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Mehnati, P.*; 森本 茂子*; 谷田貝 文夫*; 古澤 佳也*; 小林 泰彦; 和田 成一; 金井 達明*; 花岡 文雄*; 佐々木 弘*
Journal of Radiation Research, 46(3), p.343 - 350, 2005/09
被引用回数：31 パーセンタイル：63.84(Biology)イオン照射における生物学的効果比(RBE)はLET値とともに増加するが、非常に高いLET領域では逆に減少に転ずる。この現象を説明するため、
Arあるいは
FeイオンビームをCHO細胞に照射し、試料中に混在する非ヒット細胞の割合と、ヒット細胞が分裂を経ずに死に至る間期死の頻度に注目して、照射後の細胞群を長時間に渡って追跡観察した。全細胞中の約20%が非ヒットであり、約10%が照射後も生残し、約70%が分裂死又は間期死を示した。分裂死及び間期死のRBEはLET=200keV/
mあたりではほぼ同じで、30%生残線量では死細胞の約10%が間期死の経路を辿る。この率はLETによって異なり、2000keV/mのFeイオンでは15%に達するがX線では3%以下であった。しかし、1%生残線量のFeイオンで照射された後も、67%が分裂死を示し、33%の間期死を凌駕していた。これらの結果から、間期死は高LET放射線被曝に特異的な細胞死の様相であり、細胞レベルのオーバーキル効果の現れではないことが示唆された。
大久保 忠恒*; 佃由 晃*; 上村 勝一郎*; 村井 健志*; 後藤 健*; 土井 荘一*; 千田 康英*; 高阪 裕二*; 木戸 俊哉*; 村田 保*; et al.
日本原子力学会誌, 43(9), p.906 - 915, 2001/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)我が国の原子力発電では、ウラン資源の有効活用及び稼働率向上を目的として、高燃焼度化が進められており、その一環として通商産業省の支援のもと高燃焼度燃料等確証試験が実施されている。PWRにおいては、高燃焼変化が2段階のステップを踏んで進められており、ステップI燃料(~48GWd/t)は平成元年から使用が開始されている。本報告では、関電(株)高浜3号機で照射されたステップI燃料について照射後試験を行い、その照射挙動について解析・評価を行った。その結果、ペレット,燃料要素,被覆管及び燃料集合体の照射挙動は従来燃料の挙動データから予測される範囲であり、特異な挙動は見られないことが確認され、ステップI燃料の健全性・信頼性を確証することができた。
岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 金井塚 文雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫
JAERI-Research 2000-009, p.36 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-009.pdf:6.16MB
JMTRにおいて最高燃焼度4.1%FIMAまで照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中のウラン、プルトニウム及び核分裂生成物の微視的な挙動を調べた。燃料ペレットのX線回折では、燃料マトリクスの格子定数が、照射前に比べて0.1~0.3%増加していたが、おもに自己照射損傷の蓄積によるものと考えられる。アクチノイド及び核分裂生成物のペレット内の分布は、おおむねペレット内での熱中性子束に依存していたが、Pdについては数m程度の析出が観察された。燃料と被覆管の境界に、プルトニウムとニッケルを含む介在物が観察され、若干の化学的相互作用が生じた可能性が示唆された。
古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美
JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09
ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。
柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 木村 康彦; 小野澤 淳; 長島 久雄; 金澤 浩之; 金井塚 文雄; 天野 英俊
JAERI-Tech 99-044, 46 Pages, 1999/05
未照射岩石型(ROX)燃料及び模擬岩石型燃料について、密度、気孔率及び結晶粒度に関する研究を実施し以下の結論を得た。(1)岩石燃料:推定理論密度(TD)値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThO
で6.2g/ccであった。岩石燃料の理論密度値はUO(10.96g/cc)の約半分であった。本研究から得られた焼結(製造)密度は、ROX-SZRで4.6g/cc(82%TD)、ROX-ThOで5.2g/cc(83%TD)であった。%TDはUOのそれ(通常95%TD)よりかなり小さかった。平均気孔径は約3m、気孔率は17-18%の範囲にあった。結晶粒径は約2mであった。(2)模擬岩石燃料:推定理論密度値は約5.0-5.7g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の理論密度値はUOの約半分であった。本研究から得られた焼結密度は約4.5-5.5g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の%TDは94-98%TDと現行のUO並になった。平均気孔径は約4-8m、気孔率は6%以下であった。結晶粒径は約1-4mであった。
須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00
バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。
松田 慎三郎; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 金井 文雄*; 河合 視己人; 小又 将夫; et al.
Fusion Engineering and Design, 5, p.85 - 100, 1987/00
被引用回数：23 パーセンタイル：87.78(Nuclear Science & Technology)JT-60NBI加熱装置のシステムと特徴についてまとめたものである。
