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徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実
JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-001.pdf:1.39MB
研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
堀口 洋徳*; 佐藤 達彦; 熊田 博明*; 山本 哲哉*; 榮 武二*
Journal of Radiation Research, 56(2), p.382 - 390, 2015/03
被引用回数：23 パーセンタイル：69.26(Biology)ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の治療計画のためには、ホウ素の中性子捕獲反応により生成する
粒子やLi原子核に対する細胞生存率の生物学的効果比(RBE)を評価する必要がある。しかし、BNCTによる線量は、粒子やLi原子核のみならず、窒素の中性子捕獲反応により生成する0.54MeVの陽子、水素と中性子の弾性散乱で生成する連続エネルギースペクトルを持つ陽子、水素の中性子捕獲反応で生成する
線とその2次電子など、多様な放射線により構成される。そこで、これらすべての放射線照射に対する細胞生存率のRBEを統一のモデルで評価するため、PHITSとMKモデルを組合せた新たなBNCT用RBE評価モデルを構築した。構築したモデルは、試験管及び水ファントム内で照射したホウ素含有及び非含有細胞の生存率をよく再現可能であり、BNCTの生物学的線量評価の高度化に有用となることがわかった。
中村 剛実; 堀口 洋徳; 柳衛 宏宣*; 新居 昌至
JAEA-Technology 2014-016, 61 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-016.pdf:30.48MB
研究炉加速器管理部では、乳がんに対するBNCTの適用拡大に向けた照射技術の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書は、JRR-4の医療照射設備において乳がん照射を実施する上での課題を解決するための技術開発についてまとめたものである。本報告書では、乳がんコリメータの設計解析、臨床モデルによる線量評価解析、深部線量増強のための検討、乳がん照射の固定方法の検討について実施した。評価結果より、開発した乳がん照射技術がJRR-4のBNCT照射場での乳がん照射において十分適用可能であることを確認した。ここで得られた知見は、他の研究用原子炉を用いたBNCTや将来の加速器を用いたBNCTにおいても有用である。
堀口 洋徳; 中村 剛実; 本橋 純; 樫村 隆則; 市村 茂樹; 笹島 文雄
JAEA-Technology 2012-003, 38 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-003.pdf:2.55MB
研究炉JRR-4では、悪性脳腫瘍や頭頸部癌等に対するホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が実施されている。BNCTは、熱中性子と患者に投与されたホウ素(
B)との核反応を利用した放射線治療法である。JRR-4では、反射体要素の不具合に伴い、全種類の反射体要素について設計仕様の変更が行われた。新たな反射体要素の製作においては、計算解析により中性子ビーム設備への影響を考慮した設計を行っている。反射体要素の据え付け終了後、中性子ビーム設備の性能についてフリービーム実験及び水ファントム実験による確認を実施した。得られた実験結果と本解析手法による結果を比較することにより、BNCTの治療計画に必要となる計算誤差を評価することができた。
堀口 洋徳; 中村 剛実; 熊田 博明*; 柳衛 宏宣*; 鈴木 実*; 佐川 尚司
Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.234 - 237, 2010/10
研究用原子炉JRR-4を用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)では、再発乳癌への適用が検討されている。再発乳癌に対する最適な中性子照射条件の検討を行うため、再発乳癌を模擬した人体モデルに対して線量評価システム(JCDS)を用いた評価を実施した。線量評価モデルは、乳房切除術を施した後に再発した症例を設定して、単門照射(正面方向)及び多門照射(接線方向)について評価を行った。評価結果から、熱中性子ビームを用いることにより、体表付近に発症する再発乳癌に対して効率よく線量を付与し、正常組織(肺,心臓,肝臓)においては、熱外ビームに比べ50%以上線量を低下できることが明らかになった。多門照射を用いた評価でも、生体内に入射した中性子が入射方向に依存しない等方散乱を起こすため、単門照射と同様な生体内の線量分布が得られた。これにより、本再発乳癌評価モデルに対するBNCTでは、他の放射線治療において正常組織の線量の制御に有効である接線方向からの照射ではなく、熱中性子ビームを用いた単門照射が有効であるとの結論に至った。今後も異なる評価モデル,評価パラメータを用いた検討を実施し、最適な照射条件について評価を実施していく。
中村 剛実; 堀口 洋徳; 岸 敏明; 本橋 純; 笹島 文雄; 熊田 博明*
Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.379 - 382, 2010/10
ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に利用されている研究用原子炉JRR-4は、黒鉛反射体損傷によるトラブルで2008年1月に原子炉が停止した。このため、新しい黒鉛反射体を製作(仕様:黒鉛の幅を薄くし、水のギャップを増加)し、炉心内に装荷してある従来の反射体をすべて新しい反射体と入れ換えた炉心で、JRR-4の運転を再開(2010年2月)した。このため、新しい黒鉛反射体でのJRR-4炉心におけるBNCT用中性子ビームの特性実験を行った。実験体系は、コリメータの前に水円筒ファントムを設置し、ファントム内に、裸金線,カドミウム入り金線、及びTLDを配置させることによって、熱中性子束分布及び線量分布を測定した。MCNPコードを用いた計算解析では、反射体変更前に対して、中性子エネルギースペクトルの有意な変化は見られなかったが、相対強度は約8%減少した。また、現在得られている実験結果も、計算解析結果と同じ傾向が見られた。実験及び計算解析との比較評価の詳細は、フルペーパーの中で報告を行う。
熊田 博明*; 中村 剛実; 堀口 洋徳; 松村 明*
Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.414 - 417, 2010/10
In most of clinical studies of BNCT performed at JRR-4, dose given to a patient has been controlled in accordance with limitation of not brain dose in the body but skin dose. This is attributed to the high thermal neutron component of the epithermal neutron beam of JRR-4. The aim of this study is to enhance the therapeutic dose around tumor region by decreasing the thermal neutrons mixed in the beam. To reduce the thermal neutrons, we made a prototype of thermal neutron filter which can cut the thermal neutrons at just before patient. To verify the performance of the filter and the characteristics of the epithermal neutron beam with the filter, phantom irradiation experiments were carried out. And then the experimental values and Monte-Carlo calculations which had been performed to design the filter were compared. The verification results demonstrated that the application of the filter enabled to reduce the skin dose and to enhance the therapeutic dose at deeper region in a body. And the filter application also brings on extension of the irradiation time. We will perform further characteristic measurements for the filter in order to apply the filter to the clinical trials in practical use.
