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Th as a long-life 
Ac generator using the experimental fast reactor Joyo佐々木 悠人; 前田 茂貴; 深澤 哲生*; 高木 直行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.154 - 165, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)近年、核医学の分野では、がん細胞に選択的に集まる抗体やペプチドと結合させたAcを利用する標的
線療法が注目されている。それに伴い、Acの需要が高まっているため、代替の製造方法の模索が不可欠となっている。著者らを含む複数の研究者が、
Raを原料とする製造方法を模索しているが、Raの供給量が限られていること、取り扱いが難しいこと、定期的な照射が必要であることなどの課題が残っている。これらの課題に対処するため、われわれは、
Thを原料とし、高速実験炉「常陽」を使用した長寿命のAc製造戦略の開発に焦点を当てた。照射後の化学処理、ターゲットの可用性、生産収率などについて詳細な調査を実施し、最尤値と関連する不確実性を含めた。その結果、原料の濃縮と長期照射が必要であるものの、Acは現在の世界供給量と同等の量で生産できることが明らかになった。さらに、本研究では、文献調査により、照射後の化学処理において、すでに実用化されているTHOREX法を適用することで、トリウムから核分裂生成物や放射性物質などの副生成物を効果的に分離できることが明らかになった。
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
Ac and its uncertainty through the Ra(n,2n) reaction in the experimental fast reactor Joyo佐々木 悠人*; 佐野 亜々留; 佐々木 新治; 岩本 信之; 大内 和希; 北辻 章浩; 高木 直行*; 前田 茂貴
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.509 - 520, 2024/04
被引用回数：9 パーセンタイル：84.33(Nuclear Science & Technology)Ac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の中性子照射によるAc製造量評価、RaからAc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並びに核反応断面積及び解析の不確かさを考慮しても十分なAc製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。また、医療側のニーズを踏まえた製造量についても報告する。
前田 茂貴
放射線科学フロンティア, (5), P. 17, 2024/02
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、国産化への国内の動き、原子力機構の取り組み、「常陽」での照射、試料移送、化学処理、医療側ニーズへの対応を検討した結果の見通しについて報告する。
Ra nuclear data library and its impact on the production amount of Ac via the Ra (n,2n) reaction佐々木 悠人; 岩本 信之; 高木 直行*; 前田 茂貴
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.251 - 260, 2024/02
被引用回数：1 パーセンタイル：23.55(Nuclear Science & Technology)Acは、標的アルファ療法の有望なアルファ放出核種である。しかし、現在のAc供給能力は世界で約63GBq/yであり、これは主にいくつかの研究所に貯蔵されているAcジェネレータであるThの保有量に依存している。このため、代替のAc製造方法が強く望まれている。加速器と原子炉を使用してRaと
ThをターゲットとするAcとその親核種の製造方法の研究開発は、世界中で活発に進められている。著者らは、高速実験炉「常陽」の利活用として、高速中性子スペクトルを用いたRa(n,2n)Ra法に着目した。本研究では、Ac生成のターゲットであるRaの核データライブラリを調査し、さまざまな核データライブラリでAcの製造量を評価し、その違い、影響を評価した。共分散データを含む核反応断面積はTENDL-2021、JEFF-3.3、およびEAF-2010に格納されたが、主要な核データライブラリであるENDFまたはJENDLには格納されていなかった。また、核データライブラリ間に有意な差があり、Raの生成量が有意に異なっており、核データの再評価、共分散データの整備などをJENDLへ提言した。
Ra purity as a target for Ac production using a fast reactor佐々木 悠人; 前田 茂貴
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333, p.5987 - 5996, 2024/02
被引用回数：1 パーセンタイル：23.55(Chemistry, Analytical)研究者たちは、標的アルファ線治療のためのAcが不足しているため、Acの代替製造法を求めている。廃棄物由来のRaを用いる製造法が検討されているが、Raの入手が問題である。そのため、ウラン鉱石からRaを回収する方法を検討する一方で、Th由来の
Raが鉱物に混入することを懸念している。そこで、高速炉を用いたRa核変換によるAc製造法におけるRa汚染の影響を評価した。その結果、製造されたAcには毒性の強いAcが混入していた。しかし、AcとAcの半減期の違いを利用して、5-8日間冷却した後、アクチニウムを化学分離することにより、純粋なAcが得られることがわかった。
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。
内用療法向けAcの生成前田 茂貴; 北辻 章浩
エネルギーレビュー, 42(10), p.19 - 22, 2022/09
