Evaluation of SCCVII tumor cell survival in clamped and non-clamped solid tumors exposed to carbon-ion beams in comparison to X-rays

平山 亮一*; 鵜澤 玲子*; 高瀬 信宏*; 松本 孔貴*; 野口 実穂; 幸田 華奈*; 尾崎 匡邦*; 山下 慶*; Li, H.*; 加瀬 優紀*; et al.

Mutation Research; Genetic Toxicology And Environmental Mutagenesis, 756(1-2), p.146 - 151, 2013/08

https://doi.org/10.1016/j.mrgentox.2013.05.008

The aim of this study was to measure the RBE (relative biological effectiveness) and OER (oxygen enhancement ratio) for survival of cells within implanted solid tumors following exposure to 290 MeV/nucleon carbon-ion beams or X-rays. Squamous cell carcinoma cells (SCCVII) were transplanted into the right hindlegs of syngeneic C3H male mice. Irradiation with either carbon-ion beams with a 6-cm spread-out Bragg peak (SOBP, at 46 and 80 keV/m) or X-rays was delivered to 5-mm or less diameter tumors. We defined three different oxygen statuses of the irradiated cells. Hypoxic and normoxic conditions in tumors were produced by clamping or not clamping the leg to avoid blood flow. The RBE values increased with increasing LET in SOBP beams. The OER values of carbon-ion irradiated samples were small in comparison to those of X-ray irradiated samples. However, no significant changes of the OER at proximal and distal positions within the SOBP carbon-ion beams were observed. To conclude, we found that the RBE values for cell survival increased with increasing LET and that the OER values changed little with increasing LET within the SOBP carbon-ion beams.

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200Cの高温環境に耐える線量率測定装置を製作し、Co校正照射施設で線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.12.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

Radioprotection by DMSO in nitrogen-saturated mammalian cells exposed to helium ion beams

平山 亮一*; 松本 孔貴*; 加瀬 優紀*; 野口 実穂; 安藤 興一*; 伊藤 敦*; 岡安 隆一*; 古澤 佳也*

Radiation Physics and Chemistry, 78(12), p.1175 - 1178, 2009/12

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2009.07.006

低酸素下での粒子線照射によって生じるOHラジカルが介在する間接効果の寄与をラジカルスカベンジャーを用いて測定した。DMSO存在下、及び非存在下で、V79細胞に150MeV/nucleonのヘリウムイオンビームをLET2.2KeV/mmで照射し、コロニー形成法により生存率を決定した。低酸素下による細胞死への間接効果の寄与は約52%であった。われわれは低酸素下においてOHラジカルの介在する間接効果は全効果のおおよそ半分になると結論づけた。

Contributions of direct and indirect actions in cell killing by high-LET radiations

平山 亮一*; 伊藤 敦*; 冨田 雅典*; 塚田 照代*; 谷田貝 文夫*; 野口 実穂; 松本 孔貴*; 加瀬 優紀*; 安藤 興一*; 岡安 隆一*; et al.

Radiation Research, 171(2), p.212 - 218, 2009/02

https://doi.org/10.1667/RR1490.1

放射線の生物効果はDNAの損傷を起源とする。X線と同様、重粒子線のDNA損傷も直接作用と間接作用のコンビネーションにより作られる。細胞死への間接作用の寄与はDMSOを用いた防護寄与率の最大値から算出することができる。対数増殖期のチャイニーズハムスターV79細胞に対し、DMSO存在下、及び非存在下で20から2106keV/mの高LET放射線を照射し、コロニー形成法により生存率を決定した。間接作用の寄与率は放射線のLETの増加に伴い減少した。しかし、寄与率は超高LET領域でも0にはならず、2106keV/mで32%と概算された。それゆえに、OHラジカルの放射線化学収量のG値は1000keV/mのLETで0に近づくけれども、OHラジカルの間接作用は高LET放射線による生物効果の相当な割合を占めることがわかった。生存率10%のRBEはLETとともに増加して200keV/mで最大値2.88に達し、それ以降は減少した。直接作用のRBEと間接作用のRBEを別個に評価するとき、両者のRBEはLETに依存し、200keV/mをピークとして同値になると考えられていた。しかし、本研究によりRBEのピーク値は間接作用よりも直接作用のほうが高いことがわかった。ゆえに、直接作用は間接作用に比べ、高LET放射線の高RBEに寄与している。

