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報告書

CMIR-6で照射したODS鋼被覆管の照射挙動評価

矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.

JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB

安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。

論文

Current clinical results of the Tsukuba BNCT trial

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$$sim$$2.77e+9(n/cm$$^{2}$$/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。

報告書

頭部モデルファントムの製作及びその脳表面熱中性子束分布測定(協力研究)

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 内山 順三; 能勢 忠男*

JAERI-Tech 2002-092, 23 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-092.pdf:5.22MB

現在の医療照射では金線によって熱中性子束を測定し線量を決定しているため、測定ポイントに限りがあり、照射後に任意の場所の線量評価を行うことができない。これらを補うために線量評価システム等による計算シミュレーションによって線量評価が行われている。本研究では実験による線量評価方法として、人の頭部に忠実な実体ファントムの製作、及び、実際の医療照射時のデータに基づいた照射実験を実施した。実験による線量評価手法の確立には人の頭部に忠実な実体ファントムの製作が重要であり、その製作には光造形技術(Rapid Prototyping Technique)を用いた。さらに、医療照射時の照射条件を模擬して、評価上重要である脳表面の熱中性子束分布を実体ファントムを用いて詳細に測定を行った。この実体ファントムによる実験的詳細評価手法は臨床照射条件にかなり近くすることができ、内部線量の直接測定はもちろんのこと、ファントムに細胞を入れることにより生物学的効果の測定にも利用できる。

論文

Comparison of dosimetry by the realistic patient head phantom and by the patient's brain, and the JCDS calculation; A Clinical dosimetry study

遠藤 聖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.425 - 430, 2002/09

光造形技術を用いて、患者頭部の造形モデルとして写実的なファントムを製作した。この実体ファントムは将来的に線量計画システムの検証に寄与するものである。しかし、外科手術後の脳及び熱中性子遮へい材のモデル化に含まれる困難性のため、線量評価システム(JCDS:JAERI Computational Dosimetry System)を用いた計算,実体ファントム及びin vivo測定(医療照射)との間では十分な一致が見られなかった。幾つか課題があるものの、実体ファントムを用いた実験的シミュレーション技術は、術中BNCTに対してより確実な線量計画のための有効なツールである。

報告書

「もんじゅ」型燃料集合体(MFA-1,2)被覆管の急速加熱破裂挙動評価

吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治

JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB

米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.27$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6$$^{circ}C$$であった。ここで試験加熱速度は5$$^{circ}C$$/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830$$^{circ}C$$の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。

報告書

TRU核種含有燃料取扱に係わる線量当量評価(1)

山本 偉政; 遠藤 秀男; 檜山 敏明; 佐藤 俊一; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 長井 修一朗

PNC TN8410 92-199, 56 Pages, 1992/07

PNC-TN8410-92-199.pdf:1.1MB

TRU核種含有燃料取扱時には、TRU核種から放出されるガンマ線、中性子線による被ばくの増加が懸念されることから、TRU核種含有燃料取扱時の線量当量評価を実施した。本評価では、まずMOX燃料の線量当量評価に使用してきた解析手法がTRU核種含有燃料の線量当量評価に適用可能か否かを線量当量率測定データに基づき検証した。検証の結果、鉛しゃへいがある場合の計算精度に若干の問題点は残るが、MOX燃料の線量当量評価に使用してきた解析手法は、TRU核種含有燃料の線量当量評価に適用可能と判断した。次に現状のプルトニウム燃料施設のグローブボックスにおいて、TRU核種含有燃料を取扱うことが可能か否かについて、しゃへい能力及び線量当量率の観点から評価した。その結果、現状のプルトニウム燃料施設のグローブボックスにおいてTRU核種含有燃料を取扱う場合、しゃへい能力及び線量当量率の両方の観点から、Amを含有するMOX燃料は、その含有量が2w/oであっても、300gのバッチサイズの製造は無理であると判断した。しかし粉末飛散のないあらかじめ固型化されているサンプル(例えばグリーンペレット)であり、鉛入りグローブ、ピンセットを使用すれば、少量なら取扱が可能であると思われる。

口頭

JRR4号炉における非専用運転小動物照射に向けた取り組み

遠藤 聖*; 中井 啓*; 吉田 文代*; 白川 真*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 澤幡 浩之*; 川手 稔*; 斎藤 公明; 熊田 博明; et al.

no journal, , 

原子炉JRR-4施設における小動物照射は、動物実験における倫理的側面,設備,人員などの諸課題について検討、解決しながら実施する必要がある。従来の放射線管理のみの物質照射と比較し、管理運営上の課題が多い。しかしながら、BNCTの新規薬剤合成、あるいは照射技術の改良などには、腫瘍増殖抑制試験といった少なくとも小動物を用いた実験が必須であると考えられる。原子力機構、小動物照射にかかわる国内研究グループ及び東京大学大学開放研究室が協力連携し、中性子ビーム設備を利用した新しい小動物照射装置の開発に取り組んでいる。この装置は、既存の配管や孔などを利用したレール方式で、他の照射を行いながら一度に4$$sim$$6匹程度を照射できるものである。これまでは、限られた利用日に小動物実験を実施してきたが、利用日の制限が緩和されることが予想される。本報告は、JRR-4における小動物照射の現状と課題を検討したものである。

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