Enhancement of antioxidant function in various organs in mice using combined thermal and radon inhalation treatment

宮永 清瑚*; 田中 歩*; 竹中 伶樹*; 直江 翔太; 後藤 朱渚*; 長野 光希*; 田野 功太郎*; 神崎 訓枝; 迫田 晃弘; 山岡 聖典*; et al.

Journal of Radiation Research (Internet), 67(4), p.538 - 549, 2026/07

https://doi.org/10.1093/jrr/rrag049

Enhancing antioxidant function is a key strategy for the prevention and treatment of oxidative stress-related diseases. Radon inhalation increases antioxidant enzymes, such as superoxide dismutase (SOD), and thermal treatment (TT) has a similar effect. There have been reports on the positive effects of this combination in pain-related diseases; however, few studies have elucidated its underlying mechanisms. In this study, we examined the enhancement of the antioxidant function in various organs of mice subjected to a combination of TT and radon inhalation. The mice were placed in an incubator once daily for 40 min and treated for 1, 3, and 7 days. They then inhaled radon at a concentration of 2,000 Bq/m for 24 h. Our results showed that the characteristic changes in antioxidative function following the combination of TT and radon inhalation could be categorized into four groups: (1) an increase in antioxidative functions in the brain, spleen, small intestine, liver, and colon; (2) an increase or decrease in antioxidative functions, such as in the kidney; (3) decreases in antioxidative functions, such as in the pancreas, stomach, and lungs; and (4) no changes, such as in the heart. In addition, SOD may be the most sensitive enzyme to the combination of TT and radon. Specifically, a combined treatment of 3 or 7 days may be the most effective in activating antioxidative functions. This study provides new insights into the effects of the combination of TT and radon inhalation.

Demonstration SFR conceptual design project in Japan, 1; Plan and status

二神 敏; 市川 健太*; 持田 晴夫*; 黒目 和也*; 後藤 正治; 江沼 康弘

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 6 Pages, 2026/05

5-year programs of the demonstration sodium-cooled fast reactor (SFR) conceptual design project in Japan have been conducted from 2024. This project includes 2 stage-gates. The 1st stage-gate is fuel technology specification in 2026. The 2nd stage-gate is the decision to move to basic design phase in 2028. The selected design concept of demonstration SFR was a medium-sized pool-type SFR. The basic plant specifications were established as the initial design concept. The electric power scale was set at 600MW, allowing for flexible deployment to both larger and smaller reactors. To concreate the design of the demonstration reactor, design options are also selected. Key issues of the design options are innovative seismic isolation technology (3-dementinal seismic isolation technology or horizontal seismic isolation), innovative containment vessel technology (steel-plate reinforced concrete structure containment vessel or steel containment vessel) and spent fuel storage technology (in-vessel storage or ex-vessel storage). The paper includes the plan and status of the demonstration SFR conceptual design project in Japan.

東海再処理施設 火災防護に係る防火帯設置

坪井 雅俊; 高瀬 友基; 大津 周也; 後藤 翔; 宇野 翔太; 坂本 元; 三笘 憲伸; 安尾 清志

日本保全学会第21回学術講演会要旨集, 4 Pages, 2025/07

東海再処理施設では、新規制基準を踏まえた安全対策として、想定される外部火災(森林火災など)の延焼から高放射性廃液貯蔵場(HAW)、ガラス固化技術開発施設(TVF)、第二付属排気筒を防護することを目的とした防火帯(可燃物のない帯状の区域)を設置した。本件では、施工内容等について報告する。

Molecular dynamics analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

沖田 将一朗; 後藤 実

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite (20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.

Research on improvement of HTGR core power-density, 4; Feasibility study for a reactor core

沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.

Reactor noise power-spectral analysis for a graphite-moderated and -reflected core, 3

左近 敦士*; 橋本 憲吾*; 佐野 忠史*; 中嶋 國弘*; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 深谷 裕司; 沖田 将一朗; 藤本 望*; 高橋 佳之*

KURNS Progress Report 2021, P. 100, 2022/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2021/ProgRep2021.html

高温ガス炉の核特性を取得するための炉雑音解析技術の開発を京都大学臨界集合体(KUCA)を用い行っている。最新研究では、燃料集合体から55cm離れた検出器によりパワースペクトル密度の測定が行われた。しかしながら、即発中性子減衰定数は他の検出器から得られるものからの差異が発生した。そこで、本研究では炉外検出器によるパワースペクトル法による炉雑音解析を目的とする。

Computed tomography neutron detector system to observe power distribution in a core with long neutron flight path

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 168, p.108911_1 - 108911_7, 2022/04

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108911

中性子飛程の長い炉心に移動検出器を用いた出力分布測定システムを提案した。高温ガス炉と高速炉は、軽水炉とは異なり中性子飛程が長く、炉心の中心にある燃料集合体からの中性子が遠く離れた検出器に到達する。この特性を利用すると、X線CTと同様に、少ない検出器を移動することで出力分布を測定できる。小型炉の場合、出力分布は炉外検出器のみで測定できる。大型炉で炉内検出器で出力分布を測定する場合、材料健全性に関する温度環境など制約で検出器の配置が炉内位置で制限される場合でも測定が可能である。成立性に関しては、高温ガス炉炉心と検出器応答を数値的に模擬することにより確認した。本手法は、高温や照射による損傷が大きいため、炉心内検出器を継続的に配備することが困難な高温ガス炉と高速炉の炉心における出力分布測定に資することが期待できる。

地質環境の長期安定性に関する研究 年度計画書(令和3年度)

石丸 恒存; 國分 陽子; 島田 耕史; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.

JAEA-Review 2021-012, 48 Pages, 2021/08

JAEA-Review-2021-012.pdf:1.64MB

本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度令和3年度)における令和3年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、これまでの研究開発成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、地層処分事業実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。

東海再処理施設動力分電盤内制御用電源回路の分離による給電系の安全性向上

後藤 翔; 青木 賢二; 森本 憲次; 坪井 雅俊; 礒崎 尚彦; 古川 竜一; 北川 修; 深谷 康弘*

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.517 - 520, 2021/07

東海再処理施設では、換気系の排風機を連続運転し、建家、セル、貯槽等を負圧状態に維持することにより、放射性物質の閉じ込め機能を確保している。2011年9月に、特別高圧変電所の定期点検において、分離精製工場の槽類換気系の排風機が、予備機も含めて起動できなくなる事象が発生した。原因は、槽類換気系の排風機の電源供給系統を制御する制御用電源回路内のタイマーの故障によるものであり、制御用電源回路が1号系と2号系で共通であったことから予備機も起動しなかった。再発防止対策として、高放射性廃液を取扱っている分離精製工場、高放射性廃液貯蔵場、ガラス固化技術開発施設の建家換気系、セル換気系及び槽類換気系の排風機の制御用電源回路を1号系と2号系に分離する処置を最優先で行った。また、その他の施設については、1号系と2号系に分離する必要性があるかどうかを検討した上で、同様の処置を行っているところである。本対策を行うことにより、東海再処理施設の給電系統の安全性の向上や各施設の閉じ込め機能が喪失するリスクの低減が図られたことから、その内容について報告する。

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。