釜石鉱山における深部地質環境特性調査(平成6年度)概要

横井 浩一*; 野口 義文*; 森田 誠也*; 中村 直昭*; 高原 弘幸*; 守屋 俊文*

PNC TJ1380 95-004, 235 Pages, 1995/03

PNC-TJ1380-95-004.pdf:8.44MB

釜石鉱山における原位置試験の第2フェーズ(H5H9年度)では、次の5つの領域が研究対象とされている。すなわち、1)深部地質環境特性の把握(TASK-1)、2)深部岩盤における掘削影響領域の評価(TASK-2)、3)結晶質岩中の水理・物質移行特性の把握(TASK-3)、4)人工バリアに関する研究(TASK-4)、5)地震に関する研究(TASK-5)である。本報告書は、主に1)の深部地質環境特性の把握を目的として実施された調査・試験結果をまとめたものであり、同時にこれは他の研究のための基礎的な資料を提供するものである。本年度は大別して7つの調査項目からなり、以下のような成果を得た。(1).割れ目特性調査:250mL坑道において、割れ目の切った切られたの関係や割れ目充填物の組織から、原位置試験場の割れ目の形成順序を推定した。(2).孔内載荷試験:深度、載荷方向の違いは認められず、変形係数と弾性係数の比で判定される岩盤分類では「締まっている」状態に該当した。(3).初期応力測定;550mL坑道において実施された水圧破砕法、円錐孔底ひずみ法、AE法、DRA法より算出された最大主応力の方向はNSN30°W、520°Nと概ね一致し、水圧破砕法、AE法およびDRA法で推定された鉛直応力は付近の推定被り圧7.0MPaに一致した。(4).MOSAX地下水サンプラーを用いた採水:KG-1孔において予定した5つの区間の内、3つの区間で本採水を実施した。(5).間隙水圧測定:KG-1孔における水圧分布は、全体的な傾向として、大きく分けて4つの帯水層と3つの難透水層に分けられ、間隙水圧の経時変化は原位置試験場周辺の降雨量と調和的な推移を示した。(6).地下水の地球化学特性調査:人工バリア坑道およびアクセス坑道の掘削等のイベントが湧水の物理化学パラメータおよび化学成分に変動を与えることが明らかとなった。(7).既存坑道周辺の応力測定:岩芯鑑定、水平面内および鉛直断面内の応力分布から、水平孔で壁面から0.51.0m、45上向きで2.0m程度まで坑道の影響が顕著であった。

花崗岩における原位置試験(平成元年度)

浜辺 修二*; 長 久*; 横井 浩一*; 野口 義文*; 飯島 章夫*; 森田 誠也*; 中村 直昭*

PNC TJ4380 90-002, 463 Pages, 1990/05

PNC-TJ4380-90-002.pdf:29.89MB

釜石原位置試験場では、地層科学研究の一環として、当面割れ目系岩盤中の地下水流動現象と物質移動現象に関する試験、研究およびその技術開発を中心に実施している。本年度は、岩盤透水性試験エリアを設定し、そこの水理地質学的な環境を調査、研究することと岩盤透水性試験の実施設計を行うことを主たる目的とした。このため、新規にKD-89坑道、KR-89切上およびKB-89A、B試錐座を掘削した後に試錐孔を配置して、試錐孔および坑道の地質調査、ジオトモグラフィー、低圧透水性試験および孔間透水性試験などを実施した。なお、予備的なベンチレーション試験と坑道壁面での蒸発量測定も行った。各試験、研究の結果を要約すると以下のとおりである。(1)岩盤透水性試験エリアは、充填鉱物の種類で特徴づけられるN70 80 E、N80 90 Wと、N30 40 Wという走向を有する3つの割れ目群からなっていると推定され、その内N70 80 Eの割れ目群が卓越している。(2)坑道掘削時に周辺岩盤は、坑道の形状、割れ目の方向に起因して複雑な挙動をしたが、全体としては弾性的な挙動といえた。そこでのヤング率は2区間で10kg/cmから10kg/cmのオーダーに変化したが、全体として顕著な変化は認められなかった。一方、透水係数は掘削前後で、10cm/secから10cm/secのオーダーに大きくなった区間と、逆に10cm/secから10m/secのオーダーに小さくなった区間が認められた。(3)ベンチレーション試験による坑道規模の透水係数として10cm/secのオーダーが得られた。また、蒸発量測定では壁面の不飽和帯を検出できる可能性を認めた。比抵抗探査の結果もこれを支持した。(4)比抵抗、レーダートモグラフィーの結果は、N70 80 Eの割れ目群を探知した。それは開口割れ目と相関があり、含水した間隙が比較的多いと予想された。(5)低圧透水性試験、孔間透水性試験で、岩盤透水性試験エリアの透水性に異方性があることを明らかにした。これは、割れ目の方向に起因すると考えられた。得られた透水係数は、1.5101.110-8cm/secである。(6)坑道規模3.53.050.0mの岩盤透水性試験を設計し、観測区間を5区間設

