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新居 昌至; 前田 茂貴
臨床放射線, 68(10), p.963 - 970, 2023/10
Ac-225は医薬品向け
放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。「常陽」では、Ac-225製造の技術基盤を確立するため、「常陽」に隣接するPIE施設への照射装置の迅速な払出し技術の確立、Ra-226の中性子照射によるAc-225製造量評価、Ra-226からAc-225を効率的に回収するための分離プロセスを検討している。本発表では、「常陽」での照射からPIE施設への移送、化学処理の経過時間による減衰を考慮しても十分なAc-225製造が可能なことについて報告する。また、原子力委員会のRI製造部会のアクションプランを踏まえた今後の計画を述べる。
新居 昌至
波紋, 28(2), p.99 - 102, 2018/05
日本中性子科学会の学会誌「波紋」の入門講座「中性子のつくりかた」において、原子炉中性子源から発生する中性子の熱中性子及び冷中性子への減速について解説する。
米田 政夫; 新居 昌至; 玉井 和夫*; 川崎 幸三*
Applied Radiation and Isotopes, 113, p.60 - 65, 2016/07
被引用回数：2 パーセンタイル：17.78(Chemistry, Inorganic & Nuclear)研究用原子炉JRR-3におけるシリコン照射において、シリコンインゴットを均一に照射するためのシリコン照射ホルダーの設計・製作及び燃焼解析を行った。新型シリコン照射ホルダーでは、アルミニウムと中性子吸収材であるB
Cからなる合金を用いることにより、軸方向の中性子束分布の均一化を図っている。しかし、中性子吸収材を用いることにより、長期使用時のフィルター性能の低下が懸念される。本研究により、800時間の照射では、ドーピング分布の変化がほとんど表れないことが分かった。ホルダーの寿命は、フィルターの性能低下以外に、ホルダーに含まれる不純物の放射化量で決まり、それは数百時間と推定される。不純物の放射化が問題となる照射時間の範囲では、ドーピング反応の分布は問題とはならないことが分かった。長期間照射で用いても安定した均一性を維持しており、ドーピング反応の軸方向の差異は、1600時間照射では1.08、4000時間照射では1.18であった。この新型ホルダーを用いることにより、従来のホルダーを用いることに比べて1.7倍の増産が期待されている。
新居 昌至; 和田 茂; 村山 洋二
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.403 - 408, 2016/03
研究炉に係る国際会議RRFMにおいて、東日本大震災後の復旧したJRR-3の現状に加えて、福島第一原子力発電所事故を受けての新たな規制要求に対してJRR-3が適合していることを示す規制側への申請内容について報告する。
滝野 一夫; 新居 昌至; 村山 洋二
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.667 - 676, 2016/03
研究炉加速器管理部ではJRR-3の後継炉となる多目的試験研究炉の概念検討を開始した。研究炉に関する国際会議であるRRFMにおいて次期試験研究炉の概要及び検討状況について報告する。
新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也
JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05
JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB
研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。
中村 剛実; 堀口 洋徳; 柳衛 宏宣*; 新居 昌至
JAEA-Technology 2014-016, 61 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-016.pdf:30.48MB
研究炉加速器管理部では、乳がんに対するBNCTの適用拡大に向けた照射技術の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書は、JRR-4の医療照射設備において乳がん照射を実施する上での課題を解決するための技術開発についてまとめたものである。本報告書では、乳がんコリメータの設計解析、臨床モデルによる線量評価解析、深部線量増強のための検討、乳がん照射の固定方法の検討について実施した。評価結果より、開発した乳がん照射技術がJRR-4のBNCT照射場での乳がん照射において十分適用可能であることを確認した。ここで得られた知見は、他の研究用原子炉を用いたBNCTや将来の加速器を用いたBNCTにおいても有用である。
木名瀬 政美; 新居 昌至; 丸尾 毅
Proceedings of Joint IGORR 2013 & IAEA Technical Meeting (Internet), 12 Pages, 2013/10
2011年3月に東北地方太平洋沖地震が発生した。その際、JRR-3は施設定期自主検査を実施していたが、放射性物質の漏えいはもとより、原子炉建家や安全上重要な設備に大きなダメージを受けなかった。その後、補修工事とともに、すげての機器の健全性確認および地震による荷重が許容範囲内であることを確認する耐震評価が実施された。その結果、健全であることが確認され、その内容を規制当局に報告した。別なトピックとして、規制当局は研究炉に対して新規制基準を導入することになっている。JRR-3は再起動に向け、その新基準に対する申請を行うことを考えている。本紙では、補修工事,地震評価として新規制基準について報告する。
荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至
JAEA-Technology 2010-015, 35 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-015.pdf:1.04MB
研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。
米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10
We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D
O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the DO tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0
10
(n/cm
/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.
