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論文

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd in the thermal energy region with the Li-glass detectors and NaI(Tl) spectrometer installed in J-PARC$$cdot$$MLF$$cdot$$ANNRI

木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2134224
 被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.4$$pm$$1.7 and 251.9$$pm$$4.6 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.0$$pm$$2.5 and 247.4$$pm$$3.9 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for $$^{155}$$Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for $$^{157}$$Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by M${o}$ller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.

論文

Validation of MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

小嶋 健介

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3283 - 3292, 2016/05

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、実験値との比較により、MOSRA-SRACの適用性を検証した。実験値としては、照射後試験SFCOMPO 99-5を選定した。この試験では、東京電力福島第二原子力発電所で使用された8$$times$$8BWR燃料集合体から引き抜かれたUO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$燃料棒の主要な重核種と核分裂生成物の組成が測定されている。比較の結果、実験値とMOSRA-SRACによる計算値はよく一致することがわかった。ウランおよびプルトニウム核種については、$$^{238}$$Puを除き、5%以内で一致した。$$^{238}$$Puは30%の過大評価となったが、これは燃料棒のボイド率履歴が不明であるためであると考えられる。核分裂生成物は、約10%以内で一致した。

論文

Combination of boron and gadolinium compounds for neutron capture therapy; An $$in Vitro$$ study

松村 明*; Zhang, T.*; 中井 啓*; 遠藤 聖*; 熊田 博明; 山本 哲哉*; 吉田 文代*; 櫻井 良憲*; 山本 和喜; 能勢 忠男*

Journal of Experimental and Clinical Cancer Research, 24(1), p.93 - 98, 2005/03

中性子捕捉療法においては、ホウ素化合物による治療効果はアルファ粒子によるものであるのに対し、ガドリニウム化合物はGd(n,$$gamma$$)反応による$$gamma$$線量の効果である。また、これらの化合物は腫瘍内への取り込み特性も異なっている。2つの化合物を混合したときの効果を調べるため、チャイニーズ・ハムスターのV79細胞を用いて、10B(BSH)を0, 5, 10, 15ppmと、ガドリニウム(Gd-BOPTA)を800, 1600, 2400, 3200, 4800ppmの組合せで取り込ませ、熱中性子ビームによる照射を行い細胞生存率を評価した。その結果、ホウ素化合物とガドリニウム化合物を最適な濃度割合で混合することによって治療効果を増強することができることが明らかとなった。ガドリニウム濃度が高すぎる場合、Gdの断面積が大きいために、ホウ素の中性子捕獲効果を減衰させてしまうと考えられる。

論文

Synthesis and ${it in vivo}$ evaluation of BPA-Gd-DTPA complex as an MRI contrast agent and as a carrier for neutron capture therapy

高橋 和範*; 中村 浩之*; 古本 祥三*; 山本 和喜; 松村 明*; 福田 寛*; 山本 嘉則*

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 1 Pages, 2004/10

中性子捕捉療法用キャリアーとしてMRI造影剤に使用されているGd-DTPAにBPAを付加したBPA-Gd-DTPA化合物を合成した。ラットのAH109A hepatoma腫瘍へ本化合物を注入し生体内薬剤分布の研究を実行した。Gdとホウ素の集積率は即発$$gamma$$線分析法によって測定した。腫瘍集積率(%ID/g)は、注入後、20分及び6分にそれぞれ1%及び0.3%で、以前に報告したcarborane-Gd-DTPAより高かった。しかし、肝臓及び腎臓の集積率も非常に高く、腫瘍/血液比はBPA自体(ca.3.0)と比較して、0.38と非常に低かった。ラットの$$alpha$$線オートラジオグラフィでは、周囲の筋肉と比較して腫瘍のホウ素濃度はより高い値を示した。本化合物の腫瘍選択性はcarborane-Gd-DTPAより高かったが、良い化合物の合成法の研究を継続して行う。

論文

Analysis of intracellular distribution of boron and gadolinium in 9L sarcoma cells using a single-ended accelerator (Micro PIXE)

遠藤 聖*; 柴田 靖*; 吉田 文代*; 中井 啓*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 石井 慶造*; 酒井 卓郎; 佐藤 隆博; 及川 将一*; et al.

