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論文

Investigation of irradiation conditions for recurrent breast cancer in JRR-4

堀口 洋徳; 中村 剛実; 熊田 博明*; 柳衛 宏宣*; 鈴木 実*; 佐川 尚司

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.234 - 237, 2010/10

研究用原子炉JRR-4を用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)では、再発乳癌への適用が検討されている。再発乳癌に対する最適な中性子照射条件の検討を行うため、再発乳癌を模擬した人体モデルに対して線量評価システム(JCDS)を用いた評価を実施した。線量評価モデルは、乳房切除術を施した後に再発した症例を設定して、単門照射(正面方向)及び多門照射(接線方向)について評価を行った。評価結果から、熱中性子ビームを用いることにより、体表付近に発症する再発乳癌に対して効率よく線量を付与し、正常組織(肺,心臓,肝臓)においては、熱外ビームに比べ50%以上線量を低下できることが明らかになった。多門照射を用いた評価でも、生体内に入射した中性子が入射方向に依存しない等方散乱を起こすため、単門照射と同様な生体内の線量分布が得られた。これにより、本再発乳癌評価モデルに対するBNCTでは、他の放射線治療において正常組織の線量の制御に有効である接線方向からの照射ではなく、熱中性子ビームを用いた単門照射が有効であるとの結論に至った。今後も異なる評価モデル,評価パラメータを用いた検討を実施し、最適な照射条件について評価を実施していく。

論文

Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D$$_{2}$$O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the D$$_{2}$$O tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0$$times$$10$$^{14}$$ (n/cm$$^{2}$$/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.

報告書

JRR-3における12インチNTDシリコン照射方法の検討(受託研究)

米田 政夫; 山本 和喜; 八木 理公; 佐川 尚司

JAEA-Technology 2008-064, 77 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-064.pdf:6.7MB

現在、6インチNTDシリコンの生産が行われているJRR-3において、12インチNTDシリコンの均一な照射を行うための手法について、中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを用いた検討を行った。12インチNTDシリコン照射では、6インチNTDシリコンと同じ照射方法では、径方向のドーピング分布の偏差は1.17となる。そこで、径方向に均一(偏差が1.10以下)なドーピングが得られるように熱中性子フィルターを使用することとした。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.0%含有アルミニウムを用いることにより、径方向のドーピング分布の偏差が1.10以下となる見通しを得た。

論文

Experience on return of research reactor spent fuels in Japan

佐川 尚司; 国府田 信之; 塙 信広; 丸尾 毅; 宮澤 正孝; 宇根崎 博信*; 中込 良廣*

IAEA-TECDOC-1593, p.121 - 128, 2008/06

日本では、1996年に米国で研究炉使用済燃料の受け入れ政策が開始されて以来、1712体の研究炉使用済燃料を輸送してきた。特に、原子力機構は8回の輸送を行い、1283体の使用済燃料を輸送した。京都大学も6回の輸送を行い、331体の使用済燃料を輸送してきた。日本では、事業者に対して各種の手続きや検査が義務付けされている。また、輸送準備期間を含めると、輸送には約1年を要している。事業者は、核不拡散の観点から今までの経験を活かしつつ、また法令を遵守しつつ、今後も使用済燃料輸送を安全に実施する。本報告書では、日本における使用済燃料の対米輸送に関する経験を記載している。

論文

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

中込 良廣*; 宇根崎 博信*; 佐川 尚司

Proceedings of 27th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2005 (RERTR 2005) (Internet), 10 Pages, 2006/00

日本の試験研究炉の低濃縮化計画の現状を京都大学の中込教授及び宇根崎助教授と共同発表する。現在、原子力機構の試験研究炉はすべて低濃縮燃料を使用している。一方、京都大学は2006年までの予定で高濃縮ウラン燃料を使用しているが、2007年以降に低濃縮燃料を使用する計画である。

論文

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

木名瀬 政美; 佐川 尚司; 中込 良廣*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2006 (RERTR 2006) (Internet), 10 Pages, 2006/00

