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山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 堀 直彦; 岸 敏明; 高田 準太郎*; 大竹 真一*
Proceedings of 9th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, p.243 - 244, 2000/10
JRR-4の中性子ビームの特性は放射化検出器とTL線量計を用いて行われた。この性能は医療部会で承認されたものである。JRR-4にはBNCT用に熱中性子モードI(混合ビーム)、熱中性子モードII、熱外中性子モードと名付けられた3つのモードが設定されている。各モードに対して、フリービーム実験とファントム実験を行った。ファントム実験ではボイドを含む場合と含まない場合の熱中性子及び
線線量の測定を行っている。これをもとに日本の医療チームは1999年10月から熱中性子モードIを用いたBNCTの試験を始めている。熱外中性子モードではファントム内に熱中性子のビルドアップピークを深さ
1.7cmのところに作ることがわかった。これは医療チームにとってSurgical defectの改善として期待されている。
-ray analysis device at JRR-4堀 直彦; 山本 哲哉*; 松村 明*; 鳥居 義也; 山本 和喜; 岸 敏明; 高田 準太郎*
Proceedings of 9th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, p.263 - 264, 2000/10
BNCTの線量を評価するためには、熱中性子束の測定と同様に、血液中のボロン濃度を測定することが重要である。化学的分析手法では短い時間の中で血液中のボロン濃度(30ppm程度)を高い精度で測定することは困難であるが、即発線分析装置を用いれば短い時間の中で高い精度のボロン濃度測定を行うことができる。JRR-4は水平実験孔を持たないプール型研究炉であるが、スーパーミラーを垂直に配置したことにより、プール上面で必要な中性子量を得ることができた。そこでJRR-4に即発線分析装置を整備し、ボロン濃度を測定できるようにした。このため、JRR-4における最初のBNCTを順調に行うことができた。
石島 暖大; 高田 準太郎; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*; 木村 一弘*
no journal, ,
再処理施設の経年変化に関する研究として、ニッケル基耐熱合金製機器を対象に、機械的特性に及ぼす熱時効の影響を調べた。ニッケル基耐熱合金の固溶化材及び熱時効材について、800
Cでクリープ試験を、800C及び室温で引張試験を実施した結果、800Cにおける流動応力とひずみ速度との関係において、熱時効材では直線関係となり、固溶化材でのみ熱時効によるクリープ強度の増加を示すと考えられる屈曲点が確認された。この結果は対象となる焙焼還元炉の経年変化挙動評価は直線近似により推測できることを示している。また、800Cにおける強度と延性に熱時効による効果は見られなかったが、室温引張試験では熱時効材において顕著な延性低下が確認された。これは、対象機器の経年変化事象に室温におけるぜい化を考慮する必要があることを示唆する結果である。
C/SS/Zry mixed melts phasesDi Lemma, F. G.; 三輪 周平; 高田 準太郎; 高野 公秀; 逢坂 正彦
no journal, ,
This work describes the oxidation and vaporization behaviors from simple Fe-B phases (Fe
B, FeB) under steam conditions, which contributes to the experimental determination of boron (B) release kinetics from complex B-containing complex melts (BC/SS/Zry) during a severe accident. The oxidation and vaporization behavior of these samples was found to be influenced by their B/Fe ratio and by the formation of Fe-B-O compounds.
Di Lemma, F. G.; 山下 真一郎; 中島 邦久; 高田 準太郎; 逢坂 正彦; 永瀬 文久
no journal, ,
原子炉構造材への核分裂生成物の化学吸着については、原子炉建屋内での核分裂生成物の滞留や、放射性物質の環境へのあるいは原子炉解体物への移行挙動にも影響を与えることになることから、事故時に考慮しなければならない重要な現象の一つである。そして、化学吸着に関する研究で得られた知見は、セシウム(Cs)の化学吸着に関するモデルの改善に役立つほか、福島第一原子力発電所の沈着Csの分布や特性を評価する際にも必要になることから、解体時の指針を与えることにつながると考えられる。本研究では、ステンレス鋼にCsOHを蒸着させる試験を温度(800-1000C)や雰囲気(H/Ar, H/HO/Ar)を変えて行い、試料表面をSEM/EDXやXRDを用いて付着物の微細組織や化学組成を調べた。その結果、EDXによる微細組織観察では、CsとSiの分布が一致し、XRDパターンからは、生成したCs化合物はCsFeSiOであることが確認された。これらの結果から、ステンレス鋼中の不純物の存在が重要であり、シビアアクシデント時に安定なCs付着物が形成する可能性のあることが分かった。
三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.; 鈴木 知史; 山下 真一郎; 岡根 哲夫; 高井 俊秀; 高田 準太郎; 古川 智弘; 逢坂 正彦
no journal, ,
原子力機構では、核分裂生成物(FP)の放出移行挙動評価手法を高度化するために、炉内各位置における化学挙動を評価してデータベース化し、FP化学モデルの高度化を行うことを目的としたFP化学に関する基礎研究を実施している。本研究では、Cs及びIを対象に、MoやBWR制御材炭化ホウ素(BC)等の影響に着目して、FP及びBの放出速度評価、沈着FP化学形の直接測定技術開発、SSへのCs化学吸着挙動評価、熱力学データベース拡充等を実施している。
高井 俊秀; 高田 準太郎; 中島 邦久; 古川 智弘; 逢坂 正彦
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)廃止措置において、炉内構造材に付着したCsからの被ばく線量評価及び取出し工法選定のための基礎情報として、Csの付着性状の評価が重要となる。シビアアクシデント時には、高温に熱せされた構造材に含まれるケイ素とCsが化学反応を起こし強固に吸着する「化学吸着」を生じることが想定されているが、既存知見だけでは1F事故条件範囲を網羅するには十分でない。そこで本研究では、より広い温度・雰囲気条件範囲下でCs化学吸着挙動を実験的・熱力学解析的に調査することした。本報告では、化学吸着により生成する化合物と想定される高純度セシウムシリケート試料の合成結果について述べる。
宮原 直哉; 三輪 周平; 高田 準太郎; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時における溶融炉心から原子炉格納容器への核分裂生成物の放出移行を再現するための実験装置TeRRaを製作した。本装置ではシビアアクシデント時の一次冷却系温度条件である1000-400Kにおいて、装置内沈着物のみならず、浮遊物を分析することが可能であることを、浮遊するCsIエアロゾルの粒径分布を測定することにより確認した。