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論文

Oxygen enhancement ratios of cancer cells after exposure to intensity modulated X-ray fields; DNA damage and cell survival

松谷 悠佑; McMahon, S. J.*; Butterworth, K. T.*; 内城 信吾*; 奈良 一志*; 谷内 淑恵*; 嵯峨 涼*; 石川 正純*; 佐藤 達彦; 伊達 広行*; et al.

Physics in Medicine & Biology, 66(7), p.075014_1 - 075014_11, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Engineering, Biomedical)

腫瘍内の低酸素細胞は放射線抵抗性を示し、分割放射線療法の悪性進行を引き起こす。不均質な酸素条件下に存在する腫瘍に線量を付与させる場合、照射野内と照射野外の細胞間で伝達される細胞間シグナリングにより、両者の放射線感受性が変化することが知られている。しかしながら、強度変調照射下において低酸素症が放射線感受性へ与える影響については不明である。本研究では、2種類のがん細胞株(DU145とH1299)を使用して、低酸素症が、照射野内外の細胞に対する放射線感受性(DNA損傷と細胞死)へもたらす影響を研究した。細胞実験の結果から、低酸素症は照射野外の放射線感受性へ明らかに影響を与える一方、その低酸素症の影響の程度(酸素増感効果比)は照射野内細胞よりも小さいことがわかった。DNA損傷ならびに細胞死の両評価対象に対して、照射野外で低減される放射線感受性について一貫した傾向が示された。これらの成果は、強度変調放射線を活用して低酸素下の腫瘍を照射する際の治療計画時において、放射線誘発の細胞間シグナリングを考慮する重要性を示すものである。

論文

A Theoretical cell-killing model to evaluate oxygen enhancement ratios at DNA damage and cell survival endpoints in radiation therapy

松谷 悠佑; 佐藤 達彦; 中村 瑠委*; 内城 信吾*; 伊達 広行*

Physics in Medicine & Biology, 65(9), p.095006_1 - 095006_12, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.12(Engineering, Biomedical)

低酸素圧下で誘導される放射線抵抗性は、分割放射線療法の悪性進行において重要な役割を果たすことが知られている。低酸素圧下における細胞殺傷を予測する一般的なアプローチとして、細胞殺害モデル(例、線形二次モデルなど)を正常酸素圧下と低酸素圧下の両方の生存率データの実測値に適合させ、放射線抵抗性の程度を表現する酸素増感比(Oxygen enhancement ratio: OER)を取得する方法がある。しかしながら、そのような方法では、各酸素分圧条件に対応したモデルパラーメータが必要となり、放射線治療計画の立案で非効率となる。そこで本研究では、DNA二本鎖切断(double-strand break: DSB)をエンドポイントとしたOERと細胞周期を考慮した効率的なモデル(integrated microdosimetric-kinetic (IMK) model)を開発した。開発したモデルと実測の細胞周期データを用いることで、急性的ならびに慢性的に作り出される低酸素分圧条件に対する生存率の実測値の再現に成功した。また、細胞生存率の計算に使用されるOER$$_{DSB}$$は、実験で報告されるDSB比とよく一致することも確認した。本研究は、不確実性を考慮した様々な酸素条件下に対する生物学的有効量(biological effective dose: BED)を提供し、多分割放射線治療計画の立案に貢献することができる。腫瘍内の酸素濃度を医療画像によって定量化することで、開発したモデルにより、より現実的な生体環境における低酸素圧下での細胞殺傷およびBEDの推定を可能とする。

論文

Modeling of yield estimation for DNA strand breaks based on Monte Carlo simulations of electron track structure in liquid water

松谷 悠佑; 甲斐 健師; 吉井 勇治*; 谷内 淑恵*; 内城 信吾*; 伊達 広行*; 佐藤 達彦

Journal of Applied Physics, 126(12), p.124701_1 - 124701_8, 2019/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:74.82(Physics, Applied)

放射線被ばく後の生物学的効果は、DNA主鎖への初期損傷から生じる。DNA損傷はトラック構造解析とフリーラジカル拡散のシミュレーションにより推定可能であるが、両者を考慮した計算は時間を要する。本研究では、PHITSコードで得られる非弾性散乱(電離・電子的励起)の空間分布のパターンのみに着目して、主鎖切断を推定するシンプルなモデルを考案した。このモデルでは、トラック毎のイベント数と10塩基対のサイズに相当する3.4nm以内に存在するイベントの組合せを確率的にサンプリングし、一本鎖切断(SSB)と二本鎖切断(DSB)を計算した。単一エネルギー電子線照射に対するDSB生成率ならびにDSB/SSBの生成率比の計算結果については、他の計算結果や実測値とよく一致した。また、様々な光子照射に対して、DSBをエンドポイントとした生物学的効果比の再現にも成功した。本研究により、電離ならびに電子的励起で構成される非弾性散乱の空間分布のパターンにより、電子線が誘発するDNA主鎖切断の生成率を十分に推定できることが示された。

論文

A Study for proposal of welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo steel for Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)

若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700$$^{circ}$$C were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.