日本におけるRERTRに関連する研究炉はJRR-3, JRR-4, JMTR及びKURである。JRR-3, JRR-4及びJMTRは既に低濃縮化されており、低濃縮化後燃料に関する問題は生じていない。KURは、低濃縮化に向け2006年2月に運転を一旦停止し、今後、設置許可変更を経て、炉心全体の低濃縮化を2008年までに行う予定である。また、U.S.のFRRSNFA計画に基づき行われている研究炉の使用済燃料の対米輸送について、JRR-3, JRR-4及びJMTRは継続して使用済燃料の輸送を行う予定であり、KURは2008年3月を目標にすべての高濃縮燃料をU.S.に輸送する。

報告書

Low temperature tritium release experiment from lithium titanete breeder material

土谷 邦彦; 河村 弘; 中道 勝*; 佐川 尚司

JAERI-Tech 2005-013, 56 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-013.pdf:6.4MB

核融合炉ブランケットを設計するためには、微小球を用いたブランケット構造体の中性子照射試験に関する工学的データが必要不可欠である。工学的データのうち、トリチウム生成・放出特性は、最も重要なデータの1つである。このため、トリチウム増殖材の候補材であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球からのトリチウム生成・放出試験をJMTRを用いて行い、トリチウム放出特性に対するスイープガス流量,照射温度,スイープガス中の水素添加量等の効果について調べた。本試験において、100$$sim$$140$$^{circ}$$CでLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からの生成トリチウムの放出が始まり、照射温度の上昇とともにトリチウム放出量が増加した。また、トリチウム放出は、定常状態ではスイープガス流量に影響されないこと、及びスイープガス中の水素添加量に影響されることがわかった。なお、本報告書は、ITER工学設計報告書に対して補筆を行ったものである。

論文

Irradiation effects on magnetic probes made of mineral insulated cable

西谷 健夫; 四竈 樹男*; 深尾 正之*; 松尾 廣伸*; Snider, R.*; Broesch, J.*; 佐川 尚司; 河村 弘; 河西 敏

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.153 - 158, 2000/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:55.69(Nuclear Science & Technology)

無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気プローブの照射試験をJMTRで行った。MIケーブルは中心導体と外部導体間に無機物(ここではMgO)を充填したもので、機械的、熱的に信頼性が高い。MIケーブルは外部導体を有するため、MIケーブルを用いた磁気プローブでは、この外部導体が外部磁場に対し遮蔽効果を持つ。そこで、外部導体を中心導体に対する2次巻線とした回路モデルを作成し、照射中の磁気プローブ特性の解析を行った。その結果、原子炉出力0$$rightarrow$$40MWに対し、0.17%のインダクタンス増加を観測したが、$$gamma$$発熱に伴う、プローブ径の熱膨張で説明できることを明らかにした。また6$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$までの照射においてインダクタンスの変化は見られなかった。また中心導体の抵抗は温度とともに上昇するが、照射による影響は見られなかった。

論文

Integrated experiment of blanket in-pile mockup with Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles

土谷 邦彦; 中道 勝; 長尾 美春; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 田中 知*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.887 - 892, 2000/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:55.69(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット設計において、トリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が候補材の1つとして挙げられている。そのため、JMTRを用いて中性子照射下におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填層からのトリチウム放出試験を実施し、トリチウム放出特性に対するスイープガス流量、水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムの放出は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填層の中心温度が約140$$^{circ}$$Cで始まることが明らかになった。また、スイープガス流量及び水素添加量を変更しても、一時的にトリチウム放出量が変化するが、数時間後、変更以前のトリチウム放出量に戻ることから、これらのパラメータがLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球表面のトリチウムインベントリーに影響することが明らかになった。

