Distinct structural requirements for interleukin-4 (IL-4) and IL-13 binding to the shared IL-13 receptor facilitate cellular tuning of cytokine responsiveness

伊藤 栄近*; 鈴木 章一*; 金地 佐千子*; 白石 裕士*; 太田 昭一郎*; 有馬 和彦*; 田中 剛*; 玉田 太郎; 本庄 栄二郎*; Garcia, K. C.*; et al.

Journal of Biological Chemistry, 284(36), p.24289 - 24296, 2009/09

https://doi.org/10.1074/jbc.M109.007286

IL-4とIL-13はともにIL-4受容体鎖とIL-13受容体-1鎖(IL-13R1)を共通の受容体として結合する。しかしながら、これらリガンドタンパク質の受容体結合様式には違いがあり、この違いがリガンド特異的な機能の発現をつかさどっている。われわれはこれまでにIL-13R1のIg様ドメイン(D1ドメイン)がIL-13結合に特異的かつ必要不可欠な領域であることを見いだした。しかしながら、受容体D1ドメイン中のどのアミノ酸がIL-13の特異的な結合に関与しているか、さらにはD1ドメインがIL-13とIL-4をどのように識別しているかはいまだ不明のままであった。これらの疑問を解決するために、本研究では、D1ドメインへの変異体解析を構造情報を利用することにより実施した。結晶構造中においてIL-13結合に関与しているC'ストランド中のLys76, Lys77, Ile78、及び結合部位に近接したTrp65, Ala79への変異導入はIL-13結合を顕著に低下させた。よって、これらのアミノ酸がIL-13結合部位を構成していることが明らかになった。また、他のストランド中のVal35, Leu38, Val42への変異導入もIL-13の結合低下をもたらした。これはこれらの変異導入がD1ドメインの構造安定性を低下させたことに起因すると推察された。さらに、上記の変異導入のいずれもIL-4結合には影響を及ぼさなかった。これらの結果から、Lys76, Lys77, Ile78から構成される疎水的な領域がIL-13特異的な認識部位として機能し、IL-4との識別を可能にしていると考えられた。

核融合炉材料における中性子照射効果

白石 健介

応用物理, 55(3), p.202 - 209, 1986/00

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/oubutsu1932/55.202

核融合炉のプラズマ周辺の構造材料では、中性子照射による特性劣化と放射化が大きな問題になっている。核分裂炉に比べて高エネルギーの中性子が発生する核融合炉では、格子位置からエネルギーの大きな原子がはじき出されることや核変換によって多量のHeが生成することが、材料の照射損傷の解析を複雑にしている。また、核変換によって生じる長寿命の放射性核種は、炉の分解・修理ばかりではなく、炉で使用した材料の廃棄でも大きな問題を引き起こしている。そこで、核融合炉における中性子照射環境,中性子による格子原子のはじき出し,Heの生成およびそれらと材料特性との関係について、核分裂炉の照射と比較して述べる。さらに、低放射化材料の開発を念頭において、構造材料の放射化について解説する。

Effect of carbon on microstructure in Ti-modified type 316 stainless steels irradiated with helium ions

鈴木 建次; 片野 吉男; 有賀 武夫; 浜田 省三; 白石 健介

Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.585 - 589, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90215-6

核融合炉の第一壁材料では損傷組織に及ぼすヘリウムの影響が大きな問題になっているので、炭素量を0.15wt%まで含有する改良ステンレス鋼(PCA)におけるヘリウム気泡の析出挙動と炭素量との関係について検討した。1273および1373Kで30分間保持後急冷した試料に1.0MeVのヘリウムイオンを350および1023Kで約0.1dp(約210ppm)のピーク値になるまで照射した。照射後、試料の損傷領域における組織を電子顕微鏡で観察した。1023Kでヘリウムイオン照射した炭素含有量の異なる改良ステンレス鋼における組織観察によれば、炭素含有量の増加に伴ってヘリウム気泡の直径は11nmから4nmと減少するのに反して数密度は210/mから410/mと増加する。これらの結果は炭素含有量が増加することによりヘリウム気泡の核生成が促進される結果、ヘリウム気泡の成長を抑制することを示している。

Effect of helium on microstructure in type 316 stainless steel

白石 健介; 深谷 清; 深井 勝麿

Journal of Nuclear Materials, 119(2-3), p.268 - 277, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90203-9

抄録なし

核融合炉用改良ステンレス鋼の研究開発(I)

白石 健介; 太田 定雄*; 青田 健一*; 榊原 瑞夫*; 寺西 洋志*; 小崎 明郎*; 三浦 立*; 野原 清彦*; 佐々木 晃史*; 高岡 達雄*; et al.

JAERI-M 84-189, 220 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-189.pdf:14.7MB

核融合実験炉およびそれに続くトカマク型の核融合炉の構造材料として研究開発を進めている第一候補材料(PCA)および5種類の比較材料について、昭和56年度および昭和57年度に、鉄鋼6社への委託試験および金属材料技術研究所との共同研究として実施してきた試験研究の成果をまとめた。これらの材料の製造・加工性、基本特性は少なくとも316ステンレス鋼と同等であることが確認できた。また、高温水による応力腐食割水性に関する試験によって、PCAは水環境で使用できる構造材料として期待できることが分かった。また、PCAの溶接については、溶接棒の選定を行ない、溶接継手の基本特性に関する試験ができるようにした。

Helium bubble behavior in long term aged 316 and 316+Ti steels irradiated with helium ions

