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山本 哲也*; 松村 明*; 中井 啓*; 柴田 靖*; 遠藤 聖*; 桜井 文雄; 岸 敏明; 熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也
Applied Radiation and Isotopes, 61(5), p.1089 - 1093, 2004/11
被引用回数：54 パーセンタイル：94.65(Chemistry, Inorganic & Nuclear)高位のグリオーマの患者9症例に対して、原研JRR-4を使って混合熱-熱外中性子ビームを用いた術中ホウ素中性子捕捉療法(IOBNCT)を実施した。最大熱中性子束は、1.99
2.77e+9(n/cm
/s)であった。この研究における暫定的なサバイバルデータでは、生存期間の中央値は、悪性神経膠腫に対しては23.2か月、悪性星状細胞腫に対しては25.9か月という結果であり、これは他の放射線治療(追加の放射線治療を施す場合/施さない場合のそれぞれ)の結果と一致している。この結果をもとに熱外中性子ビームによるBSHを用いたIOBNCTの新たなプロトコールを計画することが可能となった。
桜井 文雄; 堀口 洋二; 小林 晋昇; 高柳 政二
Physica B; Condensed Matter, 311(1-2), p.7 - 13, 2002/01
被引用回数：9 パーセンタイル：45.24(Physics, Condensed Matter)JRR-3は1985-1990年において、利用ニーズに対応するため大改造され、その後中性子ビーム実験を中心に利用されている。さらに、使用済み燃料発生の抑制のためのシリサイド燃料化を1999年に実施した。また、ビーム利用要求の増大に対応するために、熱中性子ビーム導管のスーパーミラー化を1998年から実施している。JRR-4においては、1996-1998年において、低濃縮シリサイド燃料化,原子炉施設の更新,医療照射設備の新設等を実施した。JRR-3の将来計画としては、連続中性子ビームの特徴を考慮し、物質・生命科学を中心とした中性子利用研究の一層の推進を図るための設備の整備を進め、大陽子加速器との相補的利用を図る。JRR-4については、医療設備を中心に利用促進を図る。
桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
桜井 文雄
JAERI-Research 99-016, 84 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-016.pdf:2.97MB
最近の試験・研究炉の利用ニーズは、原子力科学の発展に伴いますます高度化及び多様化してきている。また、原子炉として求められる安全性は、動力炉と同様年々厳しくなってきている。このような状況下において、試験・研究炉を先端的研究用ツールとしてより有効に活用していくためには、完全性の向上も含む性能向上を常に図る必要がある。本研究においては、中性子源としての原子炉性能向上の観点からJMTR用高性能燃料要素について、実験利用施設としての利用性能の向上の観点からJMTRにおける高速中性子照射量の評価法について及び原子炉施設の安全性の向上の観点から水冷却型試験・研究炉の冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法について検討した。
桜井 文雄; 島川 聡司; 小森 芳廣; 土橋 敬一郎; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 41(1), p.57 - 65, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)試験・研究炉においては、最近の高度化する利用ニーズ等に対応するため、高ウラン密度燃料材及びCdワイヤ可燃性吸収体を使用する高性能燃料を採取し、炉心性能の向上を図る必要がある。このため、少数群拡散計算法を用いる上記高性能燃料の設計手法を開発した。本報においては、Cdワイヤ入り燃料要素の少数群拡散計算用群定数作成法の開発、臨界実験装置JMTRCを用いた実験による同群定数作成法の検証、同手法を用いてのJMTR用高性能低濃縮燃料要素の設計及び同燃料要素を用いたJMTR炉心の特性試験について報告する。
桜井 文雄; 大友 昭敏; 掛札 和弘; 海江田 圭右
KAERI/GP-128/98, p.205 - 221, 1998/00
