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論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-4 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 13 Pages, 2019/03

福島第一原子力発電所事故(1F)廃止に向けては、炉心物質の最終的な分布とその特性を理解することが重要である。これらの特性は明らかに各ユニットの事故進展に左右される。ただし、BWRの事故進展挙動には大きな不確かさが存在する。MAAP-MELCOR Crosswalkによって明らかにされたこの不確かさは、既存の実験データと知識では解決できない。冷却材がBWR炉心から失われると、その後のシナリオはTMI-2に代表されるものと「連続ドレン型」というシナリオに分けられる。この分岐点の主な不確かさは、2つの疑問点としてまとめられる。(Q1)高温で燃料溶融に近接した損傷炉心のガス透過性はどのようなものか。(Q2)燃料溶融前の高温炉心の下方移動とその構造材加熱への影響はどうか。これらの問題に取り組むために、炉心物質の溶融および再配置に関わるCMMR実験が行われた。CMMR-4試験では、スランピング直前の炉心状態に関する有用な情報が得られた。酸化物燃料が溶融に近接する条件での炉心の巨視的なガス透過性の存在が確認され(A1)、実際の炉で生じる可能性の高い燃料柱崩壊があった場合、最も高温の燃料は炉心の高温部から効率的に低温部に移動できず、炉心燃料最高温度の効果的な制限や、支持構造の著しい加熱が生じないことを示唆している(A2)。

論文

異材溶接継手の界面破断の力学的要因分析

山下 拓哉; 山下 勇人; 永江 勇二

鉄と鋼, 105(1), p.96 - 104, 2019/01

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

火力・原子力発電プラントの使用温度条件である550度では、フェライト鋼と溶接材の界面で破断が生じる研究結果が報告されている。本研究では、フェライト鋼への溶接時の入熱量が異なる2種類の異材継手を製作した。溶接には高入熱であるプラズマ溶接および低入熱であるティグ溶接をそれぞれ使用した。改良9Cr-1Mo鋼に形成された熱影響部の組織はプラズマ溶接とティグ溶接とで異なっていた。改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600部を用いて試験片を製作し、550度のクリープ試験を実施した。試験より、ティグ溶接を使用した試験片は界面破断し、プラズマ溶接を使用した試験片は界面破断しない結果が得られた。そのため、熱影響部のひずみ分布計測および有限要素解析を実施し、フェライト鋼に形成される熱影響部の変形挙動に着目し界面破断メカニズムを力学的観点で分析した。各溶接法により製作した異材接手のフェライト鋼の界面近傍に形成する熱影響部の特性の違いにより、界面近傍でのひずみ分布に違いが生じることが分かった。界面破断を回避するためには、フェライト鋼界面近傍にクリープひずみ速度が遅い熱影響部を形成させる必要がある。

論文

Communication avoiding multigrid preconditioned conjugate gradient method for extreme scale multiphase CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 山下 晋; 小野寺 直幸; 山田 進; 今村 俊幸*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.17 - 24, 2018/11

多相流体CFDコードJUPITERの圧力ポアソン方程式に省通信マルチグリッド前処理付共役勾配(CAMGCG)法を適用し、省通信クリロフ部分空間法と計算性能と収束特性を比較した。JUPITERコードにおいてCAMGCGソルバ問題サイズによらずロバーストな収束特性を有し、通信削減と収束特性向上を両立することから、通信削減のみを実現する省通信クリロフ部分空間法に対する優位性が高い。CAMGCGソルバを$$sim 900$$億自由度の大規模多相流体CFDシミュレーションに適用して反復回数を前処理付CG法の$$sim 1/800$$に削減し、Oakforest-PACSにおける8,000ノードまでの良好な強スケーリングとCG法の$$sim 11.6$$倍の性能向上を達成した。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

原子炉過酷事故時における炉内溶融物移行挙動の大規模数値シミュレーション

山下 晋; 伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

第31回数値流体力学シンポジウム講演論文集(DVD-ROM), 7 Pages, 2017/12

原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。原子炉過酷事故では、燃料棒1本スケール(数cm)から圧力容器スケール(十数メートル)まで非常に広範囲に渡るマルチスケール・マルチフィジクス現象を含むため、溶融物の移行挙動の詳細な予測のためには、高性能な大規模計算が必要不可欠となる。このような問題を解決するため、大規模並列計算に適した計算スキームの適用だけでなく、計算負荷の多くを占める圧力Poissonソルバーに対する反復解法を超並列計算に適したソルバーを適用した。これら手法を用いて、原子炉過酷事故時の炉内状況予測に向けた溶融物移行挙動解析手法の有効性評価と大規模計算への対応のため、実験解析及び予備解析を実施し、妥当性並びに大規模計算における良好な並列性能を有することを確認した。

論文

A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.09(Nuclear Science & Technology)

過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。

論文

Metallurgical investigations on creep rupture mechanisms of dissimilar welded joints between Gr.91 and 304SS

山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.