坂田 茉美; 八木 理公; 堀口 洋徳; 平根 伸彦
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.275 - 278, 2009/08
JRR-4において、平成19年12月28日に、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、JRR-4では平成20年1月8日から予定していた運転を延期して、割れの原因調査を行った。割れの原因調査の進捗により、内蔵された黒鉛反射材が設計段階の予想を上回り膨張したことが、割れの主たる要因と推定されたため、割れの生じていない他の反射体要素について放射線透過試験を実施し、その結果を今後の反射体に関する保全に反映させることとした。本報告は、JRR-4反射体要素の割れ事象の原因調査と、今後の反射体要素における管理についてまとめたものである。
堀口 洋徳; 山本 和喜; 岸 敏明; 大竹 真一*; 熊田 博明*
JAEA-Research 2009-015, 38 Pages, 2009/07
JAEA-Research-2009-015.pdf:7.61MB
研究炉JRR-4では、ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究を行っている。その症例数は、悪性脳腫瘍だけでなく頭頸部癌や皮膚癌に対する適用の拡大により増加しており、1日に多数のBNCTを効率よく行うことが要求されている。BNCTは、患者に投与されたホウ素化合物中のホウ素(B)と熱中性子との捕獲反応を利用しており、患者に付与する線量を決定するためには、血液中のホウ素濃度の測定が重要となる。現在は、即発線分析(PGA)が血液中のホウ素濃度測定に用いられているが、原子炉を用いたPGAでは、1日に3回以上のBNCTに対応することができない。原子炉の運転に依存しない高精度な測定が必要であり、誘導結合プラズマ発光分光分析装置(ICP-AES)を用いた測定法の検討を行った。ICP-AESのホウ素標準試料にBSHを用いることにより、複雑な前処理を必要としない、安定した測定が可能となった。PGAを基準として求めた補正係数を用いることにより、目標精度である5%を満足した。これにより、1日に多数のBNCTに対応できる迅速な血液中のホウ素濃度測定法を確立した。
八木 理公; 堀口 洋徳; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛
JAEA-Technology 2008-072, 79 Pages, 2008/09
JAEA-Technology-2008-072.pdf:43.31MB
JRR-4において1体の反射体要素の溶接部に割れを確認した。調査の結果、反射体要素の割れの主たる要因は、要素内部の黒鉛反射材の膨張であり、膨張は高速中性子の低温照射によるものと考えられた。また、放射線透過試験の結果、割れを生じていない他の反射体要素についても黒鉛反射材が照射成長により膨張していることを確認した。JRR-4照射環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観観察及び寸法測定を行った。その結果、いずれの反射体要素においても黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認できた。また、JRR-4環境下における照射成長係数(単位高速中性子照射量あたりの寸法変化率)は、高速中性子照射量2.5
10
n/m
以下において、最大7.1310
%m/n,最低4.2110%m/n,平均5.7110%m/nであった。
横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.
JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB
JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。
平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.
JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB
JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。
堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌
JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB
JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。
米田 政夫; 堀口 洋徳; 山本 和喜; 熊田 博明; 鈴木 実*
no journal, ,
肺癌に対する医療照射の基礎データを得るため、研究炉JRR-4において肺と等価物質を用いた実験を行い、肺内における中性子束分布及び線量を求めた。実験ではアクリル容器,水,肺と等価物質(タフラング)を用いて肺を模擬した。照射中性子のエネルギーとしては熱外エネルギーを用いた。実験体系と同じ体系についてMCNPを用いた計算を行った。それら実験及び計算結果をもとに肺癌に対するBNCTの解析モデルの理想化を図るための検討を行った。
堀口 洋徳; 柴田 大受; 八木 理公; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4は、医療照射(ホウ素中性子捕捉療法),原子力技術者の教育訓練,放射化分析及びその他多くの研究に利用されている。黒鉛反射材を内包する反射体要素のアルミニウム被覆材の溶接部に割れが発見されたため、調査を行い、原因が黒鉛の照射によると推定される成長であることがわかった。他の反射体要素に対して放射線透過試験(RT)を行った結果、すべての黒鉛に成長を確認した。黒鉛の照射量と成長量の関係を明らかにするため、使用履歴の異なる13体の反射体要素を解体し、黒鉛反射材の寸法測定を行った。その結果、黒鉛の温度が200
C以下と推定されるJRR-4の使用環境では、黒鉛の成長は、高速中性子照射量の増加とともに大きくなることを明らかにし、黒鉛の寸法変化率を評価した。
横尾 健司; 八木 理公; 堀口 洋徳; 大山 光樹; 楠 剛
no journal, ,
研究炉JRR-4における黒鉛反射材の成長は中性子の照射による効果と推定した。JRR-4のような低温使用環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、照射成長と高速中性子照射量の関係について調査した。その結果、いずれの反射体要素においても、黒鉛反射材の幅は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認された。黒鉛反射材の寸法変化率は、被覆材ケース寸法以下では高速中性子照射量の増大とともに線形的に大きくなるが、ケース寸法を超えて全長が成長したものは黒鉛の寸法変化率と高速中性子照射量の関係にバラツキが多かった。この原因として、黒鉛反射材と被覆材ケースが接触することにより、黒鉛の寸法変化が抑制されたものと考えられる。
中村 剛実; 米田 政夫; 堀口 洋徳; 熊田 博明; 和田 茂
no journal, ,
JRR-4で実施された肺ファントム実験での実験値と計算値は、中性子線量はよく一致したが、光子線量の実験値は計算値より約13%小さくなった。このため、TLD素子の吸収線量からタフラング、水の吸収線量に換算する方法を検討した。最初に、較正場で照射したTLD(前後を5mm厚のアクリルで挟んだ体系)と肺ファントムで使用しているタフラング、水に対する質量エネルギー吸収係数をPHITSコードで計算した。次に、較正場でのTLD素子の質量エネルギー吸収係数をもとにして、タフラングと水に対する質量エネルギー吸収係数を直接比較することができる条件下でタフラングと水の吸収線量に換算する係数を求めた。また、TLDの測定値から肺と水への吸収線量の換算係数についても同手法で算出した係数を用いた。本手法からの換算係数を用いて肺ファントムのビーム軸に対する線量のプロファイルについて評価を行ったところ、TLD実験値と計算値は約3%で一致した。今後、本手法をBNCT線量評価に適用することにより、光子線量の評価精度が向上できることが期待できるため、早期に臨床研究への適応を目指す予定である。
堀口 洋徳; 山本 和喜; 岸 敏明; 和田 茂
no journal, ,
ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の線量評価には、血液中のホウ素濃度測定が不可欠であり、研究用原子炉JRR-4のBNCTでは、即発線分析(PGA)を用いてホウ素濃度測定を行っている。PGAは、血液試料の前処理を行うことなく、精度よく測定できる利点があるが、原子炉を運転しないと測定できないデメリットもある。BNCTでは、採血後直ちに精度良い測定が望まれているため、原子炉の運転の制約を受けないICP発光分光分析法(ICP-AES)を用いた血液中ホウ素濃度の測定について検討を行った。ICP-AESでは、血液試料の前処理が必要であるが、BNCTには、短時間で測定結果を得る必要があるため、簡易な湿式前処理を採用した。ICP-AESの検量線作成に用いるホウ素標準試料として、BSHを用いた場合、すべての血液試料の平均で系統誤差-4.8%となった。本検討からホウ素標準試料にBSHを用いて、血液試料に簡易な湿式前処理を施すことにより、数分間で精度よく血液中のホウ素濃度測定が可能であることがわかった。
仁尾 大資; 八木 理公; 平根 伸彦; 堀口 洋徳; 寺門 義文
no journal, ,
JRR-3における経年変化事象として、排気塔コンクリートのアルカリ骨材反応と中性化が考えられる。前者はコンクリート内に残存した微量の水分が特定骨材と反応及び膨張することにより、コンクリートに亀裂を生じさせるものである。中性化は圧縮強度に影響を与えないが、もし中性化が鉄筋まで進行すれば鉄筋が腐食し、引張強度に影響を与える。調査の結果、アルカリ骨材反応に関してはエポキシ塗装が有効に働いており、反応が生じていないことがわかった。コンクリートの中性化は生じているものの程度は浅く、問題がないことがわかった。JRR-4において2007年12月に黒鉛反射体要素の溶接部に亀裂が生じていることが観測された。調査の結果、反射体要素内の黒鉛が200C以下の温度場における中性子照射により膨張し容器に亀裂を生じさせたことが判明した。
