Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
大釜 和也; 堂田 哲広; 太田 宏一*; Wozniak, N.*; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 尾形 孝成*; Shemon, E.*; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.160 - 164, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
Wozniak, N.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 太田 宏一*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.165 - 170, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは、複数のダクトで構成されるダクト列の熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
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.
上出 英樹; 柴田 大受
NREL/TP-6A50-77088 (Internet), p.35 - 38, 2020/09
The flexibility of nuclear technology is one of the significant capabilities for advanced reactors when we consider their commercialization. JAEA has several research and development activities aiming at innovation that will provide further flexibility, including a sodium-cooled fast reactor (SFR) and an HTGR. These activities are as follows: (1) Development of an innovative design evaluation code system for SFR and other advanced reactors, (2) Codes and standards for maintenance of innovative reactors, (3) Fast neutron irradiation using the experimental fast reactor, Joyo, (4) Demonstration of higher safety performance of HTGR and the capability of its application to hydrogen production. The details of these activities and how they contribute to improving the flexibility (i.e., operational flexibility, deployment flexibility, and product flexibility) of advanced reactors, such as SFR and HTGR, are explained in this paper.
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。
杉野 和輝; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09
Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.
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。
伊藤 裕道; 鈴木 信弘; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 長井 秋則; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*; 田中 淳也*; 松坂 康智*; 立野 高寛*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.1058 - 1067, 2015/05
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の復旧のため、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発を進めている。炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブのギャップは最小5mmと小さいため、旧炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、3点支持構造を有するジャッキアップ治具を開発した。また、各ネジジャッキにロードセルを設置し、旧炉心上部機構が炉心上部機構案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、干渉位置を同定する手法を開発した。旧炉心上部機構引抜性確認試験は、2014年5月14日に実施され、旧炉心上部機構が1000mm位置まで許容荷重を超過することなく引き抜くことが可能であることを確認した。本作業で蓄積された稀少な知見・経験は、「常陽」の復旧のみならず、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に大きく資するものと期待される。
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 99-009, p.393 - 0, 1999/09
原研材料試験炉部は、韓国原研核燃料サイクル研究試験チームと、原子力の平和利用分野における研究協力実施取り決め(計画3照射後試験技術の開発)に基づき、照射後試験に関連する情報交換を実施してきた。これらの成果のとりまとめとして第3回日韓セミナーを1999年3月25日から2日間、大洗研で開催した。会議には、原研、韓国原研のほか、漢陽大、JNC、東北大金研施設、NFD、NDC等、総勢84名の参加者を得て、照射後試験の現状と将来計画、照射後試験技術、照射後試験データの評価等に関する計33件の講演があり、高速実験炉用燃料棒の再組立法開発、韓国商用炉破損燃料の原因推定等、最新の報告がなされた。また、次世代の照射後試験に対するナノレベルPIE技術、試験空間や利用に関する柔軟性の確保、さらに施設間の相互協力と国際協力の重要性も指摘された。
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。
渡辺 勝利; 實川 資朗; 浜田 省三; 古平 恒夫; 菱沼 章道
Fusion Engineering and Design, 31, p.9 - 15, 1996/00
被引用回数：6 パーセンタイル：49.33(Nuclear Science & Technology)高速炉JOYOにおいて、668-683Kで最大損傷量22dpa、最大He量9appmまで照射された316オーステナイト鋼を用いて、TIG溶接法による照射後溶接性について検討を行った。得られた結果は、非照射材では溶接金属部破断に伴う延性破壊モードを示したのに対して、照射材では高温(773K)のみならず室温においても粒界脆性破壊モードを示し溶接熱影響部において破断した。照射材で見られたこのような挙動は溶接入熱による粒界He気泡形成と密接に関連しているものと考えられる。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 秋元 正幸; 宮本 喜晟; 桂木 学
JAERI 1247, 78 Pages, 1976/10
高速実験炉「常陽」の運転監視に必要な基本的な詳細データを提供できる計算プログラムを開発することを目的にして、詳細計算コードHONEYCOMB、FDCAL-2およびFATEC-3が作成された。HONEYCOMBは3次元六角格子体系を対象に、拡散モデルによる臨界計算を行う詳細核特性解析コードで、制御棒挿入深度予測と、熱水力コードへの入力する詳細熱出力分布も算出する。さらに燃料ピン毎の熱出力や燃焼の計算も可能である。FDCAL-2は炉容器内の下部プレナムから上部プレナムへ至る。すべての冷却材流路の流量配布を計算する。FATEC-3は指定された集合体(燃料、ブランケット)の内部で温度の詳細分布を計算し、安全性確認のための一つのデータであるホットスポット温度の算出も行う。これら三つのコードは連動してJOYPACシステム内の詳細計算サブシステムを形成して、第I部で述べられている簡易計算サブシステムで必要とする基本詳細データのファイルを作成する。本報告はこれらの計算手法を中心に述べている。
桂木 学; 井上 晃次; 清水 彰直*; 吉野 富士男*; 鈴木 聖夫*; 永山 哲*
JAERI 1246, 49 Pages, 1976/10
高速炉実験炉「常陽」の運転監視コードシステムJOYPACを開発した。これを炉心の核特性および熱水特性の予測計算を行ない、かつ運転後の炉心照射履歴を計算することを目的とした。オフラインのコードシステムである。このコードシステムを使用することにより、「常陽」の多様な運転パターンに対して、炉心の諸特性を簡単な操作で精度良く計算し、安全性を確認することができる。また、運転後には炉心の詳細な照射履歴を短時間に精度良く求めることができる。これには照射試験で要求される全ての運転データおよび炉内特性値が含まれる。さらに、「常陽」のオンライン監視システムへのデータの提供、核物質管理のためのデータも提供できる。本コードシステムは詳細計算サブシステムと簡易計算システムより構成される。本研究報告書PartIは、コードシステム全体の概念を明らかにし、簡易計算サブシステムの内容、「常陽」における運用計画、オンライン監視システムとの関連等について述べている。
佐々木 悠人; 根本 将矢; 前田 茂貴
no journal, ,
運転再開後の高速実験炉「常陽」の利活用についての中で、中性子照射試験及びRI製造(Ac-225製造)について報告する。
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。
Szogradi, M.*; 長家 康展
no journal, ,
第四世代原子炉概念の開発のため、VTTにおいて新ノード法拡散ソルバーが開発されている。その原子炉炉心解析では、モンテカルロ法で群定数を生成し、拡散ソルバーで炉心計算する二段階手法が用いられる。この手法に対する妥当性を評価するため、国際炉物理実験ベンチマークハンドブックで公開されている常陽MK-I炉心の解析を行った。常陽MK-I炉心の群定数を得るためにSerpentモンテカルロコードを用い、その群定数をAntsの入力データとして用いた。中性子スペクトルと出力分布を比較し、Antsコードの一般的な性能評価をするため、SerpentとMVPモンテカルロコードの三次元全炉心モデルによる計算も実施し、三次元Ants常陽モデルを用いて得られた結果と比較した。この比較はAntsノード法拡散ソルバーの高速炉体系に対する初めての妥当性評価となるのものである。
