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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。
矢野 康英; 上羽 智之; 丹野 敬嗣; 吉武 庸光; 大塚 智史; 皆藤 威二
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」で中性子照射したPNC316の引張特性に及ぼす中性子の影響を評価した。PNC316被覆管とラッパ管は、照射温度400ら735
Cで照射量21から125dpaで照射された。照射後の引張試験は室温と照射温度で実施された。照射材の著しい硬化と軟化は確認されたが、照射後の引張延性は工学的なレベルを維持できていた。また、400から500Cの範囲で110dpa照射されたPNC316ラッパ管の最大スエリング量は2.5%であり、10%以上のスエリングが生じたPNC316や15Cr-20Ni鋼のような日本の20%冷間加工材は、塑性不安定は小さかったけれども、十分な延性と加工硬化性能を維持していることが分かった。
大野 修司; 松木 卓夫*
JNC TN9400 2000-106, 132 Pages, 2000/12
高速増殖炉プラントのナトリウム漏えい事故時の熱的影響を評価するための解析コードASSCOPSを使用して、7種類の既往ナトリウム燃焼試験の解析を実施した。雰囲気ガスやナトリウム受け皿の温度、壁温度、雰囲気ガス圧力、酸素濃度等の項目について解析結果と試験測定値を比較することにより、本解析コードを適切な解析パラメータとともに使用することで、ナトリウム燃焼とそれに伴う熱的影響の評価を妥当または保守的な形で実施できることを確認した。
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50
m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。
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。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
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1.4
4.010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。
久保 篤彦
JNC TN9410 2000-010, 72 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-010.pdf:2.14MB
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を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。その間、「常陽」では多くのプラント特性試験データを蓄積しており、これをMK-II炉心の運転開始に先立って原子炉の性能を確認する性能試験、原子炉の安全な運転を確保するためサイクル毎に実施する運転特性試験、高速炉開発に関するデータ取得と解析評価手法の開発・整備のために実施する特殊試験がある。本報告書では、試験項目毎にその内容と結果を示した。また、本文中に記載したデータの他、動特性に関する時系列データを含め、ユーザーがこれらのデータを机上のPC環境下で利用できるように、光磁気ディスクにて支給可能とした。
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。
道野 昌信; 寺野 壽洋; 塙 幹男; 青木 裕; 大久保 利行
JNC TN9410 2000-004, 30 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-004.pdf:0.86MB
高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、運転保守支援システムを開発している。その一環として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理システム(JOYPET:JOYO Plant Operation Management Expert Tool)を開発した。本システムでは、運転管理に必要な次の機能を順次開発して運用を開始した。1.文書管理支援機能2.操作禁止札取付管理支援機能3.工程管理支援機能4.作業可否判定支援機能これにより、プラント運転管理の信頼性の向上に寄与するとともに、管理に要する労力を大幅に削減することができた。
横山 賢治; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
永井 桂一
JNC TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB
本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-001.pdf:1.84MB
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
not registered
PNC TN1340 97-004, 170 Pages, 1997/12
特集「常陽」20周年によせて, 「常陽」20年の歩み, 「常陽」を用いた高速炉技術開発, 高速炉の運転及び保守技術の実績, 高速炉の運転管理及び保守技術の開発, 高速炉の放射線管理と技術開発, 照射試験実績と照射技術, 「常陽」の高度化と利用計画, 「常陽」20周年特集のむすびに, 技術概要:「陸地地下構造フロンティア研究」の現状, 技術報告:TRU廃棄物の処分施設に関する設計研究-岩盤の力学特性及び発熱性廃棄体の影響を考慮した処分空洞径の検討-, 解析的手法によるプラズマジェットトーチの最適化-デコミッショニング技術の開発-, 研究報告:低溶存酸素条件下における炭素鋼の腐食挙動の実験的検討, 高品位ウラン鉱石の密度推定方法, 吸着によるウランと不純物の分離回収法の開発, 概況(平成9年度第2四半期):高速増殖炉の開発, 新型転換炉の開発, ウラン資源・炭鉱と技術開発, ウラン濃縮技術の開発, 核燃料サイクルの開発, 使用済燃料の再処理, 放射性廃棄物の環境技術開発, 新技術開発(フロンティア研究), 核物質管理と核不拡散対応, 安全管理と安全研究, 国際協力:国際会議、海外派遣等, 活動:外部発表、特許・実用新案紹介
