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論文

JRR-3の機構所有装置と中性子導管の被害と復旧

脇本 秀一; 笹島 文雄; 永堀 和久; 田村 格良

波紋, 22(3), p.242 - 245, 2012/08

日本中性子科学会誌「波紋」では2012年8月号に「震災からの復興」という特集が組まれ、JRR-3における原子力機構所有装置の復旧について、記事の執筆を依頼された。本記事ではJRR-3に設置された原子力機構所有装置と中性子導管の被害と、平成23年度に行った復旧について概観する。

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

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。

報告書

k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

報告書

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。

報告書

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)製造機能拡充のための外部冷却法対応設備の製作(共同研究)

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。

論文

Evaluation of unintentionally doped impurities in silicon carbide substrates using neutron activation analysis

大島 武; 徳永 興公*; 一色 正彦*; 笹島 文雄; 伊藤 久義

Materials Science Forum, 556-557, p.457 - 460, 2007/00

炭化ケイ素(SiC)基板作製時に意図せずに混入する微量不純物を放射化分析を用いて評価した。昇華法により作製された市販の高品質高抵抗六方晶(4H)SiC及び化学気相成長法により作製された市販のn型立方晶(3C)SiCを試料として用いた。試料表面の汚染を取り除くために有機洗浄(アセトン,エタノール)及び酸(硝酸,フッ酸)処理を行った後に、原子力機構JRR-3にて中性子照射(1時間又は100時間)を行った。k0法により基板に含まれる微量不純物を評価した結果、4H-SiC, 3C-SiCともに、亜鉛,砒素,臭素,モリブデン,アンチモンが含まれることが判明した。また、これ以外にも、4H-SiCからは鉄,タンタル,タングステン,金が、3C-SiCからはランタンが検出された。

論文

Current status of irradiation facilities in JRR-3 and JRR-4

堀 直彦; 和田 茂; 笹島 文雄; 楠 剛

JAEA-Conf 2006-003, p.15 - 23, 2006/05

JRR-3及びJRR-4の照射設備について紹介を行う。また、キャプセル照射の目的別内訳等により現状についても説明する。

論文

Application of neutron imaging plate and neutron CT methods on nuclear fuels and materials

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

IEEE Transactions on Nuclear Science, 52(1), p.313 - 316, 2005/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.84(Engineering, Electrical & Electronic)

本稿では、中性子イメージングプレート(IP)法及び中性子断層法など先進的な中性子ラジオグラフィ法を核燃料に適用した結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ第二撮影室TNRF-2において行った。試験に用いた燃料ピンは、形状・寸法及び濃縮度が制御・調整されたペレットを装荷している。中性子IP法では、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、断面像を取得した。試験の結果、IP法・CT法ともに燃料ピン内のペレットの良好な画像を取得できた。

論文

Performance of upgraded thermal neutron guides with supermirrors at JRR-3

田村 格良; 鈴木 正年; 羽沢 知也; 盛合 敦; 堀 直彦; 笹島 文雄; 曽山 和彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.234 - 237, 2004/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.37(Instruments & Instrumentation)

JRR-3熱中性子導管のNiミラーからNi/Tiスーパーミラーへの改良を行った。その際、スーパーミラーに改良した中性子導管により導かれた中性子ビームの特性試験を行った。2003年の3月に中性子導管末端での中性子の強度は金箔を用いた放射化量を測定することにより求めた。その結果、熱中性子導管末端で以前より6倍の強度になっていることを確かめた。また、熱中性子導管の末端での中性子ビームのスペクトルはTOF測定法を用いて測定した。改良に伴い中性子ビームの波長範囲が広がり、特に改良前に中性子導管の曲率による特性で輸送できなかった短波長の中性子ビームが観測されることとなった。熱中性子導管により導かれた中性子ビームの性能評価の目的のために、McStasを用いたモンテカルロシミュレーションを行った。スーパーミラーの特性は使用している中性子導管の測定値を使用することと実際の設置誤差を入力することにより実際の条件に近い計算を行い、熱中性子導管の計算値と実験値の比較を行った。計算によって得られた値は実験値を再現することを明らかにした。このことにより、TOF測定法を用いることができない中性子ビームポートの中性子スペクトル評価を行うことが可能となった。

論文

FNCA研究炉利用ワークショップ(中性子放射化分析)に参加して

笹島 文雄

Isotope News, (602), p.26 - 27, 2004/06

平成16年1月12$$sim$$16日の期間、文部科学省の主催による2003年度FNCA研究炉利用ワークショップがベトナムダラトにて開催された。アジア原子力協力フォーラム(FNCA)は、日本が主導する原子力平和利用協力の枠組みで、日本,オーストラリア,中国,インドネシア,韓国,マレーシア,フィリピン,タイ,ベトナムの9カ国が参加して、研究炉利用,農業利用,医学利用,原子力広報などの8つの分野で活動している。このプロジェクトの一つである研究炉利用ワークショップの中性子放射化分析プロジェクトに参加し、その会議の目的と内容について紹介する。本原稿は、「Isotope News」誌の「モニタリングポスト」欄において、平成16年6月号(5月31日発行予定)に掲載される予定である。

