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Be(p,xn) reaction for new nuclear data library JENDL-5国枝 賢; 山本 和喜; 今野 力; 岩元 洋介; 岩本 修; 若林 泰生*; 池田 裕二郎*
Journal of Neutron Research, 24(3-4), p.329 - 335, 2023/01
核データライブラリJENDL-5のためにBe(p,xn)反応二重微分断面積の評価を行った。本研究ではまず、理化学研究所で開発された若林関数を内挿法などを工夫してデータベース化し、MCNPやPHITSを用いて薄膜ターゲットに対する検証解析を実施した。それにより、JENDL-4.0/HEや米国のENDF/B-VIII.0と比べて良い予測を与えることを確認した。更に反応断面積の絶対値を若林関数オリジナル値から15%(測定データ間の差異の範囲内で)減少させることにより、更に核データとしての精度が高まることを確認した。以上の知見を投入した新たな核データライブラリJENDL-5を用いることにより、Be(p,xn)反応からの中性子スペクトルや収量を世界一の予測精度で計算することが可能である。
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01
被引用回数：64 パーセンタイル：99.99(Nuclear Science & Technology)The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.
田村 格良; 丸山 龍治; 山崎 大; 中村 清; 山本 和喜; 相澤 一也; 曽山 和彦
Journal of Physics; Conference Series, 528, p.012012_1 - 012012_7, 2014/07
被引用回数：1 パーセンタイル：52.28(Optics)中性子ビーム実験装置の効率的な利用をするために、新たに開発した小型分岐装置を使用してJRR-3のC2冷中性子ビームラインの中性子ビーム実験装置を再配置した。この小型分岐装置は2つの小型マルチチャンネルベンダーを有している。これらのベンダーは0.2mm厚さのシリコン基板の両面にコーティングされたNi/Tiスーパーミラーを使用している。2つのベンダーの曲率半径は938mmであり、20
に曲げるベンダーの長さは320mmである。原子力機構のイオンビームスパッタリング装置を使用して、ベンダーに使用するm=3のスーパーミラーをシリコン基板の両面に成膜した。20に曲げるベンダーの出口に設置された中性子ガイド末端の中性子束を金箔の放射化法により測定した結果、1.58
10
n/cm
/sであった。本研究は、高い反射率を有する両面上に成膜されたスーパーミラーが小型分岐装置に適していることを示した。
佐々木 聡; 須藤 俊幸; 原田 晃男; 栗原 良一; 山本 和喜; 土田 昇; 清水 勇; 野村 俊文
原子力eye, 57(1), p.66 - 75, 2011/01
平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「核燃料サイクルの技術」,「放射線利用」,「放射線防護」の問題と解答のポイントを解説した。
佐々木 聡; 須藤 俊幸; 山本 和喜
原子力eye, 56(12), p.66 - 73, 2010/12
平成22年8月8日に実施された、技術士第二次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、22年度及び過去6回の試験の出題を踏まえて、原子力・放射線部門の技術士第二次試験の出題傾向と対策について解説するとともに、本年度の設問のうち必須科目の問題と解答のポイントを解説した。
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; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信
Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07
被引用回数：11 パーセンタイル：59.85(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.
米田 政夫; 熊田 博明; 石川 正純*; 中村 剛実; 山本 和喜; 松村 明*
Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8, Suppl.), p.S254 - S257, 2009/07
被引用回数：5 パーセンタイル：35.97(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The thermal neutron flux can be easily measured in real time by using the SOF (Scintillator with Optical Fiber) detector. However the irradiation damage under high-intensity neutron flux causes the deterioration of the SOF detector due to the plastic scintillator in which 
LiF is blended. After irradiating the SOF detector for 4 hours (thermal neutron fluence approximately 2.010
neutrons/cm), the sensitivity of the SOF detector decreased by 3.0%. After irradiating the SOF detector for 2 months (thermal neutron fluence approximately 6.410
neutrons/cm), the sensitivity was reduced to 42%. Supposing that the thermal neutron fluence is 210
(neutrons/cm) on the surface of a patient in a BNCT treatment, the sensitivity of the SOF detector is reduced by approximately 0.3%. This report presents investigations on the deterioration of the SOF detector in irradiation experiments.
