JAEAにおける原子炉を用いた医療用放射性核種の製造に向けた取組み

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。

平成26年度研究開発・評価報告書 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)

核融合研究開発部門

JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03

JAEA-Evaluation-2016-002.pdf:2.66MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事前評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成27年4月から平成34年3月までの次期中期計画の概要、核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。

Status and prospect of JT-60 plasma control and diagnostic data processing systems for advanced operation scenarios

栗原 研一; 米川 出; 川俣 陽一; 末岡 通治; 細山 博己*; 坂田 信也; 大島 貴幸; 佐藤 稔; 清野 公広; 小関 隆久

Fusion Engineering and Design, 81(15-17), p.1729 - 1734, 2006/07

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2006.04.058

トカマク型磁気核融合研究は、国際熱核融合実験炉ITERの国際共同建設へと一歩前に進もうとしている中、JT-60を含む既存のトカマク型実験装置は、ITERや将来の核融合発電炉に向け、さらなる先進的運転シナリオの探求を行うことが期待されている。このような状況の中、以下に示す実験上の課題がJT-60において十分検討あるいは克服されなければならないことがわかる。すなわち、高性能のプラズマを定常に維持する方法やほぼ完全にプラズマの不安定性を回避する方法を明確にするという課題である。これを動機としてJT-60では、プラズマ実時間制御及び計測データ収集系のソフトウエアからハードウエアに渡る大規模改造を実施してきた。特に、先進的運転シナリオの探求に不可欠な開発が実施され、一部は既に完成している。これらの開発では、高速ボード計算機を大容量のリフレクティブメモリーを用いたネットワークに接続するという方式を採用した。以上の制御・計測データ収集系開発の結果報告に加えて、これまで20年間に及ぶJT-60を用いたトカマクプラズマ実験運転の経験を踏まえて、核融合発電炉を視野に入れた将来のプラズマ制御・計測データ収集システム構想を試みる。

ITER計画の概要

森 雅博

高温学会誌, 30(5), p.236 - 242, 2004/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/10029252321

ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、併せて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動及び1992年からの工学設計活動を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。ITERはトカマク型核融合実験炉であり、超伝導コイル,真空容器,遮蔽ブランケット,ダイバータ,加熱・電流駆動システム,燃料供給装置,トリチウム取り扱い施設,各種計測装置,遠隔保守システム,冷却システム,電源,建屋等から成り立っている。この中で、技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、ITERの設計は確認された技術ベースをもとにしたものとなっている。

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

Crack propagation tests of HIPed DSCu/SS joints for plasma facing components

秦野 歳久; 後藤 正宏*; 山田 哲二*; 野村 雄一郎*; 斉藤 正克*

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.207 - 212, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00443-9

核融合実験炉においてプラズマ対向機器の一つであるブランケットの使用材料はヒートシンクにアルミナ分散強化銅、構造材にステンレス鋼を冶金的に接合することが提案されている。その接合部は多くの研究から機械的な強度が低下することがわかっているが、解析的に接合部に集中する応力を解くことは非常に困難である。本研究は異材料接合体の破壊挙動評価としてASTMの規格をもとにき裂進展試験を実施した。試験片は接合部にき裂を入れたものと接合部に垂直にき裂を入れたものを用意し、破壊力学からモードIによる挙動を評価した。試験結果より、接合部のき裂は各母材よりも速く進展し、接合部に対して垂直なき裂は接合部に到達したときの応力拡大係数により異なる挙動を示した。

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験 - 燃料ピンの非破壊試験結果 -

勝山 幸三; 永峯 剛; 前田 宏治; 松元 愼一郎

JNC TN9410 2000-009, 65 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-009.pdf:4.36MB

日本国内初の高速炉(実験炉「常陽」)を用いたウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料(以下 炭・窒化物燃料)の照射試験は、高速炉における照射挙動及び燃料ピンの健全性を確認し、新型燃料の評価に資するために実施した。本研究では炭化物燃料ピン1本、窒化物燃料ピン2本を最大燃焼度約40GWd/tまで照射した。炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験は大洗工学センター照射燃料集合体試験施設において平成11年10月から開始し、平成12年3月に終了した。本報告書は炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験結果について報告するものである。主な結果を以下に示す。(1)照射後非破壊試験結果から炭・窒化物燃料ピンの健全性を確認した。(2)炭・窒化物燃料のスタック伸び率は、高速炉用MOX燃料のそれよりも大きく、これは燃料スエリング挙動の違いに起因している現象と予測される。(3)炭・窒化物燃料のスタック部の線強度分布に特異な挙動は確認されなかった。窒化物燃料では下部熱遮蔽ペレット部及び燃料ペレット外周部へのCs137の移動挙動に差異が認められた。炭化物燃料では明確なCs137の移動は確認されなかった。(4)燃料ピン寸法測定から直径ギャップ幅の小さい炭化物燃料及び窒化物燃料ではスタック部にFCMIに起因すると予測される50m前後の外径増加が確認された。一方、直径ギャップ幅の大きい窒化物燃料ではペレットのリロケーションに伴うと予測される比較的顕著なオーバリティが観察された。(5)窒化物燃料のFPガス放出率は3.3%と5.2%を示し、高速炉用MOX燃料と比較すると低い値であった。

「常陽」照射試験サイクル報(第35サイクル)

照射管理課*

JNC TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08

JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB

本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。

高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCmの分析; 分析技術の開発及び測定

逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志

JNC TN9400 2000-058, 49 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-058.pdf:1.22MB

高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済MOX燃料中のCm分析技術の開発及び高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCm同位体の分析を行った。迅速性・簡便性等を考慮した上で、照射済MOX燃料中のCmの同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノール系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、Cmの溶出位置、Am,Eu等の元素との分離能等を把握した。本手法を照射済MOX燃料中のCm分析に適用するにあたり、分離特性の把握試験の結果より分離条件を評価し、溶出液取得条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離によりCmを回収するプロセスを考案した。本プロセスを適用することにより、Cmの高回収率及びAm、Eu・Cs等の不純物の高除去率を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中からのCmの分離試験を実施し、分離したCmを質量分析することにより、照射済MOX燃料中のCm同位体組成比データの測定が可能であることを確認した。一連の試験により、硝酸-メタノール系陰イオン交換法によるCm分離手法を用いた照射済MOX燃料中のCm分析技術を確立した。本分析技術を用いて高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCm同位体の分析を行った。その結果、高速炉内で燃焼度が約60GWd/t以上まで照射されたMOX燃料中のCmの含有率は約1.44.010のマイナス3乗atom%であり、さらに極微量の247Cmが生成することを確認した。また燃焼度が60120GWd/tの範囲ではCm同位体組成比はほぼ一定となることが分かった。

高速実験炉「常陽」冷却材及びカバーガス純度管理データベース(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*

JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。