論文

日本原子力研究所の放射化分析設備・機器

笹島 文雄

放射化分析ハンドブック, p.108 - 118, 2004/03

原研研究炉(JRR-3, JRR-4)において中性子放射化分析を利用しようとする際に必要な利用手続き,研究炉の概要,照射設備,キャプセル形状,放射線計測機器,実験室及び取扱い上の注意事項などの詳細な情報について紹介した。本原稿は、放射化分析手法,放射線計測,分析例などとともに「放射化分析ハンドブック」の一部に掲載され、中性子放射化分析の利用者のためのハンドブックとして放射化分析研究会より公開される。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発,3; 中性子イメージングプレート法及びCT法による未照射燃料ピンの撮影

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 安藤 均*; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2002-001, 23 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-001.pdf:3.79MB

日本原子力研究所ホット試験室では、照射済燃料・材料中のクラック,形状変化及び水素化物等の欠陥・組成分布等を調べる非破壊検査法として中性子ラジオグラフィの有効性に着目し、中性子イメージングプレート法(IP法)や中性子断層撮影法(CT法)等を用いた先進的な中性子ラジオグラフィ技術の照射後試験(PIE)への適用を検討している。IP法及びCT法を核燃料に応用した例は少ないため、照射後試験への適用を検討するための基礎データの収集を必要としている。本稿では、基礎データ収集を目的として行った未照射燃料ピンを用いた中性子ラジオグラフィ試験の結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ装置TNRF-2において行った。中性子イメージングプレート法は、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、燃料ピンの断面画像データを取得した。試験に用いた燃料ピンは、寸法,形状及び濃縮度の異なる複数の燃料ペレットが装荷されており、画像上及び画像解析処理によりそれらの相違を評価した。試験の結果、中性子イメージングプレート法においては、ペレットの形状,ペレット間の寸法の相違及びペレット間の濃縮度の相違が、画像上から確認され、CT法においても、ペレットの断面形状を示す良好な画像が得られた。

報告書

放射化分析支援システムの検証試験(協力研究)

笹島 文雄; 澤幡 浩之*; 鬼沢 孝治*; 市村 茂樹; 大友 昭敏; 伊藤 泰男*; 高柳 政二

JAERI-Tech 2000-073, 49 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-073.pdf:4.43MB

放射化分析支援システムは、放射化分析の経験が少ない利用者でも、簡便で、かつ正確に分析試料の多元素同時分析を行えるように分析作業を支援するためのものである。本検証試験では、放射化分析支援システムの機能、使い易さ、分析の正確さ等についての確認を行った。検証試験の方法としては、JRR-3M PN-3設備に整備した照射装置、測定装置、自動試料交換装置、解析装置及びKo法に基づく解析ソフト「KAYZERO/SOLCOI」を用いて実施し、ゲルマニウム検出器の校正、照射場のパラメータの測定、及び3種類の環境標準試料の分析を行った。本システムによる分析においては、多元素同時分析により合計28元素を定量し、保証値を有する16元素を15%以内の正確さで分析することができたので、システムの紹介とこれらの結果について報告する。

論文

Multielement determination by the KAYZERO/SOLCOI in JAERI

米澤 仲四郎; 松江 秀明; 黒沢 達也*; 笹島 文雄; R.P.Putra*

2nd Int. k$$_{0}$$ Users Workshop Proceedings, 0, p.129 - 133, 1996/00

日本原子力研究所では、JRR-2、JRR-3M、JRR-4の3基の研究用原子炉が稼動中であり、日本国内の中性子放射化分析に利用されている。これらの研究炉は、熱出力3.5~20MWと高出力で、熱中性子束10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$以上の中性子照射をすることができる。発表者らは、JRR-2とJRR-3Mを使用し、$$kappa$$$$_{0}$$法に基づいた中性子放射化分析用コンピュータープログラムKAYZERO/SOLCOIによる多元素定量の検討を行った。中性子照射は、JRR-2気送管(Pn,f=6.5$$times$$10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$)とJRR-3M放射化分析設備(PN-3,f=1.9$$times$$10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$)で1~10min行った。$$kappa$$$$_{0}$$法による分析を行うため、Al-CoワイヤーとZr箔を照射し、照射場の特性測定を行うとともに、各種標準線源を用いてGe検出器の校正を行った。$$gamma$$線スペクトル解析はSAMPO90を使用した。海洋生物、石炭灰及び岩石等の標準物質と各種元素の標準試料の分析を行い、$$kappa$$$$_{0}$$法の精度及び正確さの評価を行った。