米田 政夫; 熊田 博明; 石川 正純*; 中村 剛実; 山本 和喜; 松村 明*
Proceedings of 13th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-13) (CD-ROM), 3 Pages, 2008/11
リアルタイムで熱中性子束測定が可能なSOF(Scintillator with Optical Fiber)検出器の照射試験を行い、SOFの中性子劣化特性について調べた。SOF検出器を4時間照射したところ、感度が3%低下することがわかった。この時の中性子フルエンスは約2.010(n/cm)であった。さらにSOFを2か月に渡り使用したところ、感度は42%となることがわかった。この時の中性子フルエンスは約6.410(n/cm)であった。BNCTにおいて患者表面における中性子フルエンスを2.010(n/cm)と仮定すると、1回のBNCTでSOF検出器の感度は約0.3%低下すると考えられるため、今後BNCTにおいてSOFを用いた中性子束の絶対値測定を行うには劣化対策が必要になると考えられる。
米田 政夫; 山本 和喜; 八木 理公; 佐川 尚司
JAEA-Technology 2008-064, 77 Pages, 2008/10
JAEA-Technology-2008-064.pdf:6.7MB
現在、6インチNTDシリコンの生産が行われているJRR-3において、12インチNTDシリコンの均一な照射を行うための手法について、中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを用いた検討を行った。12インチNTDシリコン照射では、6インチNTDシリコンと同じ照射方法では、径方向のドーピング分布の偏差は1.17となる。そこで、径方向に均一(偏差が1.10以下)なドーピングが得られるように熱中性子フィルターを使用することとした。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.0%含有アルミニウムを用いることにより、径方向のドーピング分布の偏差が1.10以下となる見通しを得た。
米田 政夫; 山本 和喜; 楠 剛
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
近年、MVP-BURNに代表されるモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードの普及が進んでいるが、計算能力の問題から、全炉心モデルに対するモンテカルロ法を用いた燃焼計算はほとんど行われてこなかった。そこで本研究では、研究炉JRR-3に対してMVP-BURNを用いた全炉心燃焼計算を行い、炉心特性を評価した。燃焼計算では、燃焼領域の設定によって計算結果に差異が生じる。本研究では、特に可燃性毒物であるカドミウムワイヤーの径方向の燃焼領域設定、及び燃料の高さ方向の燃焼領域設定に着目した。解析の結果、カドミウムワイヤーの径方向の燃料領域分割を行わない場合、40日目(10GWd/t)まではk
を過大評価し、40
80日目では過小評価となった。高さ方向の燃焼領域の分割を行わない場合、80日目(20GWd/t)までは分割を行ったモデルとkの値は比較的よく一致したが、それ以降は分割を行わないモデルではkを過大評価となった。また、初期炉心に対する実際の運転データと計算結果を比較した結果、16日目(4GWd/t)におけるkの誤差
kは1%以内に納まった。
岸 敏明; 本橋 純; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也
JAEA-Technology 2008-054, 99 Pages, 2008/08
JAEA-Technology-2008-054.pdf:3.22MB
JRR-4は、燃料ウラン濃縮度低減化を目的として改造を実施した。この改造の中で利用設備については、簡易照射筒の孔径12cmのLパイプから孔径15cmのNパイプへ大型化した。気送管照射設備については、短寿命放射化分析ができるよう改造を行った。ウラン濃縮度低減化した初装荷炉心と平衡炉心におけるJRR-4利用設備の特性測定結果について報告するものである。簡易照射筒のSパイプ及びDパイプ,水力照射設備,気送管照射設備について、特性測定結果により、改造後のその性能は改造前とほぼ同等の性能であることを確認した。Nパイプの照射均一度については、5%以下を達成することができた。新設した中性子ビーム設備では、中性子束が最大2.210m
・s
であり、即発線分析装置では、中性子束が110
m・sであり、当初の設計目標を満足する値が得られた。これらは、医療照射,医療照射の基礎実験等を行うのに十分な性能である。
八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一
JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB
最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて
Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%5.3%、シリコン中心に対する外周のSi中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。
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。
熊田 博明; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 中川 義信*
