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論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-4 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 13 Pages, 2019/03

福島第一原子力発電所事故(1F)廃止に向けては、炉心物質の最終的な分布とその特性を理解することが重要である。これらの特性は明らかに各ユニットの事故進展に左右される。ただし、BWRの事故進展挙動には大きな不確かさが存在する。MAAP-MELCOR Crosswalkによって明らかにされたこの不確かさは、既存の実験データと知識では解決できない。冷却材がBWR炉心から失われると、その後のシナリオはTMI-2に代表されるものと「連続ドレン型」というシナリオに分けられる。この分岐点の主な不確かさは、2つの疑問点としてまとめられる。(Q1)高温で燃料溶融に近接した損傷炉心のガス透過性はどのようなものか。(Q2)燃料溶融前の高温炉心の下方移動とその構造材加熱への影響はどうか。これらの問題に取り組むために、炉心物質の溶融および再配置に関わるCMMR実験が行われた。CMMR-4試験では、スランピング直前の炉心状態に関する有用な情報が得られた。酸化物燃料が溶融に近接する条件での炉心の巨視的なガス透過性の存在が確認され(A1)、実際の炉で生じる可能性の高い燃料柱崩壊があった場合、最も高温の燃料は炉心の高温部から効率的に低温部に移動できず、炉心燃料最高温度の効果的な制限や、支持構造の著しい加熱が生じないことを示唆している(A2)。

論文

異材溶接継手の界面破断の力学的要因分析

山下 拓哉; 山下 勇人; 永江 勇二

鉄と鋼, 105(1), p.96 - 104, 2019/01

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

火力・原子力発電プラントの使用温度条件である550度では、フェライト鋼と溶接材の界面で破断が生じる研究結果が報告されている。本研究では、フェライト鋼への溶接時の入熱量が異なる2種類の異材継手を製作した。溶接には高入熱であるプラズマ溶接および低入熱であるティグ溶接をそれぞれ使用した。改良9Cr-1Mo鋼に形成された熱影響部の組織はプラズマ溶接とティグ溶接とで異なっていた。改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600部を用いて試験片を製作し、550度のクリープ試験を実施した。試験より、ティグ溶接を使用した試験片は界面破断し、プラズマ溶接を使用した試験片は界面破断しない結果が得られた。そのため、熱影響部のひずみ分布計測および有限要素解析を実施し、フェライト鋼に形成される熱影響部の変形挙動に着目し界面破断メカニズムを力学的観点で分析した。各溶接法により製作した異材接手のフェライト鋼の界面近傍に形成する熱影響部の特性の違いにより、界面近傍でのひずみ分布に違いが生じることが分かった。界面破断を回避するためには、フェライト鋼界面近傍にクリープひずみ速度が遅い熱影響部を形成させる必要がある。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Metallurgical investigations on creep rupture mechanisms of dissimilar welded joints between Gr.91 and 304SS

山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.

論文

The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor

山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.

論文

Strength of 316FR joints welded by Type 316FR/16-8-2 filler metals

山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.

論文

Material strength evaluation for 60 years design in Japanese sodium fast reactor

永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.

論文

Mechanism of radiation-induced reactions in aqueous solution of coumarin-3-carboxylic acid; Effects of concentration, gas and additive on fluorescent product yield

山下 真一; Baldacchino, G.*; 前山 拓哉*; 田口 光正; 室屋 裕佐*; Lin, M.*; 木村 敦; 村上 健*; 勝村 庸介

Free Radical Research, 46(7), p.861 - 871, 2012/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.39(Biochemistry & Molecular Biology)

クマリンの水溶性誘導体であるクマリン-3-カルボン酸(C3CA)の水溶液中における放射線誘起化学反応について電子線パルスラジオリシス、$$^{60}$$Co $${gamma}$$線照射後の最終生成物分析,決定論的モデルシミュレーションによって調べた。C3CAは水和電子だけでなくOHラジカルとも拡散律速相当の速度定数(それぞれ2.1$${times}$$10$$^{10}$$, 6.8$${times}$$10$$^{9}$$ M$$^{-1}$$s$$^{-1}$$)で反応することがわかった。O$$_{2}$$$$^{-}$$$$^{bullet}$$に対する反応性は確認されなかった。蛍光物質7-ヒドロキシ-クマリン-3-カルボン酸(7OH-C3CA)は高速液体クロマトグラフィに接続した蛍光光度計により検出した。この7OH-C3CAの生成収率は、照射条件により差はあるものの、0.025から0.18(100eV)$$^{-1}$$であった。C3CA濃度, 飽和気体, 添加剤に対する7OH-C3CA収率の変化から、C3CAによるOHラジカル捕捉から7OH-C3CAが形成されるまでには少なくとも二つの経路(過酸化後のHO$$_{2}$$ラジカル放出及び不均化反応)があることが示された。これらの経路を含む反応機構を提案し、シミュレーションを実施した。OHラジカル捕捉後の7OH-C3CAへの変換効率を4.7%とすることで測定結果をよく説明できた。