田村 格良; 新居 昌至; 曽山 和彦
no journal, ,
中性子導管では、中性子導管のミラーの性能だけではなく中性子導管の据え付け誤差も輸送に大きな影響を与える。JRR-3における中性子導管の据え付け誤差による輸送効率への影響を評価することは、JRR-3の実験装置の利用及び保守管理はもとより実験装置の改良及び開発においても重要である。そこで、JRR-3に設置されている中性子導管の据え付け誤差による輸送効率への影響を中性子輸送シミュレーションにより評価した。JRR-3の中性子導管は中性子鏡管ユニット(長さ850mm、中性子ビームの幅20mm、高さ200mmもしくは120mm)を接続しているので、同じようなモデルを作成し、シミュレーションを実行したところ、各中性子鏡管ユニット間で水平方向に0.05mmずれると、T1-1ビームポートにおいて輸送効率が約90%になることが確認できた。一方、0.05mm上下方向への移動に関しては、いずれも輸送効率は99%とほとんど変化無いことが確認でき、JRR-3の中性子導管については水平方向の誤差が大きな影響を与えることが確認できた。
田村 格良; 新居 昌至; 丸山 龍治; 曽山 和彦
no journal, ,
JRR-3の中性子ビーム設備を改良するために、スーパーミラーを使用した中性子導管を液体水素減速材の近くに設置することを考えている。そのため、放射線による中性子導管の温度上昇が予想される。中性子スーパーミラーの性能は加熱によって低下することが知られている
。中性子スーパーミラーの性能に及ぼす加熱の影響を調べるために、イオンビームスパッタリング法で成膜した多層膜ミラーの加熱における反射率プロファイルを測定した。なお、スーパーミラーは厚みの違う膜を重ねて多層膜としているため、膜の厚みが一定である多層膜ミラーを試料として選択することで、測定結果を分かりやすくしている。これらの反射率プロファイルを用いて、拡散層の厚さおよび界面粗さを分析した。X線反射率計の測定の結果、443Kで加熱した試料において、Ni/Ti多層膜ミラーの厚さは2%減少し、第1のブラッグ反射の強度を1/3に減少していることが分かった。
田村 格良; 新居 昌至; 米田 政夫; 佐川 尚司
no journal, ,
競争的資金原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブによる事業を推進するために、C3冷中性子導管の冷中性子輸送効率の向上を実施している。C3冷中性子導管は大別して曲導管部と直導管部に分かれるが、この直導管部の中性子導管の形状を考慮し、中性子ビーム実験装置に有効な冷中性子供給のため、シミュレーションにより輸送効率を評価した。従来の矩形の中性子導管では輸送できなかった発散角度の大きな中性子ビームをビームポートまで供給することで、実験装置位置での中性子ビーム強度を増強することとした。ビームポートで、2A, 0.45度の発散角度を持つ中性子ビームが使用できるように、中性子ミラーの設置角度を考慮したテーパー型中性子導管モデルを作成し、シミュレーション計算を行った。Niミラーを使用した計算の結果、直導管の形状を変えない場合と比較して、中性子ビームの発散角度を考慮したテーパー型を使用すると中性子ビーム強度が1.1倍となることが明らかになった。一方で、3Qcのスーパーミラーを使用することでさらに強度は増加し、利用できる中性子ビーム強度は1.4倍となった。
田村 格良; 新居 昌至; 村山 洋二
no journal, ,
The neutron guides installed in the curved section of C3 cold neutron beam line have been replaced by the neutron guides with supermirror (m = 3). Since the radius of curvature of the C3 beam line was not changed, we should carry out the design of the neutron guides in the straight section of C3 beam line in order to supply the short wavelength neutron. One of the best solutions to above-mentioned problem is to adopt a tapered guide just before the neutron beam port. Therefore, the tapered guide was designed so that neutron beam with the wavelenght of 2 
and with a maximum divergence of 0.45 degree was focused on the monochromator of the neutron beam instrument. Compared with the case of the alignment installed the straight neutron guide with supermirror (m = 3), we obtained that the calculation result of transport efficiency increased by 1.45 times in the case of the alignment installed the tapered neutron guide with supermirror (m = 3) just before beam port.