報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

論文

The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor

山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.

論文

Strength of 316FR joints welded by Type 316FR/16-8-2 filler metals

山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.

論文

除染活動支援と放射線に対する理解支援活動; 原子力機構による環境回復の取組,3

山下 卓哉; 板橋 靖

日本原子力学会誌, 57(10), p.656 - 661, 2015/10

東京電力福島第一原子力発電所事故より3年が経過し、放射性物質に汚染された環境回復のための技術開発が求められている。原子力機構は、事故以来、福島復興に向けて環境汚染への対処のため様々な活動を行ってきた。ここでは、シリーズ解説の第3弾として、原子力機構における除染活動支援の現状と放射線に対する理解支援活動について解説する。

論文

Colossal thermomagnetic response in the exotic superconductor URu$$_2$$Si$$_2$$

山下 卓也*; 下山 祐介*; 芳賀 芳範; 松田 達磨*; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦; 住吉 浩明*; 藤本 聡*; Levchenko, A.*; 芝内 孝禎*; et al.

Nature Physics, 11(1), p.17 - 20, 2015/01

 被引用回数:28 パーセンタイル:8.97(Physics, Multidisciplinary)

Observation of a colossal Nernst signal is reported. URu$$_2$$Si$$_2$$ is known as a heavy fermion superconductor. The superconductivity coexists with the so-called hidden-order phase. The Nernst coefficient is enhanced by as large as million times over the theoretically expected value within the standard framework of superconducting fluctuations. Moreover, contrary to the conventional wisdom, the enhancement is more significant with the reduction of the impurity scattering rate. This anomalous Nernst effect intimately reflects the highly unusual superconducting state in URu$$_2$$Si$$_2$$.

論文

Material strength evaluation for 60 years design in Japanese sodium fast reactor

永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.

論文

福島除染推進活動; 除染活動推進員による国直轄の除染事業への技術支援

押味 一之; 山下 卓哉

保全学, 12(1), p.17 - 21, 2013/04

「平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法」に基づき、国直轄の除染事業が環境省によって進められている。国直轄の除染事業を支援するため、平成24年2月1日に日本原子力研究開発機構の福島技術本部に総勢20名の「除染活動推進員」を配置し、除染作業現場での技術指導、住民説明会や戸別除染のための同意書取得等の支援活動を開始した。前報(「特集連載 除染活動の紹介(1)」)では専門家活動による自治体協力について報告したが、本報では除染活動推進員による国直轄の除染事業への技術支援のうち除染作業の立会・技術支援について報告する。

論文

IAEA原子力エネルギーマネジメントスクール日本開催; アジアにおける原子力人材育成の中核をめざして

上坂 充*; 山下 清信; 大釜 和也; 服部 拓也*

日本原子力学会誌, 55(1), p.53 - 56, 2013/01

国際原子力機関(International Atomic Energy Agency)は将来、原子力を計画・運営・管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクール(Nuclear Energy Management School)を2010年より開催している。原子力人材育成ネットワーク,日本原子力研究開発機構,東京大学及び日本原子力産業協会は、我が国の若手人材の国際化、新規原子力導入国等の人材育成への寄与及びIAEAとの協力関係の促進を目的とし、IAEAとともに、2012年6月にスクールを茨城県東海村にて開催した。このスクールでは、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴をいかしつつ、多くの日本人専門家の協力を得て、我が国の原子力の状況・経験の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。新規原子力導入国を含む海外13か国からの21名の研修生及び18名の日本人研修生は、講義や施設見学を通して原子力を学び、グループワークを通して議論を深め、3週間の生活におけるコミュニケーションを通してお互いを知り、参加者同士の国際的な人的ネットワークを構築する機会を得た。

論文

Mechanism of radiation-induced reactions in aqueous solution of coumarin-3-carboxylic acid; Effects of concentration, gas and additive on fluorescent product yield