有賀 武夫; 片野 吉男; 白石 健介

Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.1401 - 1405, 1984/00

溶体処理後923kで11,000h時効処理をした316及び316+0.58w/0Tiの析出相の組成分析を行った。316鋼では多種類の析出相が観察され、これらにはMo,Si,Crが多く含まれている。すなわち、316鋼の母相ではMo,Si,Cr量が平均の値より少なくなっている。これに対し、316+Ti鋼では、mC型の炭化物のみが生じ組成に大きな変化は認められない。これらの試料に973kでピーク値で510appmのHeを注入した後電子顕微鏡組織を観察した。時効した316鋼では、非常に小さい気泡が数多く生じており、これらの気泡によるスエリング量は0.3%で、比較のためHeを注入した溶体化処理のままの316鋼のスエリング量の2%に比べて、非常に小さい。これに対して、時効処理をした316+Ti鋼ではかなり大きな気泡が生じ、この気泡によるスエリングは5.5%と非常に大きい。このことは、ステンレス鋼中の気泡の生成・成長は材料組成の局所的な変化に対して非常に敏感であることを示している。

Effect of external stress on the microstructural change during electron-irradiation in nickel

實川 資朗; 片野 吉男; 白石 健介

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(9), p.671 - 677, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.671

照射下に於けるミクロ組織の変化に対する外力の効果を調べるために、超高圧電子顕微鏡を用いて電子線照射下の純ニッケル中のミクロ組織変化を試料引張ステージを用いて、その場観察してみた。照射温度は723K,電子線束は110e/msとした。外力が加わっている試料では、照射により生じたフランク・ループが、10nm程度にまで成長するとUnfaultすることが観察された。外力を加えていない試料中に発生したフランク・ループも外力が加えられるとUnfaultした。Unfaultを生じさせ得る外力の大きさは、照射温度723Kのとき、112Unfault方向の剪断応力で、3.7MPa以上であることがわかった。Unfaultして生じた完全転位ループの成長速度は、フランク・ループのそれより3倍程度と大きかった。外力の加わっている試料中に於いては、これらの完全転位ループは、その大きさがある大きさを越えるまで成長すると、すべり運動をして拡がった。

ステンレス鋼におけるArイオンおよびNイオンの飛程測定

深井 勝麿; 白石 健介; 八木 栄一*; 浜田 省三; 沢井 友次

日本原子力学会誌, 26(11), p.974 - 976, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.26.974

イオン照射によって金属材料中に生じる損傷の分布は一様ではなく、照射イオンの平均飛程近傍に集中する。従って、イオン照射による実験結果を定量的に解析する上で、一つの基準となる平均飛程を実測することは重要である。高エネルギーHeイオンのステンレス鋼における平均飛程を実測するために、我々が開発した化学エッチングによる方法が、Heイオンに限らず他のイオン種にも応用できることをArイオン及びNイオンの照射によって確かめた。この方法によって、ステンレス鋼におけるArイオン(45.7MeV)及びNイオン(86.2MeV)の平均飛程は、それぞれ6m及び40mと求められた。これらの値は、拡張E-DEP-1コードを用いて計算した平均飛程〔Ar(45.7MeV)…5.2m N(86.2MeV)…39.8m〕とかなりよく合う。また、照射後、高温で熱処理すると飛程近傍に顕著な組織変化が起きる。このため、同じ方法で飛程を求めることができる。

A Technique for observing the cross sectional damage profiles in He-ion irradiated 316 stainless steel by transmission

浜田 省三; 田中 三雄; 白石 健介

Journal of Nuclear Materials, 114, p.338 - 340, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90275-1

核融合炉材料の照射損傷の研究において、イオン照射実験は非常に有効であるが、イオン照射によって材料中に生成する損傷が試料表面からの距離によって非常に異なったものになることに注意を要する。ステンレス鋼について、イオン照射後熱処理することなく、イオン照射によって生じた損傷組織の深さによる変化の様子を透過電子顕微鏡によって直接観察する実験技術を開発したので、実験技術の詳細について報告する。この実験技術を応用して、ステンレス鋼に1MeVのヘリウムイオンを照射した試料で損傷組織を試料表面からの深さの関数として観察した。この観察では、損傷組織は原子のはじき出しによるものと注入したヘリウムによるものとが分離でき、それぞれの分布はZieglenのイオン阻子能を用いた計算の結果とよい一致をすることが認められた。

ステンレス鋼におけるヘリウムイオンの飛程測定,2

深井 勝麿; 白石 健介

日本原子力学会誌, 25(4), p.52 - 54, 1983/00

高エネルギーイオンの金属中の平均飛程は照射欠陥による硬さの変化として比較的容易に測定できることが期待される。このことを確めるために、ステンレス鋼に24MeVのヘリウムイオンを3.210ions/mまで照射し、試料の上表面の硬さを照射面からの深さの関数として測定した。照射硬化による硬さの最大値は、照射量に関係なく、試料表面から105mの深さの位置に生じる。この深さは、電子顕微鏡で観察される照射欠陥の深さ分布とよく対応しており、照射硬化量も電子顕微鏡で観察される照射欠陥の大きさと密度から予測される値とかなりよい一致を示す。また、試料の前にクサビ型の黒鉛を置き、ステンレス鋼試料に入射するヘリウムイオンのエネルギーを連続的に変えた実験で得られた硬さが最大となる深さ位置を入射イオンのエネルギーの関数として整理すると、ヘリウムイオンのエネルギーが21~33MeVの範囲でLittmark-Zieglerの鉄についてのヘリウムイオンの平均過程の計算とかなりよく一致する。