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製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。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。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
伊藤 主税; 前田 茂貴; 井上 利彦; 富田 英生*; 井口 哲夫*
Radiation Protection, 40(6), p.491 - 495, 2020/11
Nbドシメータは、中性子断面積のエネルギー分布が鉄の弾き出し損傷関数と相似であり、高速中性子照射量や鉄のdpa評価に適するとともに、反応生成核種である
Nbは半減期が16.4年と長く、材料サーベイランス試験における性子照射量モニタになる利点を有する。本研究では、Nbドシメータを溶解・乾燥固化処理して自己吸収効果を低減させるとともに、誘導結合プラズマ質量分析装置でその重量を精度よく求め、誤差4%の高精度で反応率を測定できた。さらに、Nbドシメータ溶解に非放射性Nbを添加することにより、不純物の放射化物である
Taに起因する妨害X線の影響を定量評価し、反応率の測定精度低下を抑制した。本手法を「常陽」のドシメトリーに適用して
Nb(n,n')Nb反応率を測定した結果、Nbドシメータによる測定値と多重放射化箔法による評価値の比は誤差の範囲内で一致し、Nb反応率の高精度測定法を確立した。さらに、レーザー共鳴イオン化質量分析法を用いたNb収率の精密測定法を提案し、Nb原子の超微細構造を利用してNb原子核を選択的に共鳴イオン化する手法を開発した。
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02
JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB
高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向
線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向線の検出器応答分布のC/Eは、1.1
1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。
芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文
Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。
宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05
本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445
24Wから1589Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。
全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11
JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB
高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。
今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*
Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全線束は300Kの時の全線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。
前田 茂貴; 齋藤 拓人; 内藤 裕之; 伊藤 主税; 関根 隆
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09
高速実験炉「常陽」MK-III炉心は、高速増殖炉開発のみならず軽水炉,核融合、その他の科学分野にとって利用可能な高速中性子場である。照射試験にとって、中性子や線場の照射条件評価は非常に重要である。本論文では、中性子束,放射化反応率及び発熱の詳細な照射場情報を示す。また、炉心管理コードHESTIA,輸送計算コードTORT,モンテカルロコードMCNPの計算精度について実験値との比較を行った。この結果、中性子の評価においては実験値とよい一致を示し、計算手法及び結果を検証するとともに、必要な補正係数を評価した。一方、線発熱においては、炉心中心レベルではよい一致を示したが、上下部軸方向反射体領域において過小評価が確認された。
前田 茂貴; 内藤 裕之; 曽我 知則; 青山 卓史
Nuclear Data Sheets, 118, p.494 - 497, 2014/04
被引用回数：5 パーセンタイル：35.48(Physics, Nuclear)高速炉での発熱の空間分布の評価では、すべての線放出成分を考慮する必要がある。しかし、アクチニド核種の遅発線の生成収率等のデータはJENDLやENDFのような汎用核データライブラリには格納されていない。すべての線生成を考慮するため、JENDL-3.2及びJENDL-4.0に遅発線データを追加した。この修正版のJENDL3.2及びJENDL4.0を用いて、MATXSLIB形式の多群ライブラリを作成した。高速実験炉「常陽」を対象に、固定線源の輸送問題において本ライブラリを適用したところ、線束が遅発線を考慮しない場合に比べて40%増加することが確認できた。また、この計算値の検証として、計測線付実験装置により得られた測定値と比較したところ、3-12%でよい一致を示した。
前田 茂貴; 伊藤 主税; 石原 康平*; 高木 恵輔*; 湊 春奈*; 坂井 陽介*; 河原林 順*; 富田 英生*; 井口 哲夫*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.665 - 669, 2014/04
本研究では、原子炉の使用済燃料棒周辺等における高線バックグラウンド下での中性子測定に向けて、新型の原子核乾板とアンフォールディング手法を組合せた測定手法の開発を行っている。原子核乾板には中性子起因の反跳陽子による飛跡が記録される。反跳陽子の飛跡長は中性子のエネルギーに依存することから、その応答関数を評価し、飛跡長から中性子エネルギースペクトルをアンフォールディングによって評価できることを示した。