JRR-3Mの中性子ビームは、その質及び強度が世界のトップレベルであることから、各種中性子散乱実験装置は100%活用されている。また、各装置に対する利用申込みはマシンタイムの約2倍に達している。このような状況から、研究炉部においては、今後も安定な冷中性子ビームの利用を達成するため、今年度冷中性子源減速材容器の交換を実施する。さらに、より高度な実験要求に応えるため新装置の開発を実施するとともに、より多くの研究者がJRR-3Mの中性子ビームを使用する実験ができるように、既設中性子導管のスーパーミラー導管への交換を計画している。以上のJRR-3M中性子ビーム利用に関する研究炉部の活動について報告する。
中島 照夫; 番場 正男; 舩山 佳郎; 桜井 文雄; 堀口 洋二; 海江田 圭右
Proc. of 6th Meeting of the Int. Group on Research Reactors, p.51 - 56, 1998/00
JRR-4は、軽水減速冷却、濃縮ウランETR型スイミングプール型で熱出力3.5MWである。1965年1月28日臨界以来、1996年1月12日まで幅広い研究者により多くの実験が継続して行われた。JRR-4改造工事は、炉心改造、利用施設設備、原子炉設備の更新のため1996年10月開始した。RERTR計画に従って、新燃料は、形状寸法を変えることなく20%濃縮シリサイド燃料を製作している。利用施設は、BNCTの医療照射施設、短寿命用放射化分析装置、大口径照射装置を設置する。また、計測制御設備更新、原子炉建家改修など多くの工事も行われている。計画は、順調に進められており、1998年7月の再臨界を予定している。
桜井 文雄
エネルギーフォーラム, 43(516), P. 137, 1997/12
医療照射BNCT(Boron Neutron Capture Therapy)には、
線及び速中性子の混入が少ない熱中性子照射場が不可欠である。このため、JRR-2に治療に必要な熱中性子を原子炉から取り出すための医療照射設備を開発整備し、対応してきた。しかし最近、より深部の脳腫瘍にも治療硬化をあげるとともに患者の内体的負担を軽減できる熱外中性子を用いる無開頭BNCTの研究が世界的に開始された。これに対応するため、JRR-4に熱中性子及び熱外中性子を利用できる医療照射設備を現在開発整備している。本報告では、この新しい医療照射設備について紹介する。
山田 毅*; 中島 照夫; 桜井 文雄; 大橋 信芳; 横尾 健司; 出雲 寛互
Advances in Neutron Capture Therapy, 1, p.326 - 330, 1997/00
JRR-2では熱中性子柱を改造し、1990年8月にホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用の医療照射設備が設置された。ビーム口における熱中性子束は1
10
/cm/sである。以来31例の医療照射が行われてきた。JRR-4におけるHEU燃料による運転は1996年のはじめに終了した。新しい医療照射設備が設置され、LEU燃料を用いた利用運転が1998年9月に再開される予定である。近年欧米における熱外中性子を用いたBNCTの分野において目覚ましい発展がみられた。JRR-4の医療照射設備は熱中性子ビームと熱外中性子ビームを選択して取出せるよう計画している。この設備の設計及びビーム性能解析の結果を示す。
齋藤 順市; 星屋 泰二; 桜井 文雄; 酒井 陽之
JAERI-Tech 96-015, 58 Pages, 1996/03
材料試験炉部では、軽水炉等で照射された高燃焼度燃料について、その諸特性をJMTRで再照射しながら把握していくことを目的とした、新しい照射技術の開発を継続して行っている。本報告は、これらの照射技術開発の一環として進めている燃料棒内酸素センシング技術の開発のうち、固体電解質である安定化ジルコニアを用いた酸素センサーの特性試験についてまとめたものである。試験では、参照電極として、Ni/NiO、Cr/Cr
O
及びFe/FeOの粉末を用い、酸素センサーが示す起電力性能とその安定性、センサー寿命等について評価した。その結果、最も安定した起電力を長時間示したジルコニアセンサーの参照極は、Ni/NiO極であることを明らかにした。技術開発の最終目標は、出力急昇時の燃料棒内酸素ポテンシャルの変化を測定することである。
星屋 泰二; 関野 甫; 松井 義典; 桜井 文雄; 江南 和幸*
Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.599 - 603, 1996/00