論文

Neutron irradiation test of optical components for fusion reactor

石塚 悦男; 佐川 尚司; 長島 章; 杉江 達夫; 西谷 健夫; 山本 新; 河村 弘

Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.1176 - 1185, 2000/00

核融合炉用光計測材料として、窓材(サファイア)及び鏡材(モリブデン)をJMTRで中性子照射し、照射後試験として窓材の光透過率及び鏡材の表面観察を行った。この結果、サファイアは800nm以下の波長領域で光透過率が減少し、その割合は照射量とともに大きくなり、照射温度が高いと小さくなることが明らかになった。また、照射したモリブデン製の鏡材について、干渉計による表面観察及びSEM観察を行ったところ、表面平滑性が中性子照射に影響されないことが明らかとなった。更に、本シンポジウムでは、in-situでの窓及び鏡材の光透過率及び反射率の測定に関しても紹介する。

論文

Improvement of irradiation facilities performance in JMTR

菅野 勝; 桜井 進; 本間 建三; 佐川 尚司; 中崎 長三郎

JAERI-Conf 99-006, p.264 - 269, 1999/08

JMTRには、燃料及び材料の照射試験やラジオアイソトープの生産のために多種の照射装置が据え付けられている。これらの照射装置は、設計寿命に達した際には更新を行っているが、新しい照射要求に対応するため更新の都度性能の改善を実施してきた。本発表は、これらの照射装置のうち出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)と水力ラビット2号機(HR-2)の性能の改善について報告する。

報告書

Irradiation effects on plasma diagnostic components

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; et al.

JAERI-Research 98-053, 105 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-053.pdf:4.78MB

ITERをはじめとする核融合炉の計測装置の開発において最も重要な課題の一つは計測機器要素に対する放射線照射効果である。ITERの工学設計活動の一環として、セラミックス、窓材、光ファイバーといった基本要素及びボロメータ等の真空容器内計測センサーの照射試験を実施した。セラミックスに対しては、中性子による照射誘起伝導の測定を行った。光ファイバー、窓材及び反射鏡に対しては透過損失及び発光を$$gamma$$線、14MeV中性子、原子炉中性子について測定した。またボロメータについては新たにセラミックス基板ボロメータを開発し、$$^{60}$$Co及びJMTRで照射試験を行った。磁気プローブについてはJMTRにおいて照射誘起起電力の測定を行った。

論文

Japanese contribution to ITER task of irradiation tests on diagnostics components

西谷 健夫; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 佐川 尚司; 大山 幸夫; 飯田 敏行*; 杉江 達夫; 野田 健治; 河村 弘; 河西 敏

Fusion Engineering and Design, 42, p.443 - 448, 1998/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:84.39(Nuclear Science & Technology)

日本のホームチームが現在実施しているITER計測機器要素の照射試験において、今までに得られた結果を報告する。セラミックス絶縁材については、14MeVの中性子による放射線誘起伝導(RIC)の変化をFNSで測定した。また窓材の放射線誘起発光の絶対測定をFNSで行うと共に、JMTRにおいて窓材の透過率変化の測定を行った。更にモリブデン製の反射鏡の照射試験をJMTRにおいて実施した。その結果反射率の変化はみられなかった。JT-60タイプのボロメータの照射試験を$$^{60}$$Co照射の下で行ったが、100MGyの照射量まで正常に動作することが確認できた。

論文

Tritium release behavior from lithium titanate pebbles at low irradiation temperature

河村 弘; 土谷 邦彦; 中道 勝; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 長尾 美春; Y.Gohar*; 池島 義昭; 斎藤 隆; 桜井 進; et al.

Fusion Technology 1998, 2, p.1289 - 1292, 1998/00

核融合炉増殖ブランケット設計において、トリチウム増殖材として微小球形状のリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)が候補材の1つとして挙げられている。しかしながら、微小球形状Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からの低温時(250~400$$^{circ}$$C)におけるトリチウム放出特性データはほとんどない。本研究では、JMTRを用いて、中性子照射下におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出試験を行い、トリチウム放出特性に対するスィープガス流量水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムは増殖材充填層中心温度100$$^{circ}$$Cから、除々に放出されることが明らかになった。また、放出トリチウムのガス成分割合は、水分濃度の減少とともに増加し、定常時には93%程度になった。以上の結果から、低温時におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出特性に関する有望なデータを取得することができた。

論文

Characterization of self-powered neutron detector at high temperature under neutron irradiation