Journal of Physics; Conference Series, 74, p.021010_1 - 021010_7, 2007/00
原子力機構では、JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究に不可欠な線量評価システム、JCDSを開発している。JCDSは、中性子照射によって患者に付与される線量をモンテカルロ計算によって評価し、最適な照射条件を導出できる治療計画用ソフトウェアである。JCDSによる評価方法は、医療画像データを用いて患者の3次元モデルを作成し、輸送計算可能なボクセルモデルに変換して、中性子,光子輸送モンテカルロ計算コード,MCNPでの計算を実行し、患部及び周辺組織の線量分布を求めるシステムである。最新のシステムはボクセルのサイズを222mm
まで微細化することにより、線量評価精度を向上させている。また最近のがん診断技術であるPETの画像を活用し、腫瘍領域を適切に評価対象領域として抽出して評価することが可能となった。さらに現在、計算コードをMCNPからPHITSに変更しており、これによりBNCTだけでなく、陽子線治療,重粒子線治療に対する線量評価も実施できるように高度化している。本学会において、JCDSによる評価手法とその評価性能と、最新の技術開発について報告を行う。
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。
熊田 博明; 山本 和喜; 松村 明*; 中川 義信*
放射線, 31(4), p.287 - 297, 2005/10
原研JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に対し、患者に付与される線量を数値シミュレーションによって評価するBNCT線量評価システム、JCDSを開発した。JCDSは、患者の医療画像データをもとに頭部3次元モデルを作成し、このモデルを5mmボクセルと10mmボクセルに分割したマルチボクセルモデルに変換し、中性子,光子輸送モンテカルロコード,MCNPを使って線量分布計算を実行するシステムである。円筒水ファントム実験をJCDSで模擬し、実験値とJCDSの計算値との比較による検証を行った結果から、BNCTの線量評価に対しJCDSが十分な評価性能を有していることを確認した。JCDSの実用化によって、JRR-4において熱外中性子ビームによるBNCTが平成15年度から開始された。本報告は、BNCTの線量評価に要求される基本事項をまとめるとともに、JCDSによる線量評価手法と検証結果について報告するものである。
石川 正純*; 熊田 博明; 山本 和喜; 金子 純一*; Bengua, G.*; 宇根崎 博信*; 櫻井 良憲*; 田中 憲一*; 小佐古 敏荘*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 551(2-3), p.448 - 457, 2005/10
被引用回数：12 パーセンタイル：61.7(Instruments & Instrumentation)ホウ素中性子補足療法(BNCT)の中性子照射中の熱中性子を計測するため、光ファイバーとシンチレータを組合せた広域熱中性子検出器(SOFモニタ)を開発した。このSOFモニタを使うことで、従来の金線放射化法に代わり、BNCT中に患者に付与される熱中性子束をリアルタイムで計測して線量評価を実施することが可能となる。開発したSOFモニタの測定精度を検証するため、JRR-4の中性子ビーム設備を使って水ファントムを用いた照射実験を実施し、ファントム内に配置した金線による熱中性子束との比較を行った。この結果から金線測定値とSOFモニタによる計測値がよく一致することを確認した。またSOFモニターでの計測では、中性子ビーム強度の変化に対してリニアリティがあることを確認した。今後実際のBNCTにも適用して検証を行い、BNCTへの適用性を評価するとともに、線量評価システムと組合せたリアルタイム線量評価技術の開発をすすめる。
柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.
JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB
ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して
4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。
study松村 明*; Zhang, T.*; 中井 啓*; 遠藤 聖*; 熊田 博明; 山本 哲哉*; 吉田 文代*; 櫻井 良憲*; 山本 和喜; 能勢 忠男*
Journal of Experimental and Clinical Cancer Research, 24(1), p.93 - 98, 2005/03
中性子捕捉療法においては、ホウ素化合物による治療効果はアルファ粒子によるものであるのに対し、ガドリニウム化合物はGd(n,)反応による線量の効果である。また、これらの化合物は腫瘍内への取り込み特性も異なっている。2つの化合物を混合したときの効果を調べるため、チャイニーズ・ハムスターのV79細胞を用いて、10B(BSH)を0, 5, 10, 15ppmと、ガドリニウム(Gd-BOPTA)を800, 1600, 2400, 3200, 4800ppmの組合せで取り込ませ、熱中性子ビームによる照射を行い細胞生存率を評価した。その結果、ホウ素化合物とガドリニウム化合物を最適な濃度割合で混合することによって治療効果を増強することができることが明らかとなった。ガドリニウム濃度が高すぎる場合、Gdの断面積が大きいために、ホウ素の中性子捕獲効果を減衰させてしまうと考えられる。