TiPd系形状記憶合金は、第3元素としてFeやCrなどを添加することにより、変態温度を800Kから室温まで調整できるとともに、2%の形状回復歪を呈することから、高温用形状記憶合金として検討されている。しかしながら、同合金の高温変形挙動に及ぼす照射の影響については明らかではない。本報告は、JMTRにおいてTiPd-Cr系合金の中性子照射実験(照射量:310
m
(E
1MeV)、温度490K)を実施し、照射後X線解説試験結果から、残留歪と照射量の関係について検討した。その結果、TiNi系合金の場合、規則構造はフルエンスとともに変化し、速中性子フルエンスが10mを越えると大きな残留歪を生じた。一方、TiPd-Cr系合金では、照射に伴う残留歪や構造変化は殆ど無かった。TiPd-Cr系合金の照射下の相安定性に関する検討結果から、同合金が優れた耐照射特性を有することを見出した。
島川 聡司; 小森 芳廣; 長尾 美春; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-023, 26 Pages, 1995/03
材料試験炉における中性子スペクトル調整照射に関する検討の一環として、一定照射量(dpa)に対する304ステンレス鋼のヘリウム生成量制御範囲に対する検討を実施した。検討にあたっては、主に熱中性子によって起こる
Ni(n,)
Ni(n,
)
Fe反応を利用して制御を行うものとし、(1)可能な限り熱中性子をカットした照射、(2)標準的な照射、(3)熱中性子を増加させた照射を対象とした。これらのキャプセルを200日間照射した場合(2dpa)、304ステンレス鋼中のヘリウム生成量は、1.4appmから24appmの範囲に制御できることがわかった。このときのHe/dpaの制御範囲は0.7~12である。この検討結果から、ニッケルを含む材料に対する高度な照射試験により、異なるヘリウム生成量に対する照射データが得られ、材料試験炉を用いたヘリウム効果に注目した照射研究の可能性が明らかとなった。
小森 芳廣; 島川 聡司; 小向 文作; 長尾 美春; 明石 一朝; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-020, 63 Pages, 1995/03
国際的な核不拡散政策に沿って原研においても試験研究炉の低濃縮化が進められているが、その一環として、1994年1月、JMTRの全炉心低濃縮化が達成された。JMTRで使用する低濃縮ウラン燃料は、ウラン密度4.8g/cm
のシリサイド燃料であり、可燃性吸収体として燃料要素の側板にカドミウムワイアが挿入されたものである。低濃縮燃料炉心の特性試験結果から、原子炉の停止能力は十分に確保されていること及び従来の中濃縮燃料炉心と同等の負の反応度フィードバック効果を有していることを確認した。運転初期の過剰反応度についても、カドミウムワイヤの効果によりほぼこれまでの中濃縮燃料炉心と同程度に抑えられていることが確認された。また、運転中の過剰反応度変化についても、ほぼ予想通りの結果が得られた。
長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-006, 46 Pages, 1995/02
JMTRのような混合スペクトルをもつ試験炉においては、熱中性子束を調節することにより、高速炉や核融合炉等での照射効果を模擬した照射試験のほか、材料の基礎基盤研究における中性子スペクトル効果の究明等のために照射試験が可能である。核融合炉材料の照射試験を行う場合には、He生成量とはじき出し損傷量の比(He/dpa)を照射効果の指標とし、その比を核融合炉での値に模擬する方法が採用されている。本報告では、JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の検討の一環として、ステンレス鋼(SUS316)を核融合炉条件(He/dpa=15)で照射するための制御能力について検討した。本解析にあたり、SUS316の構成元素Niの熱中性子2段反応Ni(n,)Ni(n,)Feによって生成するHeを評価するため、計算プログラムNIHEを作成した。解析の結果、照射孔の移動と軽水リングの使用によるスペクトル調整を組合せて行うことにより、He/dpa=13~15の範囲内に制御した照射が可能であることがわかった。
小森 芳廣; 横川 誠; 猿田 徹; 稲田 征二; 桜井 文雄*; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 93-227, 73 Pages, 1993/12
JMTR燃料の低濃縮化に係わる安全審査において、JMTRの安全性について全面的な見直しを行った。この中で、試験研究炉の安全設計に関する審査指針等に沿ってJMTRの安全設計の基本的な考え方についてレビューし、また、種々の調査及び検討を行うことにより、JMTRの安全性を再確認した。本報告は、これらの結果を中心に、原子炉の安全確保のための基本的な機能の観点からJMTRの安全設計についてまとめたものである。