山下 真一; Baldacchino, G.*; 前山 拓哉*; 田口 光正; 室屋 裕佐*; Lin, M.*; 木村 敦; 村上 健*; 勝村 庸介

Free Radical Research, 46(7), p.861 - 871, 2012/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.39(Biochemistry & Molecular Biology)

クマリンの水溶性誘導体であるクマリン-3-カルボン酸(C3CA)の水溶液中における放射線誘起化学反応について電子線パルスラジオリシス、$$^{60}$$Co $${gamma}$$線照射後の最終生成物分析,決定論的モデルシミュレーションによって調べた。C3CAは水和電子だけでなくOHラジカルとも拡散律速相当の速度定数(それぞれ2.1$${times}$$10$$^{10}$$, 6.8$${times}$$10$$^{9}$$ M$$^{-1}$$s$$^{-1}$$)で反応することがわかった。O$$_{2}$$$$^{-}$$$$^{bullet}$$に対する反応性は確認されなかった。蛍光物質7-ヒドロキシ-クマリン-3-カルボン酸(7OH-C3CA)は高速液体クロマトグラフィに接続した蛍光光度計により検出した。この7OH-C3CAの生成収率は、照射条件により差はあるものの、0.025から0.18(100eV)$$^{-1}$$であった。C3CA濃度, 飽和気体, 添加剤に対する7OH-C3CA収率の変化から、C3CAによるOHラジカル捕捉から7OH-C3CAが形成されるまでには少なくとも二つの経路(過酸化後のHO$$_{2}$$ラジカル放出及び不均化反応)があることが示された。これらの経路を含む反応機構を提案し、シミュレーションを実施した。OHラジカル捕捉後の7OH-C3CAへの変換効率を4.7%とすることで測定結果をよく説明できた。

論文

R&D on maintenance technologies for FBR plants in JAEA; The Status quo and the future plan

月森 和之; 上田 雅司; 宮原 信哉; 山下 卓哉

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

The new inspection system have been applied to nuclear power plants in Japan since 2008 in order to improve their safety and reliability during operation. The performance of maintenance activities are evaluated through PDCA (Plan-Do-Check-Action) cycle and the utilization of the risk information, condition monitoring techniques, etc. is recommended in this system. Also, elongation of plant lives and high performance demands need the rationalization and sophistication of the maintenance program and technologies. Electric power companies owing LWRs already began to adopt advanced monitoring techniques, such as thermography, sampling of lubricants to check bearing integrity, etc. FBRs are under development but situation is as same as LWRs. However, unvisible and high temperature environments are added as the conditions that should be considered in developing advanced maintenance technologies, since the liquid metal coolant systems are adopted in many FBR plant designs. In this paper, the maintenance techniques now proceeding such as MONJU ISI equipments, and new promising monitoring systems, inspection techniques and repairing methods for the demonstration FBR are presented.

論文

Production of a fluorescence probe in ion-beam radiolysis of aqueous coumarin-3-carboxylic acid solution, 2; Effects of nuclear fragmentation and its simulation with PHITS

前山 拓哉*; 山下 真一; 田口 光正; Baldacchino, G.*; Sihver, L.*; 村上 健*; 勝村 庸介

Radiation Physics and Chemistry, 80(12), p.1352 - 1357, 2011/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Chemistry, Physical)

クマリン-3-カルボン酸(CCA)水溶液の放射線分解では水分解生成物であるOHラジカルによりCCAが酸化されて一定の比率で蛍光プローブになる。このことを利用し、HIMAC施設において135, 290, 400MeV/uの炭素イオンを水に照射した際のOHラジカル収率をブラッグピーク付近で測定した。ブラッグピークで停止するまでの間に入射イオンはエネルギーを失い、LETが増加するため、トラック構造が密となることを反映してOHラジカル収率が減少する一方、ブラッグピークよりさらに深い下流の領域では核破砕で生成した軽くてLETの低いHやHeなどの二次イオンの照射により、OHラジカル収率は急激に高くなることを明らかにした。核破砕を考慮して上記のようなOHラジカル収率の変化を定量的に説明するために粒子・重イオン汎用3次元モンテカルロコードPHITSを用いて粒子輸送計算を実施したところ、ブラッグピークより上流の領域では測定結果を精度よく説明できた。しかしブラッグピークより下流の領域では測定値に対して、シミュレーションに基づく推定値は15-45%過小評価となり、この差異は線量測定で用いた電離箱と試料セルとのジオメトリの違いが主因となって生じている可能性が高いことが示された。

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