論文

Verification of the estimation methods of strain range in notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(6), p.061403_1 - 061403_12, 2012/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:27.83(Engineering, Mechanical)

2種類の改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体の疲労試験を実施し、その試験結果と有限要素法解析に基づき評価されるひずみ範囲により算定される予測寿命を比較検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法,SEF法,ノイバー則及び日本の高速炉規格で適用されている手法を採用し、比較検討の結果に基づき種々のひずみ範囲予測法に関して、その適用性や保守性について検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法が最も合理的な評価を与える。一方でSRL法を規格として採用するためには適用範囲についての検討が必要であることが明らかとなった。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす予ひずみ及び進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

材料, 61(4), p.377 - 384, 2012/04

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰り返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰り返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても軟化挙動により相殺され寿命中期では、平均寿命がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

ナトリウム冷却高速炉に用いる改良9Cr-1Mo鋼製品の製作性と強度特性,1; 蒸気発生器管板用極厚鍛鋼品

永江 勇二; 江沼 康弘*; 押切 正人*; 伊達 新吾*; 豊吉 晃*; 相澤 大器*; 小山 庸一*; 柳沢 祐介*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.161 - 169, 2011/07

実証施設の蒸気発生器管板に改良9Cr-1Mo鋼極厚鍛鋼品の適用が検討されているが、本鍛鋼品はこれまでに製造実績のない大きさ,形状となることから、実規模レベルの試作材を製造し、その製作性及び機械的特性の確認を行った。本試作は次の2点に留意して計画を行った。本試作体は偏析低減の観点から$$phi$$1800mmESR(エレクトロスラグ溶解法)鋼塊より製造し、実機製造時にも同種の鋼塊の使用を計画している。試作体と実機で鋼塊重量が異なるものの、試作体では実機相当の鋼塊性状が得られるものと思われる。また、試作体の熱処理に対して実機管板とほぼ同一の板厚形状及び熱処理条件を適用することにより、実機で予想される熱処理起因の機械的性質の板厚方向分布を模擬することが可能となる。

論文

改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ強度特性評価

若井 隆純; 永江 勇二; 高屋 茂; 小原 智史; 伊達 新吾*; 山本 賢二*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.147 - 159, 2011/07

FBR温度領域におけるType-IV損傷の顕在化について検討することを目的として改良9Cr鋼溶接継手長時間クリープ試験,クリープ疲労試験,破断後の溶接継手試験片の観察・分析等の強度データ取得及び破壊形態調査を実施した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

第48回高温強度シンポジウム前刷集, p.110 - 114, 2010/12

次世代高速炉の冷却系機器に採用予定の改良9Cr-1Mo鋼に対して、進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に及ぼす影響を調査した。単軸丸棒試験片に対して定ひずみ範囲に加えて、進行性ひずみとして各サイクルで非弾性ひずみを与えながら疲労及びクリープ疲労試験を実施した。累積非弾性ひずみ量などをパラメータとして試験を実施し、高速炉で規定される非弾性ひずみの制限の範囲内では進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に有意な影響を与えないことを明らかにした。

論文

Verification of the prediction methods of strain range in notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/07

高温における構造物のひずみ範囲予測法の妥当性を検証するため、切り欠き試験片による低サイクル疲労試験を実施した。試験はJSFRの冷却系機器・配管材として採用される予定の改良9Cr-1Mo鋼により実施し、疲労試験中のき裂の発生及び進展状況を観察した。この試験結果と有限要素法解析に基づくひずみ範囲予測法であるSRL法,弾性追従による予測法,ノイバー則による予測法及び既往の高温構造設計方針における評価法を比較し、その適用性等について述べる。

論文

Creep strength evaluation of welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel for Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR)

若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550$$^{circ}$$C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,4; ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響

川崎 信史; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.535 - 536, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼のクリープ疲労強度に与える影響をラチェットクリープ疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C,ひずみ範囲0.5%及び0.7%,保持時間1時間の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。試験中、最大平均応力の上昇は観察されなかった。そのため累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は、疲労寿命に対する影響より小さくなったものと考えられる。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,5; ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響

岡島 智史; 伊達 新吾*; 川崎 信史; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.537 - 538, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼の疲労強度に与える影響を、ラチェット疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$C未満、ひずみ範囲0.5%及び0.7%の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、疲労強度の低下は修正Goodman線図の考え方を利用することで、蓄積した最大平均応力から予測可能であることが明らかになった。以上の関係と、累積非弾性ひずみ量に対する平均応力の蓄積傾向より、累積非弾性ひずみ量が2%以下であれば、疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。

論文

Development of high-chromium steel for sodium-cooled fast reactor in Japan and creep-fatigue assessment of the steel

若井 隆純; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 青砥 紀身; 久保 重信*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 85(6), p.352 - 359, 2008/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:41.68(Engineering, Multidisciplinary)

ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の化学成分仕様及び材料特性式を暫定するとともに、同鋼のクリープ疲労強度評価を行った。材料特性試験や金属組織の観察・分析の結果から、延性・靭性を改善するには、タングステンを減らすべきであることを示した。そして、ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の暫定仕様を示し、繰返し応力ひずみ関係式やクリープひずみ式といった材料特性式も提示した。これらの材料特性式を用いて同鋼のクリープ疲労強度評価を行ったところ、かなり保守的な予測結果が得られた。これは、初期応力が過大に見積もられたことに起因するクリープ損傷の過大評価が原因であることがわかった。クリープ疲労強度評価法には、改良する余地があることがわかった。