論文

Production of a fluorescence probe in ion-beam radiolysis of aqueous coumarin-3-carboxylic acid solution, 2; Effects of nuclear fragmentation and its simulation with PHITS

前山 拓哉*; 山下 真一; 田口 光正; Baldacchino, G.*; Sihver, L.*; 村上 健*; 勝村 庸介

Radiation Physics and Chemistry, 80(12), p.1352 - 1357, 2011/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Chemistry, Physical)

クマリン-3-カルボン酸(CCA)水溶液の放射線分解では水分解生成物であるOHラジカルによりCCAが酸化されて一定の比率で蛍光プローブになる。このことを利用し、HIMAC施設において135, 290, 400MeV/uの炭素イオンを水に照射した際のOHラジカル収率をブラッグピーク付近で測定した。ブラッグピークで停止するまでの間に入射イオンはエネルギーを失い、LETが増加するため、トラック構造が密となることを反映してOHラジカル収率が減少する一方、ブラッグピークよりさらに深い下流の領域では核破砕で生成した軽くてLETの低いHやHeなどの二次イオンの照射により、OHラジカル収率は急激に高くなることを明らかにした。核破砕を考慮して上記のようなOHラジカル収率の変化を定量的に説明するために粒子・重イオン汎用3次元モンテカルロコードPHITSを用いて粒子輸送計算を実施したところ、ブラッグピークより上流の領域では測定結果を精度よく説明できた。しかしブラッグピークより下流の領域では測定値に対して、シミュレーションに基づく推定値は15-45%過小評価となり、この差異は線量測定で用いた電離箱と試料セルとのジオメトリの違いが主因となって生じている可能性が高いことが示された。

論文

Production of a fluorescence probe in ion-beam radiolysis of aqueous coumarin-3-carboxylic acid solution, 1; Beam quality and concentration dependences

前山 拓哉*; 山下 真一; Baldacchino, G.*; 田口 光正; 木村 敦; 村上 健*; 勝村 庸介

Radiation Physics and Chemistry, 80(4), p.535 - 539, 2011/04

 被引用回数:18 パーセンタイル:12.26(Chemistry, Physical)

水の放射線分解で生成するOHラジカルをクマリン-3-カルボン酸(3CCA)により捕捉させると、一部が蛍光体である7OH-3CCAになる。この7OH-3CCAの放射線化学収率($$G$$値)を8種のイオンビーム照射に対して測定した。この際、3CCA濃度を0.1から26mMの間で変化させることで、捕捉反応が起こる時間スケールを5.6ナノ秒から1.5マイクロ秒の間で変化させた。報告のあるOHラジカル収率と比べたところ、時間スケールが数十ナノ秒よりも遅い場合には7OH-3CCA収率がOHラジカル収率の約(4.7$$pm$$0.6)%で一定となることがわかり、ビームの種類に依存しないことも明らかとなった。数cGyという低線量でも検出可能なことから、3CCA水溶液中で生成する蛍光体7OH-3CCAはOHラジカルの高感度なプローブとしてさまざまな放射線に対して利用できることが示された。

論文

Determination of the time-dependent OH-yield by using a fluorescent probe; Application to heavy ion irradiation

Baldacchino, G.*; 前山 拓哉*; 山下 真一; 田口 光正; 木村 敦; 勝村 庸介; 村上 健*

Chemical Physics Letters, 468(4-6), p.275 - 279, 2009/01

 被引用回数:25 パーセンタイル:25.79(Chemistry, Physical)

