル及び酸化モリブデンペレット等のモデリングを行うことにより計算精度向上を図った。解析の結果、垂直照射設備RGを使用することにより、7日照射で約31TBq(約800Ci)、1運転サイクルでは約93TBq(約2500Ci)のMoを生産できることがわかった。