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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。
内用療法向け
Acの生成前田 茂貴; 北辻 章浩
エネルギーレビュー, 42(10), p.19 - 22, 2022/09
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製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。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。
上出 英樹
火力原子力発電, 71(11), p.638 - 648, 2020/11
次世代原子炉の開発動向について、原子力機構が開発を進めるナトリウム冷却高速炉を中心に、日本の開発方針、SMRを含む世界の開発状況、原子力機構における技術開発の進展を解説する。
伊藤 主税; 前田 茂貴; 井上 利彦; 富田 英生*; 井口 哲夫*
Radiation Protection, 40(6), p.491 - 495, 2020/11
Nbドシメータは、中性子断面積のエネルギー分布が鉄の弾き出し損傷関数と相似であり、高速中性子照射量や鉄のdpa評価に適するとともに、反応生成核種である
Nbは半減期が16.4年と長く、材料サーベイランス試験における性子照射量モニタになる利点を有する。本研究では、Nbドシメータを溶解・乾燥固化処理して自己吸収効果を低減させるとともに、誘導結合プラズマ質量分析装置でその重量を精度よく求め、誤差4%の高精度で反応率を測定できた。さらに、Nbドシメータ溶解に非放射性Nbを添加することにより、不純物の放射化物である
Taに起因する妨害X線の影響を定量評価し、反応率の測定精度低下を抑制した。本手法を「常陽」のドシメトリーに適用して
Nb(n,n')Nb反応率を測定した結果、Nbドシメータによる測定値と多重放射化箔法による評価値の比は誤差の範囲内で一致し、Nb反応率の高精度測定法を確立した。さらに、レーザー共鳴イオン化質量分析法を用いたNb収率の精密測定法を提案し、Nb原子の超微細構造を利用してNb原子核を選択的に共鳴イオン化する手法を開発した。
根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(8), p.438 - 441, 2020/08
「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。
敦賀総合研究開発センター
JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB
1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。
伊藤 主税; 内藤 裕之; 石川 高史; 伊藤 敬輔; 若井田 育夫
JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011038_1 - 011038_6, 2019/01
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器と格納容器の内部調査への適用を想定して、光ファイバーの耐放射線性を向上させた。原子炉圧力容器内の線量率として想定されている~1kGy/hレベルの放射線環境に適用できるよう、OH基を1000ppm含有した溶融石英コアとフッ素を4%含有した溶融石英クラッドからなるイメージ用光ファイバを開発し、光ファイバをリモートイメージング技術に応用することを試みた。イメージファイバの本数は先行研究時の2000本から実用レベルの22000本に増加させた。1MGyのガンマ線照射試験を行った結果、赤外線画像の透過率は照射による影響を受けず、視野範囲の空間分解能の変化も見られなかった。これらの結果、耐放射線性を向上させたイメージファイバを用いたプロービングシステムの適用性が確認できた。
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02
JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB
高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向
線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向線の検出器応答分布のC/Eは、1.1
1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。
芦田 貴志; 中村 俊之*; 伊東 秀明
JAEA-Technology 2017-024, 198 Pages, 2017/11
JAEA-Technology-2017-024.pdf:55.8MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-1.zip:298.09MBJAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-2.zip:210.77MB
高速実験炉「常陽」では、2007年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内での切り離しに失敗した状態で回転プラグを回転し、MARICO-2の試料部を損傷・変形させ、変形した試料部との干渉により炉心上部機構を損傷させる結果となった。「常陽」の復旧に向けて損傷した炉心上部機構を交換し、MARICO-2試料部を回収することとしたが、MARICO-2試料部については、変形しているうえにハンドリングヘッドが欠損していることから、通常の取扱い手順・経路で回収することができないことが炉内観察により判明した。このため、専用の装置類を新たに設計・製作してMARICO-2試料部を回収することとした。MARICO-2試料部を回収するための装置は、試料部の変形形状に対応した把持機構、回収軌道を調整するためのパンタグラフ機構や落下防止機構を装備したガイド管、収納キャスクとなる試料部回収装置等で構成される。これらの装置の設計については、原子炉容器外での部分的な要素試験及び装置全体のモックアップ試験を実施するとともに原子炉容器内における機能確認等で妥当性の確認を実施した。MARICO-2試料部は2014年9月に回収装置等を用いて、原子炉容器内から成功裏に取り出され、照射後試験のためのホットセル施設に搬送された。これらの装置は、回収作業においてナトリウム冷却型高速炉の実際の環境条件の下で期待される種々の性能をすべて実証することができた。
前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。
芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12
高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。
奥田 英二; 佐々木 純; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2016-017, 20 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-017.pdf:5.75MB
供用中のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内補修作業においては、当該作業の確実な遂行のため、作業監視や観察に用いる原子炉容器内観察技術の確保が必須となる。ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内観察では、高温・高線量率・限定されたアクセスルートの制約により、一般的に、耐放射線ファイバスコープやペリスコープが観察ツールとして用いられるが、高速実験炉「常陽」では、観察画像の画質・鮮明度向上を目的とし、耐放射線カメラを用いた原子炉容器内観察を実施した。本観察を通して蓄積された経験やデータは、稀少な知見として、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術の開発に資するものと期待される。
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。
高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。
宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-042.pdf:16.51MB
ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。
森田 健司; 森本 誠; 久田 雅樹; 福井 康太
JAEA-Technology 2015-038, 30 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-038.pdf:14.65MB
旧廃棄物処理建家(旧JWTF)は高速実験炉「常陽」等から発生する放射性廃液の処理施設として供されてきたが、平成7年に新施設である廃棄物処理建屋(JWTF)に運転を切り替え、供用を終了した。以降、廃止措置に着手するまでの期間、施設の維持管理を継続するとともに解体方法及び除染方法の検討を進めてきた。本報は、平成25年度に実施した、高線量下における内装機器の切断解体技術、遠隔技術の調査・検討と調査・検討結果に基づいて行った高線量下に対応した遠隔解体システムの概念検討の結果について報告するものである。切断技術の調査においては、熱的切断及び機械的切断に大別し、その切断能力、技術的成熟度やコスト評価等に基づき遠隔解体システムについて検討した。旧JWTFの解体対象物は高線量下のタンク類であることから、切断時間及び切断能力、更に作業員の被ばく低減のための遠隔性を考慮するとワイヤーソーが適しているものと考えた。また、ワイヤーソーを中心とした遠隔切断システムの検討を行う一方、遠隔視認システム、二次廃棄物回収システム(局所集塵装置の検討)、揚重・搬送システムなどの要素技術について検討し、旧JWTF解体システムの概念について構築を図った。
大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11
JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB
高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。
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。