報告書

芳香族系ポリエーテル樹脂製照射キャプセルの開発

有金 賢次; 大友 昭敏; 笹島 文雄; 高橋 秀武; 瀬口 忠男; 村上 滋*

JAERI-Tech 94-004, 33 Pages, 1994/07

JAERI-Tech-94-004.pdf:1.37MB

芳香族系ポリエーテル樹脂(BEK)の原子炉照射による機械的性質の変化等を明らかにし、JRR-3M気送管で最大150時間の照射が可能な試料照射用キャプセルを開発した。JRR-3M気送管における試料の照射は、これまでポリエチレンキャプセルの使用で最大20分に制限されてきたが、BEK製キャプセルの開発により長時間の照射が可能になった。また、BEKは、ポリエチレンと同様に誘導放射能が低いことから、照射後の試料の取扱いも簡便である。本報告が、BEKの原子炉照射による特性の変化と、キャプセル開発の研究をまとめたものである。

報告書

医療照射における熱中性子束測定技術

横尾 健司; 鳥居 義也; 鯉淵 薫; 市村 茂樹; 大浦 博文*; 笹島 文雄; 前島 猛*; 茂垣 隆久*; 関根 勝則*; 高橋 秀武

JAERI-M 94-058, 45 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-058.pdf:1.25MB

原子炉を用いたほう素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)による脳腫瘍の医療照射を行うため、原研では、JRR-2熱中性子柱に中性子医療照射設備を整備し、1990年8月に第1例目の医療照射を実施した。以来1993年3月までに、15回の医療照射を行っている。それに伴い、患者の患部照射量を把握するうえで必要な測定装置の整備を進めてきた。整備された測定器は、全線放射化量測定のための$$beta$$-$$gamma$$同時計数装置と、熱中性子束のリアルタイム(同時)モニタリングのための同時モニタ測定装置である。これらの測定装置を用いた測定技術について報告する。

報告書

JRR-3M平衡炉心時の垂直照射孔における中性子束及びカドミ比の測定

大友 昭敏; 笹島 文雄; 石田 卓也*; 前島 猛*; 関根 勝則*; 重本 雅光; 高橋 秀武

JAERI-M 93-154, 46 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-154.pdf:1.5MB

JRR-3改造炉(以下、JRR-3M)は、平成2年10月に改造工事を終了し、平成3年度の第3サイクル終了時に平衡炉心に到達した。JRR-3Mの垂直照射孔のうち重水反射体領域に照射孔のある水力照射設備(HR-1,HR-2)、気送照射設備(PN-1,PN-2)及び放射化分析用照射設備(PN-3)において、炉心がほぼ平衡に達した平成3年6月から8月にかけて、原子炉出力20MWで照射位置での熱中性子束、高速中性子束及びカドミ比の測定を実施した。本報告書は、これらの測定結果について述べたものである。併せて、最近の炉心で得られた結果についても記述した。

口頭

水冷却炉における制御照射の現状と課題

楠 剛; 松井 義典; 笹島 文雄; 高橋 広幸; 相沢 雅夫

no journal, , 

日本原子力研究開発機構には、軽水減速冷却型の照射利用に供している代表的な原子炉として汎用材料試験炉JMTR及び多目的研究炉JRR-3がある。JMTRは、これまでに、計装付き燃料棒に対する出力急昇試験,高温高圧条件での照射き裂進展試験等、さまざまな制御照射を行ってきた。JRR-3は中性子ビーム利用実験に活用されるとともに、材料照射,放射化分析,RI製造,半導体製造等に利用され、計装キャプセルを用いた温度制御下での材料照射,試料回転により均質性を高めた高品位半導体製造等を行ってきた。JRR-3では、今後、大口径試料の均一照射技術等の検討を行う。

口頭

JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の照射成長,1; 容器溶接部損傷に関する原因調査

坂田 茉美; 大山 光樹; 八木 理公; 笹島 文雄

no journal, , 

研究用原子炉であるJRR-4は、軽水を減速材及び冷却材に使用した最大出力3,500kWの原子炉である。JRR-4の炉心は、燃料要素の周囲に反射体要素を配置した構成となっている。このうち、黒鉛反射材を内蔵した反射体要素の1体(SD-86-04)の吊手と被覆材ケースの溶接部に割れが確認されたことから、その原因を調査するため、外観観察,寸法測定及び破断部観察を行った。その結果、損傷の主たる原因は、反射体要素に内蔵された黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと判断した。

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