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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.
伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05
JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度
1.02mmに対し、0.350.1mmの精度で据え付けることができた。
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、144524W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。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
推定器を応用した異常反応度検知システムの開発鈴木 勝男; 鈴土 知明; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.24 - 33, 2004/03
本論文ではディジタル最適H推定器を用いて異常反応度の実時間検知を行うシステムについて議論する。本システムは、反応度バランス法に基づき検知するもので、正味反応度推定器,フィードバック反応度推定器、及び反応度バランス回路から構成される。正味反応度推定器及びフィードバック反応度推定器には、それぞれH最適フィルターが用いられた。正味反応度推定器は特に、非線形核動特性を考慮して設計した。また、高速増殖炉の実験炉「常陽」の数値シミュレーションを用いて、本システムの性能が評価された。その結果、本システムは典型的な反応度外乱1￠を0.1￠の精度で数秒以内に検知し、実用に適用できることを確認した。
岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫
JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01
JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB
原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-Conf 97-006, 178 Pages, 1997/03
照射試験に係わる研究者、技術者が一同に会し、炉内試験の高度化について議論を深め、所内における横断的研究展開を進めるとともに、研究用原子炉における利用の効率的推進に役立てることを目的とする照射基盤ワークショップが1997年1月29日及び30日に、茨城県産業会館(水戸)において開催された。このなかで、国内の研究用原子炉の役割と将来計画、炉内照射試験への取り組み、関連周辺技術の開発、21世紀の炉内照射利用に係わる動向について講演ならびに討論が行われた。本報告書は、16件の講演の内容を収録したものである。また、当日実施した研究用原子炉の利用等に関するアンケート結果についても示した。
佐々木 悠人; 前田 茂貴
no journal, ,
標的粒子線治療は核医学の分野で注目を集めている。この治療法は短寿命の線放出放射性核種と、がん細胞に選択的に蓄積する抗体やペプチドを組み合わせたものである。2016年には前立腺がんに対する線放出放射性核種としてのアクチニウム225(Ac-225)の治療効果が報告され、現在では他のがんへの応用可能性も研究が進められている。この結果、世界的にAc-225の需要が急速に増加している。国際的には、ジェネレーター方式や加速器方式などの製造法が開発されている。日本では、原子力委員会の「医療用等ラジオアイソトープ製造・利用推進アクションプラン」のもと、原子炉や加速器を用いた国内生産が推進されている。原子力機構が保有する高速実験炉「常陽」は、2026年度までの生産実証を計画しており、大規模生産の可能性を秘めている。本シンポジウムでは、Ac-225製造の原理、実証計画の詳細、国内需要を満たすための将来展望について発表する。また、対象核種に必要な品質仕様、特にRa-226とRa-228の比率についても取り上げる。Ra-226は加速器法・原子炉法いずれのAc-225製造においても主要な対象核種であり、その純度は製造プロセスの効率性と安全性を確保する上で極めて重要である。
-ray dose rates on the upper core structure of the experimental fast reactor Joyo伊藤 主税; 山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で行われた旧炉心上部機構(UCS)収納キャスクの遮蔽設計と引き抜き作業の放射線管理に資するため、QADコードによる計算値を炉内の線量率測定結果により補正して、旧UCSの線量率を評価した。この評価手法を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)を用いて、旧UCSが収納された状態のキャスク表面の線強度分布を測定した。一方、前述の評価手法によりキャスク表面の線量率を計算し、PSFの検出器応答を求めてPSFによる測定値と比較した。その結果、計算値は測定値の2倍程度で位置分布の傾向は一致した。計算値と測定値の比を用いて計算値を修正した最終評価値は、サーベイメータによる何点かの測定値とおおむね一致し、線評価手法の妥当性を確認した。
佐々木 悠人; 岩本 信之; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
我が国では、既存の核分裂炉を用いた医療用放射性同位元素(RI)製造のための国内態勢の整備・実現に向けた研究が進められている。濃縮ウラン(HEU, LEU)を原料としない
Mo/
Tcの製造方法として、高速実験炉「常陽」の炉心周辺に設置される中性子減速場を利用した中性子放射化法による効率的なMoの製造を検討した。その結果、ベリリウム充填率60%の中性子減速集合体を用いて照射場で7日間照射することにより、23133TBqのMoを製造できることがわかった。この量は、2週間に1回の供給を考慮しても、国内の1週間分の需要をまかなえる量である。しかし、常陽は年1回の検査で生産継続が難しいため、他の研究炉や加速器とのベストミックスによる供給体制を確立すれば、安定供給は可能であろう。
佐々木 悠人; 岡垣 昌樹; 前田 茂貴
no journal, ,
高速実験炉「常陽」は、OECD加盟国唯一の高速炉である。燃料増殖やナトリウム自然循環による炉心冷却など、高速炉特有の実証試験に利用されてきた。現在は、新規制基準への適合に向けた工事が進められており、2026年度の再稼働を予定している。再稼働後は、高速実証炉の開発、核融合材料等の照射試験、医療用RIの製造など、多目的に活用される予定である。特に、医療用RIの製造は、Acの製造に必要な(n,2n)反応など、高速炉特有の高速中性子スペクトルを最大限に活用する方法だけでなく、Moの製造に必要な(n,)反応のように熱中性子スペクトル環境下での照射も、各種減速材により柔軟に中性子スペクトルを調整することで可能となる。本会議では、高速実験炉「常陽」を用いた医療用RIの製造技術について報告する。