中道 勝; 山村 千明*; 河村 弘; 佐川 尚司; 中澤 正治*

Fusion Technology 1996, 0, p.1591 - 1594, 1997/00

現在、核融合炉ブランケット設計において、工学データを取得するために、ブランケット構造等を模擬した、ブランケット炉内要素試験を計画している。本炉内要素試験は、核熱特性、トリチウム放出/回収特性等の評価を目的としており、これら特性評価のために、各種設計機器が照射試験体内に装荷されている。計測機器の一つである自己出力型中性子検出器(SPND)は、トロイダル増殖材または中性子増倍材領域内に装荷されるため、照射期間中高温にさらされる。このため、SPNDの高温中性子照射下における特性評価を実施している。本報告書ではSPNDとして、標準型及び高温型の2種類を用いて行った、高温下での中性子照射支援結果について報告する。

論文

Design study of in-pile blanket mockup simulated neutron pulse operation of fusion reactor

中道 勝; 佐川 尚司; 山口 勝義*; 石塚 龍雄*; 河村 弘

Fusion Technology 1996, 0, p.1351 - 1354, 1997/00

現在、核融合炉ブランケット開発の一環として、核融合炉パルス運転下におけるブランケット炉内機能を明らかにするため、中性子パルス運転モードを模擬する照射試験体の設計・製作研究を行っている。今回その第1段階として行った窓付き中性子吸収体を用いたJMTRでのキャプセル照射実験結果に対して、3次元モンテカルロ計算コードMCNP4aによる実証解析評価を行った結果について報告する。その結果、このキャプセルに装荷した中性子検出器の照射データと比較して、計算結果は良い一致を示した。

報告書

Irradiation tests on diagnostics components for ITER in 1995

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 前川 藤夫; 森田 洋右; 長島 章; et al.

JAERI-Tech 96-040, 22 Pages, 1996/10

JAERI-Tech-96-040.pdf:0.85MB

ITER用計測装置の開発において最も重要な課題は計測機器要素の放射線照射損傷である。ITER工学設計活動の一環として、ボロメータ等の真空容器内計測センサー及びセラミックス、窓材、光ファイバー等の光/信号伝送用の基本要素の照射試験を実施した。FNSにおいて14MeV中性子に対するセラミックスの照射誘起伝導及び窓材の照射誘起発光の測定を行った。またJMTRでは窓材、光ファイバーの透過損失測定及び反射鏡のオフライン照射試験を行った。Co$$^{60}$$$$gamma$$線照射下においてボロメータの特性測定を行った。

論文

Status of fusion blanket irradiation study in JAERI

河村 弘; 佐川 尚司; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝

Proc. of Int. Tritium Workshop on Present Status and Prospect of Tritium-Material Interaction Studies, 0(0), p.47 - 52, 1996/07

核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉部では、ブランケット模擬試験体を用いて炉内機能を試験する照射試験を計画している。本報告では、これらの試験計画及び材料開発の現状について述べる。

論文

Status of fusion blanket irradiation in JAERI

河村 弘; 佐川 尚司; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 斎藤 滋

Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.87 - 96, 1996/00

核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へい機能を有することから、中性子による照射試験が必要不可欠である。このため、原研では材料試験炉を用いて、ブランケット模擬照射試験体を照射する準備を進めており、来年3月には照射試験を開始する予定である。本報告では、これまでのブランケット照射試験研究についてレビューすると共に、今後の計画及び材料開発の現状についても報告する。

論文

Characteristics of pebble packing and evaluation of sweep gas pressure drop into the in-pile mock-up fusion blanket

石塚 悦男; 中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 神澤 徹*; 鈴木 達志*; 斎藤 実

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.881 - 884, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.77(Materials Science, Multidisciplinary)

ペブル充填型ブランケットの充填層内の圧力損失を正確に予測するため、ペブル試料を用いてスイープガスによって生じる圧力損失を測定した。測定データは、粉粒体工学の分野で使用されているKozeny-Carmanの式と+25~-60%の誤差で一致した。また、100ppmまでの水分を添加して圧力損失を測定したところ、水分の影響はほとんどなかった。

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