論文

Present status of development of high chromium steel for Japanese FBR components

若井 隆純; 青砥 紀身; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 柴本 宏

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.399 - 407, 2008/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.69(Nuclear Science & Technology)

本研究では、高速炉構造用高クロム鋼の仕様及び材料強度基準の暫定案を提示する。靭性及び延性の改善を目的として、タングステンとモリブデンの比率を変化させた幾つかの仕様の高クロム鋼に対する材料強度試験や金属組織観察を行った。さらに材料特性に及ぼす熱処理条件の影響についても検討した。それらの結果に基づいて、延性や靭性を向上させるにはタングステン量は減じたほうが良いこと、熱処理条件の変更では長時間の材料特性の改善は難しいことを明らかにした。また、高速炉構造用高クロム鋼の暫定仕様を提示し、その仕様について材料強度基準暫定案を提示した。この材料強度基準暫定案は、高速炉プラントの設計研究において活用される。

論文

Clarification of strain limits considering the ratcheting fatigue strength of 316FR steel

磯部 展宏*; 祐川 正之*; 中山 康成*; 伊達 信悟*; 大谷 知未*; 高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 長島 英明*; 井上 和彦*

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.347 - 352, 2008/02

 被引用回数:21 パーセンタイル:81.14(Nuclear Science & Technology)

高速炉設計基準の高度化を目的として、ラチェット疲労条件におけるひずみ制限について検討した。ラチェット変形を与える期間を1000回とし、累積非弾性ひずみをパラメータとして疲労試験を行った。累積非弾性ひずみの増加に伴い、平均応力が上昇し、疲労寿命が低下したが、平均応力が25MPa以下のときは、疲労寿命の低下はほとんど無視できた。高速炉運転条件に対して安全側と考えられるラチェット期間1000回の条件では、平均応力25MPaに対応する累積非弾性ひずみは2.2パーセントであり、現行の設計基準におけるひずみ制限値(2パーセント)により、ラチェットによる疲労寿命低下も防止できると考えられる。

論文

The Present Status of Development of High Chromium Steel for FBR

若井 隆純; 青砥 紀身; 井上 和彦; 祐川 正之*; 伊達 新吾*

第30回MPAセミナー, 28 Pages, 2004/10

実用化高速炉配管に適用可能な12%Cr鋼の仕様選定に係る研究報告。Mo当量を約1.5%一定としてWとMo量を調整した3種類の12%Cr鋼に対するクリープ試験,クリープ疲労試験および勤続組織観察等を実施し、それらの結果を総合的に考慮して高速炉配管用12%Cr鋼の化学成分を暫定的に提案した。また、熱処理による所要の性能達成は難しいことを示した。

口頭

Development of high chromium steel for SFR in Japan and creep-fatigue assessment of the welded joint

若井 隆純; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 久保 重信*

no journal, , 

This paper describes the provisional material specifications of the high chromium (Cr) ferritic steel for the Sodium cooled Fast Reactor (SFR) and development of creep-fatigue assessment procedure for the welded joint made of the steel. Based on the results of mechanical tests and metallurgical examinations, provisional specifications of the high Cr steel for SFR pipes and tubes were proposed. Creep-fatigue strength assessment procedure for the welded joints made of the steels was also investigated. An assessment procedure using 2-element model was proposed and verified by comparing with some creep-fatigue test results. The creep-fatigue lives observed in the experiments were well predicted by the proposed assessment procedure, but the failure point could not be predicted by the model. For more precise creep-fatigue strength assessment, the characteristics of the HAZ must be accounted for.

口頭

高速増殖実証炉に向けた概念検討と関連技術開発,4; 高速炉構造用高クロム鋼の適用にむけた高温構造設計指針の整備

安藤 勝訓; 川崎 信史; 江沼 康弘*; 浦田 一宏*; 伊達 新吾*; 廣瀬 悠一*; 渡邊 壮太*

no journal, , 

JSFRの冷却系機器・配管では、高温特性に優れる高速炉構造用高クロム鋼が採用される。このため種々の改良9Cr-1Mo鋼構造物試験及び解析評価を実施し、高速炉構造用高クロム鋼の適用に向けた高温構造設計指針の整備を実施している。

口頭

A Study on fatigue and creep-fatigue life assessment using cyclic thermal tests with Mod.9Cr-1Mo steel structures

安藤 勝訓; 金崎 宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*; 高正 英樹*; 月森 和之

no journal, , 

改良9Cr-1Mo鋼構造物試験体を用いて熱疲労試験を実施した。得られた結果について有限要素法解析をもとに寿命を評価し、有限要素法に基づく寿命評価法について検討した。温度制御のための短時間保持及び周方向の温度分布を適切に考慮することで改良9Cr-1Mo鋼構造物は提案された評価法により適切に評価できることが明らかとなった。

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