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 塩沢 憲一; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-009, 17 Pages, 1996/02
JAERI-Research-96-009.pdf:1.09MB
原研-動燃共同研究「高速炉用炭・窒化物燃料の基礎照射試験」に基づき、高速実験炉「常陽」で照射試験を行うためのウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン1本及び混合窒化物燃料ピン2本を製作した。本報告書は、共同研究の中で、燃料ピンの設計、燃料ペレットの製造、燃料ピンの製作等において、原研が主に担当してきた項目について結果を整理したものである。
礒崎 和則; 辰野 国光; 拝野 寛; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-008, 129 Pages, 1993/07
高速実験炉「常陽」では、プラントの諸特性を把握し、原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に、運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは、運転特性試験のうち、一次主循環ポンプの運転制限条件を把握する系統圧損測定、主冷却器及び主送風機の風量制御特性を把握するベーン・ダンパ開度特性試験、温度制御経の安定範囲を把握するM系列試験及びプラント全体の外乱に対する安定性を把握する安定性試験を対象に試験実施及びデータ処理要領と手順についてまとめたものである。
軽部 浩二; 山崎 学; 吉野 和章; 佐藤 聡; 河井 雅史; 田村 政昭
PNC TN9440 93-012, 83 Pages, 1993/04
高速実験炉「常陽」の1次主・補助冷却系統の運転実績について報告する。主冷却系統は昭和57年1月から平成4年3月まで、補助冷却系統は昭和61年10月から平成4年3月までの運転実積は以下の通りである。1次主冷却系統とも特に大きな支障もなく、順調な運転を継続した。(1)1次主冷却系統主循環ポンプ運転時間は67675時間であり、総合運転時間は105970時間に達した。主循環ポンプの起動回数は212回である。(2)1次補助冷却系統、補助冷却系統は、ナトリウム初充嗔以降ほとんど待機状態であった。補助循環ポンプの運転時間は4767時間であり、総合運転時間は8667時間に達した。循環ポンプの自動起動回数は31回であり、これらの異常時の自動起動ではなく、全て計画的な各種試験によるものである。
野上 嘉能; 加藤 直人; 豊島 光男; 関 正之; 石田 忍; 飛田 典幸; 長井 修一朗
PNC TN8410 93-190, 93 Pages, 1993/03
破損燃料集合体検出装置(FFDL)は、高速実験炉「常陽」炉内で燃料破損が発生した場合、任意の燃料集合体内の燃料要素の破損の有無を同定しようとする装置である。FFDLは、炉停止時に回転プラグ上に据付け燃料集合体内のナトリウムを吸い上げ、ナトリウム中に含まれるFPガスをキャリアガスへ吸着させてFPガス検出装置に導入し、FPガスを検出するものである。昭和60年度には、ガスプレナム部破損に対するFFDLのFP検出性能を確認した。 今回は、燃料カラム部破損に対する検出性能を確認する。このため、FFDL試験用集合体試験用要素(以下、F3Bと称す。)を製造するものである。F3Bは、試験用要素2本、校正用要素1体、ダミー要素27本で構成される。F3Bの試料ペレットは、「常陽」MK-II3次取替用製品ペレットを使用した。F3Bの熱遮蔽ペレットは、「常陽」MK-II取替用熱遮蔽ペレットを使用した。F3Bは、1989年3月に燃料ペレットを受け入れ、1991年4月に要素製造を終了した。本報告書は、要素の製造、加工における諸データを整理、収録したものである。
山岡 光明; 林 秀行
PNC TN9410 92-368, 75 Pages, 1992/12
米国の高速実験炉「FFTF(Fast Flux Test Facility)」においては,高速炉の受動的安全性に関わる反応度フィードバック,特に炉心変形に伴う反応度効果の確認・予測精度向上のため,受動的安全性試験(フェーズIIB試験)が計画されている。その予備解析作業の一環として,炉心湾曲による反応度効果の解析を行った。湾曲反応度は30%流量からのULOF事象を想定して評価された炉心湾曲量をもとにして計算した。(炉心湾曲計算は実験炉技術課で実施)本計算では,二次元RZ体系において基準炉心の燃料反応度分布を関数形表示し,一時摂動近似を適用して湾曲反応度を求めた。報告書では,出力・流量比と湾曲反応度の関係を,集合体間のパッドギャップや炉心拘束機構と炉心間のギャップなどをパラメータとしてまとめた。主な結果は以下のとおりである。1・出力流量比の増加に伴う炉心変形により,集合体間のパッドギャップがとじるまでは正の反応度が印加される。これは集合体頂部の相互作用の反力により,燃焼部が内側へ変位するためである。2・集合体間のパッドギャップがとじた後は,逆に燃料部が外側へ変位を始め,負の反応度が印加される。3・最外周炉心集合体では,湾曲量及び単位湾曲量当たりの反応度効果ともに大きいために,その湾曲挙動が湾曲反応度を支配する。また,本計算作業にあたり湾曲反応度計算コードを作成・整備した。その計算内容と使用方法についても報告する。
