Tough yet flexible superelastic alloys meet biomedical needs

Xu, X.*; 大平 拓実*; Xu, S.*; 平田 研二*; 大森 俊洋*; 植木 洸輔*; 上田 恭介*; 成島 尚之*; 長迫 実*; 貝沼 亮介*; et al.

Advanced Materials & Processes, 180(7), p.35 - 37, 2022/10

https://doi.org/10.31399/asm.amp.2022-07.p035

Metallic biomaterials are widely used to replace or support failing hard tissues due to excellent mechanical properties and high wear resistance, with demand increasing as the global population continues to age. It is widely accepted that successful metallic biomaterials should have good biocompatibility, high corrosion resistance, and strong wear resistance. In addition, a low Young's modulus similar to human bone is now recognized as another important factor, in order to avoid bone atrophy due to the stress shielding effect. While the Young's modulus of stainless steels and conventional fcc CoCr alloys is as high as 190-240 GPa, for -type Ti-base alloys it is generally in the range of 50-80 GPa. Young's modulus values are as low as 35 GPa for Ti-Nb-Ta-Zr, close to that of human bone at approximately 10-30 GPa. However, Ti-base alloys come with the compromise of low wear resistance. In fact, alloys that feature a low Young's modulus along with high wear resistance have been difficult to realize. This article explores the recently developed bcc CoCr-base alloy Co-Cr-Al-Si as a potential solution to these issues, i.e., the difficulty in combining a low Young's modulus with high wear resistance, and the challenge of realizing large superelastic strains.

Features of accelerator-based neutron source for boron neutron capture therapy calculated by Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)

松谷 悠佑; 楠本 多聞*; 谷内 淑恵*; 平田 悠歩; 三輪 美沙子*; 石川 正純*; 伊達 広行*; 岩元 洋介; 松山 成男*; 福永 久典*

AIP Advances (Internet), 12(2), p.025013_1 - 025013_9, 2022/02

https://doi.org/10.1063/5.0077782

ホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)は、腫瘍細胞選択的にホウ素薬剤を集積させ、Bと熱中性子の核反応から発生する線やLiイオンを利用して、腫瘍細胞に効率的に治療する放射線療法である。近年開発の進む加速器型(病院設置型)中性子源により、将来的に数多くの医療施設でBNCTが普及すると期待されている。加速器型中性子源で、BNCTに用いる熱外中性子はLi(p,n)Be反応により生成する。様々な種類の放射線や粒子の挙動を模擬できる放射線輸送計算コードPHITSでは、近年の改良により、日本国内の評価済み核データライブラリー(JENDL-4.0/HE)を使用してLi(p,n)Be反応からの中性子生成の推定が可能となった。本研究では、病院設置型BNCTの治療効果の評価へ向けて、PHITSで考慮されている中性子発生断面積や中性子エネルギー分布の基礎的検証を行った。さらに、熱中性子や反跳陽子の発生数 を試算し、BFガス計数管や固体飛跡検出器CR-39の測定値と比較した。その結果、これらの検証により、PHITSコードがLiターゲットを使用して加速器から生成された中性子を正確に予測できることを確認した。この成果は、PHITSコードが加速器型中性子場の正確な評価と加速器型BNCTの治療効果の予測に有用であることを示すものである。

The Surface composition of asteroid 162173 Ryugu from Hayabusa2 near-infrared spectroscopy

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.

Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04

https://doi.org/10.1126/science.aav7432

小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。

Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.12.063

A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 10 m and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.

Transmission properties of C ions through micro- and nano-capillaries

土田 秀次*; 間嶋 拓也*; 冨田 成夫*; 笹 公和*; 鳴海 一雅; 齋藤 勇一; 千葉 敦也; 山田 圭介; 平田 浩一*; 柴田 裕実*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 315, p.336 - 340, 2013/11

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2013.04.094

Applying the beam-focusing method with capillaries to C projectiles in the velocity range between 0.14 and 0.2 a.u., transmission properties of C ions through two different types of capillaries are studied: (1) a borosilicate-glass single microcapillary with an outlet diameter of 5.5 m, and (2) an AlO multicapillary foil with approximatey 70-nm pores in diameter and a high aspect ratio of approximately 750. Transmitted-particle compositions are measured with the electrostatic-deflection method combined with a two-dimensional position-sensitive detector. In the experiments with the single microcapillary, the main transmitted component is found to be primary C ions, which are focused in the area equal to the capillary outlet diameter. The other components are charge-exchanged C ions and charged or neutral fragments (fullerene-like C and small C particles), and their fractions decrease with decreasing projectile velocity. Similar results are obtained in the experiments with the multicapillary foil. It is concluded from the relative transimission fractions of more than 80% that the C transmission fraction is considerably high for both types of the capillaries in the present velocity range.

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn176/cn176_BoeS.pdf

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

Conceptual design for Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Development of advanced fuel handling system for JSFR

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05

高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; Detail performance of the J-FCU, 25 days extended TSTA loop operation on April-May 1992

林 巧; 小西 哲之; 中村 博文; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Anderson, J. L.*; et al.

JAERI-M 93-084, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-084.pdf:1.14MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所TSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)と全4塔を使用したISS(水素同位体分離装置)を連続した初めての試験であり、25日間連続TSTAループ運転試験の重要な部分として92年4-5月に行われた。試験中、J-FCUは常に安定かつ安全に運転され、ISSとの連結においても大きな問題はなかった。約5Nl/rain程度の、多岐にわたる不純物を含む模擬プラズマ排ガスを連続処理し、ISSへ純水素同位体を排出するとともに、トリチウムを含まないガスをTWT(トリチウム排ガス処理設備)へ排気した。本報告書は、上記J-FCUの性能試験に関する詳細結果をまとめたものである。

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; J-FCU tritium test with full impurities on February, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-082, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-082.pdf:1.03MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。J-FCUは、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、90年に据付けを完了したものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。トリチウム試験は91年3月より開始されており、その一環として、種々の不純物(N,CH,HO)を添加したJ-FCU単独トリチウム試験を92年2月に行った。試験中、2度のコールドトラップの閉塞が生じ、数100Ciのトリチウムをトリチウム排ガス処理設備(TWT)に排出したが、その他の運転上の安全性には問題はなかった。本報告書は、上記試験の詳細をまとめたものであり、システムの健全性と問題点を議論する。

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; First J-FCU test with one gram of tritium on June 1991

小西 哲之; 林 巧; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-080, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-080.pdf:0.86MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合燃料ループの実証試験を行っている。J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)は、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、1990年にTSTAに据付けたものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。据付けから約1年の重水素実験の後、1991年6月に1グラムのトリチウムを用いた初めてのJ-FCU単独トリチウム試験がおこなわれ、単体性能がトリチウムで実証された。本報告書は上記試験の詳細結果をまとめたものである。また、実験後、J-FCUの残留トリチウムインベントリーも調査したので議論する。