高エネルギー重粒子線による水の放射線分解で生成される$$^{bullet}$$OHをHPLC-ケイ光測定により検出した。$$^{bullet}$$OHのプローブとしてクマリン-3-カルボキシル酸(3CCA)を用いた。このCCAは$$^{bullet}$$OHとの反応の後、ケイ光物質7-hydroxy-coumarin-3-carboxylic-acid (7OH-3CCA)を生成する。7OH-CCAの検出下限は1nMよりも低いため、放射線分解収量が2$$times$$10$$^{-9}$$mol/Jという高い感度で測定できた。4.8-GeV-$$^{12}$$C$$^{6+}$$及び20-GeV-$$^{40}$$Ar$$^{18+}$$照射時の$$^{bullet}$$OH収量をnsから$$mu$$sの間で測定し、$$^{bullet}$$OH収量はそれぞれ2.8$$times$$10$$^{-7}$$から1.3$$times$$10$$^{-7}$$mol/J(LET 11eV/nmの$$^{12}$$C$$^{6+}$$)と1.5$$times$$10$$^{-7}$$から0.9$$times$$10$$^{-7}$$mol/J(LET 90eV/nmの$$^{40}$$Ar$$^{18+}$$)と推移した。これらの結果は文献値とよく一致した。

論文

Water radiolysis with heavy ions of energies up to 28 GeV, 2; Extension of primary yield measurements to very high LET values

山下 真一; 勝村 庸介; Lin, M.; 室屋 裕佐*; 前山 拓哉*; 村上 健*

Radiation Physics and Chemistry, 77(10-12), p.1224 - 1229, 2008/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Chemistry, Physical)

重粒子線照射から100ns後の収量であるプライマリ${it g}$値をこれまで主要な生成物である水和電子,OHラジカル,過酸化水素について中性条件下で測定してきた。この際放射線医学総合研究所の重粒子線加速器HIMACからの$$^{4}$$He$$^{2+}$$, $$^{12}$$C$$^{6+}$$, $$^{20}$$Ne$$^{10+}$$, $$^{28}$$Si$$^{14+}$$, $$^{40}$$Ar$$^{18+}$$, $$^{56}$$Fe$$^{26+}$$といったビームを150-500MeV/uという高いエネルギーを用いてきたが、本研究ではよりブラッグピークに近い領域で照射を実施することにより、LET(線エネルギー付与)をおよそ700eV/nmまで増加させ、従来よりも高いLETビームを用いての測定を実施した。この際、PMMA製のエネルギー吸収材を厚さを制御しながら用いてビームエネルギーを下げたため、飛程末端の確認や、線量較正も注意深く行った。この結果広い範囲のビーム条件で測定結果が得られ、さらにこれをLET依存性だけでなく(${it Z}$$$_{eff}$$/$$beta$$)$$^{2}$$依存性としてプロットしたところLETよりも統一的に異なるイオンを用いた場合の測定結果を表すことがわかった。

口頭

ガン治療用重粒子線による水分解,1; 水分解生成物の収量測定

前山 拓哉*; 勝村 庸介; 山下 真一*; Lin, M.; 室屋 裕佐*; 宮崎 豊明*; 村上 健*; Baldacchino, G.*

no journal, , 

より高いLET領域におけるe-(aq)、H$$_{2}$$O$$_{2}$$の収量測定を行い、イオン種によるトラック構造の違いを見ることができた。また、OH収量の時間変化の類推に3CACの系が適用できる目処がたったが、反応経路の追及や励起波長の選定及び吸収エネルギー補正など、さらに検討を進める必要がある。

口頭

GeV級重粒子線による水分解; 一次収量測定と拡散モデルシミュレーションによるトラック構造の検討

山下 真一; 勝村 庸介; Lin, M.; 前山 拓哉*; 室屋 裕佐*; 村上 健*

no journal, , 

重粒子線はほかの一般的な放射線と比べ、特異な照射効果を与える。この特異性は重粒子線が形成する飛跡(トラック)構造すなわち放射線分解生成物の分布の高密度さに起因すると説明されているがトラック構造やそのダイナミクスに対する知見は十分ではない。実用上重要な中性水溶液にガン治療で用いられているほど高エネルギーの重粒子線を照射する場合に関しては、なおさらである。そこで、これまで放射線医学総合研究所の重粒子線加速器HIMACからのガン治療用GeV級重粒子線を用い、水分解生成物の0.1$$mu$$sにおける収量(一次収量)を測定してきた。この0.1$$mu$$sという時間は局所的に生成する初期生成物の拡散がほぼ落ち着く時間あるいはトラック内反応がほぼ終了した時点と言え、一次収量はトラック構造を強く反映する。本研究はこれまでの一次収量測定結果を適切に記述するパラメータすなわちトラック構造をより適切に記述するパラメータの検討と拡散モデルシミュレーションによって従来から提案されているトラック構造モデルの有効性評価を目指した。