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,4-3; 炉容器内で変形した集合体の遠隔回収,2

芦田 貴志; 皆藤 泰昭; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明

no journal, , 

炉内ラックの移送ポットから突き出た状態となっているMARICO-2の試料部は、ラッパ管の上部が変形していることから、既設設備では回収できない。このため、炉心上部機構を撤去した開口部から、原子炉容器バウンダリを維持しつつ、遠隔操作による回収を検討している。本試験では、回収方法を検討するため、ほぼ直角に曲がった試料部を把持できるか、引上げにより屈曲部が変形して脱落しないか、試料部が単体で移送ポットから引き抜けるかどうかを確認した。その結果、試料部が移送ポットとともに引き上げられたこと及び手順どおりに試料部を把持でき、引き上げられたことを確認できた。今後は、屈曲した試料部の下方(移送ポット側)を観察し、より確実な把持方法を検討するため、再試験を行う予定である。また、具体的な回収手順の検討を進め、装置類の詳細設計と作業の最適化を図る。

「常陽」における照射試験装置の開発

曽我 知則; 板垣 亘; 野口 好一

no journal, , 

「常陽」では、さまざまなFBR用燃料,材料の試験を効率的に行うため、冷却材温度を個別に設定できるコンパートメント型の装置や、先進燃料ピンを高強度の容器に収納して照射するキャプセル型装置を開発している。また、リアルタイムで温度を精度良く計測・制御できるオンライン型の装置も実用化している。これらの照射装置は、FBR用材料のほかにも、照射効果の基礎研究や、軽水炉又は核融合炉の材料開発にも利用している。今後は高温照射試験のための装置や、中性子エネルギースペクトルを調節する装置等を加え、照射条件範囲を拡げていく計画である。また、「常陽」に隣接するPIE施設では、照射後に分解した照射装置の部品や、装填していた照射試料を交換したうえで再組立し、「常陽」に再装荷する技術を開発してきた。この再装荷技術は、目標到達前の中間データの取得や、装置寿命を超えて試料の継続照射を可能にしている。

照射装置組立検査施設(IRAF)における模擬燃料集合体組立を通した技術伝承

板垣 亘; 野口 好一; 遠藤 紀生; 中村 俊之; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 染谷 博之*; 遠峰 洋*; 加藤 淳*; 郡司 雅勝*

no journal, , 

近年、原子力業界では福島第一原子力発電所の事故以来、多くの原子力プラントが長期停止したことで、原子力に携わる技術者の技術維持が困難な環境となっている。高速実験炉「常陽」においても、平成19年に発生した「燃料交換機能の一部阻害」および東日本大震災の影響により、「常陽」を利用した照射試験が長らく休止している。このため、「常陽」で照射する装置の製作の一翼を担う照射装置組立検査施設(IRAF)における「ものづくり」の技術維持が困難な状況になっている。「常陽」が平成26年12月に「燃料交換機能の一部阻害」からの復旧を果たして、今後、新規制基準の適合性審査をへて再起動を目指してゆく中、照射試験再開の前提となる照射装置の製作技術の伝承は喫緊の課題の一つである。本件では、IRAFにおける照射装置製作に係る技術伝承活動について報告する。