柳澤 和章; 宇賀神 光弘; 桜井 文雄*
核燃料工学; 現状と展望, p.285 - 304, 1993/11
日本原子力学会「極限燃料技術」研究専門委員会は、平成元年度から4年度までの調査研究活動を「核燃料工学-現状と展望-」にとりまとめた。この報告書中の第7章は、「研究炉燃料の開発状況」であり、その内容は、7.1高ウラン密度燃料の開発(桜井),7.2燃料の特性と製造(宇賀神、柳澤),7.3照射下ふるまい(宇賀神、桜井、柳澤)となっており、発表者らが共著でとりまとめた。この章に於いては、我が国のデータのみならず欧・米における研究炉燃料の開発状況が、実験的知見に基づいて平易に記述されている。また取扱いの事象も通常運転から事故と多岐に亘っている。
小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 数土 幸夫; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-18, CONF-9009108, 0, p.241 - 248, 1993/00
JMTRの低濃縮化に係る安全解析を行うにあたり、使用するDNB熱流束相関式について実験を含めた検討を実施した。実験では、JMTR燃料要素の冷却水チャンネルを模擬した矩形流路のテストセクションを製作し、JMTRの圧力及び流量範囲におけるDNB熱流束データを採取した。実験データと既存の相関式を比較した結果、低流量及び中間流量域(約10m/s以下)では、Sudoの式が最も良く実験データと合うことが分かった。なお、Sudoの相関式のうちの高流量域の式については、圧力効果が含まれていないため、加圧条件下にも適用出来るようにするために一部修正した。また、この相関式を用いた場合のDNBRの許容限界値としては、1.5とすることが適当であるとの結果が得られた。
小森 芳廣; 桜井 文雄; 石塚 悦男; 佐藤 猛; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.251 - 258, 1993/00
JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポンプを非常用電源に接続して事故発生後も崩壊熱除去のために運転継続することとした。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 小池 須美男; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-098, 81 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、核特性解析を実施した。LEU燃料への移行においては、高ウラン密度のシリサイド(USi)燃料を採用するとともに、(1)連続運転日数を現12日から25日に延長する、(2)サイクルの初期過剰反応度を低減するために、可燃性吸収体として直径0.3mmのカドミウムワイヤを燃料要素の側板に挿入する、の二項目を満足するように変更する予定である。本報告は、JMTRのLEU燃料炉心の核特性解析について述べたものである。解析の結果、LEU燃料炉心の核特性はMEU燃料炉心と同様であること、Cdの可燃性吸収体の使用は有効であることを示している。
小森 芳廣; 大島 邦男; 神永 雅紀; 石塚 悦男; 桜井 文雄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-097, 61 Pages, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化に伴う安全解析に使用するDNB相関式について、検討を行った。安全解析に使用するDNB相関式の検討においては、想定される熱水力条件への適用性を確認すると共に、考慮すべき安全余裕を適切に評価することが重要である。このため、JMTR燃料要素の矩形冷却水流路を模擬した実験装置を製作し、圧力1~13kg/cmabs,流速0~4.4m/sの範囲でDNB熱流束を測定した。実験データと既存のDNB相関式とを比較した結果、JMTR安全解析で使用するDNB相関式としてはSudoの式が最適であることが明らかとなった。なお、同相関式のうちの高流量に対する式については、圧力の効果を考慮して一部補正した。その相関式と実験データとの誤差を検討した結果、最小DNBRの許容限界値としては、1.5が適当であるとの結論を得た。