口頭

ケイ光プローブを用いた$$^{.}$$OH収量高感度測定,1; 水分解ラジカルとの反応性と反応機構の検討

前山 拓哉*; 山下 真一; Baldacchino, G.*; 室屋 裕佐*; 田口 光正; 木村 敦; 勝村 庸介

no journal, , 

近年さまざまな分野に拡大している放射線利用の一つにガン治療がある。水が生体細胞の主成分であることからその放射線分解生成物の挙動は間接効果のメカニズム解明において重要である。特にOHラジカル($$^{.}$$OH)が最も重要であるためその検出や収量測定は重要である。実際の治療で用いられる線量(2$$sim$$4Gy)で生成する$$^{.}$$OHは$$mu$$Mに未満であり感度よく検出することが必要なため、本研究では$$^{.}$$OHの収量評価に吸光測定よりも感度の高い発光測定を適用することを目的とした。この際$$^{.}$$OH捕捉剤としてCoumarin-3-carboxylic acid(CCA)を用いた。CCAは$$^{.}$$OHを捕捉した後その一部がケイ光体7OH-CCAに安定化することが知られているが捕捉反応から安定化までの詳細な反応経路は不明なため、主要な水分解ラジカルである水和電子(e$$^{-}$$$$_{aq}$$)や$$^{.}$$OHとの反応性の調査や反応機構の同定も目的とした。

口頭

ケイ光プローブを用いたOH収量高感度測定,2; GeV級重粒子線照射における時間挙動の評価

前山 拓哉*; 山下 真一; Baldacchino, G.*; 田口 光正; 木村 敦; 勝村 庸介; 村上 健*

no journal, , 

放射線医学総合研究所HIMACでガン治療用重粒子線をCoumarin-3-carboxylic acid(CCA)水溶液に照射し、ケイ光プローブ7OH-CCA生成収量からOH収量の時間挙動を評価した。イオン種を変化させ、OHの時間挙動やそこから推察されるトラック構造についても検討した。従来の吸光分析による測定と比べ、線量は二割程度で十分であり結果もよく対応していた。

口頭

Water radiolysis with relativistic heavy ions from HIMAC; Yield measurements and simulations of track reactions

山下 真一; 勝村 庸介; Lin, M.; 室屋 裕佐*; 前山 拓哉*; 村上 健*

no journal, , 

放射線医学総合研究所のHIMACにおいてヘリウムイオンから鉄イオンまでの重粒子線(エネルギーは500MeV/uまでで、これは光速の75.8%)を用い、水の放射線分解について研究を行った。収量測定とトラック内反応を通し、重粒子線トラック構造について検討を行った。具体的にはサブマイクロ秒の時点における生成物収量を広いLETの範囲で測定したほか、ナノ秒からマイクロ秒にかけてのトラック内ダイナミクスについて検討した。さらにトラック内反応でこれらの測定結果を再現し、より微視的なスケールでの検討も行っている。

口頭

Sensitive yield measurement of OH in water radiolysis at the Bragg peak of high; Energy heavy-ions with CCA as a fluorescent probe

前山 拓哉*; 山下 真一; Baldacchino, G.*; 勝村 庸介; 田口 光正; 木村 敦; 室屋 裕佐*; 村上 健*

no journal, , 

高エネルギー重粒子線を使用したがん治療は既に実用化されている。これは基礎研究や臨床研究を通し、その有効性が現象論的に確立されているためである。しかし、そのような有効性が生じる詳細なメカニズムについては依然不明な点も多く、特に生体主成分が水であることから高エネルギー重粒子線による水の放射線分解についての理解が重要と言える。水の放射線分解生成物のうち、OHラジカルが最も間接効果に寄与することが知られているため、これまで幾つかの研究でOH収量が報告されてきた。これらの報告では吸光分析が用いられており、LET増加に伴うOH収量の減少に対して十分な感度があるとは言い難い。そこで本研究ではCCA(Coumarin-3-carboxylic acid)をケイ光プローブとして用い、従来よりも高感度な収量測定を目指した。さらに、報告の少ない高エネルギー重粒子線のブラッグピーク付近におけるOH収量を評価した。

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