JRR-3シリサイド燃料平衡炉心における照射設備の中性子スペクトル評価手法の確立

中村 剛実; 小笠原 礼羅; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 山口 淳史; 堀口 洋徳; 平根 伸彦

JAEA-Technology 2026-008, 39 Pages, 2026/07

JAEA-Technology-2026-008.pdf:2.55MB

研究用原子炉JRR-3での照射研究は、熱中性子から高速中性子までを対象に実施されており、照射効果を正確に評価するためには中性子スペクトルの影響を考慮する必要がある。JRR-3は20MWの高出力炉のため燃料と可燃性吸収体のカドミウムワイヤが燃焼し、燃焼度の均一化や長期運転を目的に定期的に燃料のシャッフリングと交換が実施されている。計算解析で確度良く中性子スペクトルを評価するにはこの燃焼履歴を時間的・空間的に正確に再現する必要があるため評価を難しくしている。そこで燃焼を伴うJRR-3シリサイド平衡炉心の照射設備に対して、中性子スペクトルを簡便に確度良く評価できる手法を検討し、評価結果の妥当性を検証した。本手法は、MCNPコードを用いて各照射場の初期推定スペクトルと応答関数を計算し、さらにAu-Al線やNi線等の中性子フルエンスモニターから測定した反応率を用いてSAND-IIによりアンフォールディングするものである。2023年度から2025年度にかけて特性測定を行い、7サイクル分の中性子フルエンスモニターの実測値を用いてアンフォールディングを行った結果、すべてのケースにおいて反応率のC/Eの値が1.000となり収束が良好であること、実測中性子束との差異が水力照射設備HR-1で0.3%以内、気送照射設備PN-2で0.8%以内、垂直照射設備RG-2で0%であることから解スペクトルの結果が妥当であることが分かった。本手法の適用により広く利用ニーズに応えることができ、JRR-3照射場の信頼性が向上することで、照射研究の推進に大きく寄与することが期待できる。

JRR-3原子炉施設における内部溢水影響評価

徳永 翔; 井口 晋太郎; 川村 奨; 平根 伸彦

JAEA-Technology 2022-004, 74 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-004.pdf:2.46MB

JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」への適合性を示すため、平成26年9月に原子炉設置変更許可を申請し、平成30年11月に許可を取得した。その後、原子炉設置変更許可申請書に記載された設計方針に基づき内部溢水の影響評価を実施した。内部溢水に対する法令の要求事項は、施設内で発生した内部溢水により必要な安全機能を喪失しないこと及び施設内で放射性物質を含む液体の溢水が発生した場合に、当該液体が管理区域外へ漏えいしないことの2点である。これらの要求事項に対して、それぞれ溢水源を想定し、必要な安全機能を喪失しないこと及び管理区域外へ放射性物質を含む液体が漏えいしないことを確認した。当該評価については、設計及び工事の計画を分割申請し、順次認可を取得した。本報告書は、JRR-3原子炉施設における内部溢水影響評価の結果を示すものである。

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。

研究用原子炉JRR-4を用いた運転実習及び原子炉物理実験

横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.

JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。

JRR-4熱交換器の管理技術

堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌

JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB

JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。

プール型試験研究炉の設計基準を超える事故の解析

津村 貴史; 平根 伸彦; 中塚 亨; 与能本 泰介

no journal, , 

試験研究炉における等級別扱いを考える上で施設の潜在的な危険性を把握することは極めて重要である。本発表は、JRR-3を例にとり、設計基準を超える事故条件での特性を把握することを目的とする。

Fundamental research on the production of medical radioisotopes (Tb-161, Lu-177) using JRR-3

藤野 隼輔; 千葉 悠介; 橋本 和幸; 河内 幸正*; 佐伯 秀也*; 高島 直貴*; 川端 方子*; 平根 伸彦

no journal, , 

Radioisotopes are widely utilized in Japan as diagnostic and therapeutic agents. However, Japan relies on imports for key nuclides such as Molybdenum-99, which are produced in nuclear reactors overseas. This reliance raises concern that international circumstances could disrupt domestic supply and impede drug development. Therefore, JAEA has undertaken radioisotope production trials using the JRR-3 reactor, which resumed operation at the end of February 2021. Among these efforts, particular focuses are made on production trials for Lu-177 and Tb-161.

JRR-3を用いたRI製造試験(Lu, Tb)

藤野 隼輔; 橋本 和幸; 千葉 悠介; 伊藤 剛人; 佐伯 秀也*; 河内 幸正*; 川端 方子*; 高島 直貴*; 太田 朗生*; 平根 伸彦

no journal, , 

国内で様々な分野でRIが利用されており、特にがん治療や診断などの核医学利用が拡大している。現在流通しているRIの多くが加速器を用いて製造されているが、Mo-99のような原子炉を用いて製造されるRI製造に関しては海外輸入に依存しているため、輸送トラブル等により国内流通及び薬剤開発等に影響を及ぼすことが懸念される。そのため、原子力機構では研究用原子炉であるJRR-3を用いて、国内供給に向けたRI製造に関する研究を行っている。本発表では、Lu-177 (Lu)及びTb-161 (Tb)についての製造研究に関する取り組みを紹介する。