田村 格良; 永堀 和久; 新居 昌至; 笹島 文雄; 和田 茂
no journal, ,
原子力機構の研究炉加速器管理部では原子力機構量子ビーム応用研究部門及び東京大学物性研究所と共同で「原子力基礎基盤戦略イニシアティブ」の受託研究を実施している。本受託研究では、実験装置へ供給する中性子ビームを増強するために、C3冷中性子導管における中性子輸送の高効率化を実施している。高効率化を進めるために平成22年度に予算を獲得することで、受託研究で計画している改良に加えて7体の中性子鏡管ユニットの製作及び据付を追加で実施できることとした。平成23年度はC3冷中性子導管の据付及び新規C3冷中性子導管の計算による評価を実施したので報告する。C3冷中性子導管の設置は震災の影響を受けて据付工事開始が遅れたが、無事年度内に据付工事は終了した。中性子輸送計算にはMcStasを使用し、改良後は約2倍の増強が得られる計算結果が得られた。据付後検査の位置データを用いての強度計算も実施し、据付誤差を含んだC3冷中性子導管の強度の計算値は、理想の位置に据付けた計算値と比較すると、約1.4%の強度減少にとどまっており、ほぼ設計位置に据付できたと考えられる。
新居 昌至; 滝野 一夫
no journal, ,
研究炉加速器管理部では、JRR-3が停止した後も継続して定常中性子を利用できる後継炉を設計するため、ワーキンググループを設置し検討を開始した。原子力学会2016春の年会において、後継炉の基本設計思想と今後の検討方針について紹介する。
新居 昌至; 津村 貴史; 滝野 一夫
no journal, ,
JRR-3の後継炉として、大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉の設計を進めている。日本原子力学会2016年秋の大会において、検討状況を発表する。
津村 貴史; 新居 昌至; 滝野 一夫
no journal, ,
JRR-3の後継炉として、大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉の設計を進めている。日本原子力学会2016年秋の大会において、検討状況を発表する。
新居 昌至; 津村 貴史
no journal, ,
研究炉技術課で検討している次期試験研究炉は、熱出力30MWのプール型研究炉で、JRR-3の後継炉として大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉を目指している。本発表は、次期試験研究炉の強制循環冷却における熱水力概念設計について述べるものである。設計では、炉心のいかなる場所においても沸騰しない、DNBに対して十分な余裕を持つこと、を基本方針に設定した。熱水力解析の結果、最適な冷却材流速および炉心入口圧力を導き出した。
永武 拓; 津村 貴史; 新居 昌至
no journal, ,
原子力機構では、もんじゅサイトに建設予定の新試験研究炉の炉心及び利用設備の設計と設置許可申請の準備を行っている。設置許可申請において、原子炉の成立性や安全性を評価するため、炉心解析や熱流動解析を行う。本設置許可において熱流動解析コードとしてRELAP5を選択した。RELAP5は原子炉の安全性評価用解析コードとして広く使用されているが、RELAP5はこれまで試験研究炉の設置許可申請に使用された前例がない。そこで日本の試験研究炉の設置許可申請の実績があるコードとのベンチマークを行うことで、試験研究炉における解析への適用性確認を行うこととした。本報では、新試験研究炉と同型のJRR-3を対象とした定常解析のベンチマークについて報告する。本ベンチマークにおける対象コードとして、COOLOD-N2を使用した。COOLOD-N2は試験研究炉の定常熱流動解析コードとして、これまで日本における試験研究炉の設置許可申請に用いられてきた。RELAP5とCOOLOD-N2の結果は良い一致を示しており、定常解析におけるRELAP5の適用性を確認することができた。