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 2 Pages, 2004/10

原研の高崎研究所にあるシングルエンド加速器(Micro PIXE)を用いて細胞内でのホウ素及びガドリニウムの定量を試みた。Micro PIXEは直径1$$mu$$m以下のマイクロビームを用いて元素分布の分析を可能にするものである。実験の結果、P, S, Gd等の分布を分析することが可能であることがわかった。しかし、K及びGdが細胞周辺に分布していることから、細胞壁の破壊や細胞内への取り込み不全が考えられた。今後、これらの問題に対処するとともに、細胞内のホウ素分布を求め、BNCTの有効活用に資する予定である。

論文

A Combination use of boron and gadolinium compounds in ${it In vitro}$ NCT trial

Zhang, T.*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 吉田 文代*; 桜井 良憲*; 熊田 博明; 山本 和喜; 能勢 忠男*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.819 - 824, 2002/09

本研究はホウ素とガドリニウムを組み合わせた中性子捕捉療法を前提に${it In vitro}$照射実験を行い、ガドリニウム濃度に依存して、ホウ素の照射効果がさまざま変化することを見いだした。この相乗効果の特徴は、ガドリニウムが低濃度の場合、ホウ素の殺細胞効果とガドリニウムの殺細胞効果とに相乗的な効果が現れ、ガドリニウムの濃度を高めていくとホウ素濃度に対する相乗効果が弱くなり、最終的にホウ素濃度に依存しないようになる。臨床照射に置き換えると、腫瘍中内のガドリニウムとボロンの適した濃度比が治療効果を高め、過剰なガドリニウム濃度は負の治療的効果を引き起こす可能性がある。

論文

Oxygen potential and defect structure of the solid solution, Mg-Gd-UO$$_{2}$$

藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*; 岡崎 学*; 福田 幸朔; 芹澤 弘幸; 白鳥 徹雄*

Journal of Nuclear Materials, 289(3), p.270 - 280, 2001/03

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(01)00427-5
 被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Materials Science, Multidisciplinary)

(Mg, Gd, U)O$$_{2+x}$$固溶体の酸素ポテンシャルを1000~1250$$^{circ}C$$の温度領域において、O/M比の関数として求めた。酸素ポテンシャルが急変するO/Mの値は、固溶体中のMg量の増加とともに低下した。一方、平衡する酸素分圧が低下すると、固溶体中のMg原子の一部が、格子間位置にシフトすることが、密度測定から明らかになった。Mgの固溶限は、平衡する酸素分圧に対して複雑な挙動を示した。

論文

Thermal conductivities of irradiated UO$$_{2}$$ and (U,Gd)O$$_{2}$$

湊 和生; 白鳥 徹雄; 芹澤 弘幸; 林 君夫; 宇根 勝巳*; 野北 和宏*; 平井 睦*; 天谷 政樹*

Journal of Nuclear Materials, 288(1), p.57 - 65, 2001/01

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00578-X
 被引用回数：21 パーセンタイル：80.29(Materials Science, Multidisciplinary)

照射した燃料の熱伝導率は、燃料温度に直接かかわる物性であり、重要である。円盤状のUO$$_{2}$$及びUO$$_{2}$$-10wt%Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$試料を作製し、約4%FIMAまで照射した後、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定した。照射済み試料の熱伝導率は、未照射試料に比べて減少したが、約1800Kまで熱拡散率を測定した後の試料では、点欠陥の回復により、熱伝導率の一部回復が認められた。照射中の温度の急上昇において1273K以上を経験した試料では、熱伝導率の一部回復の幅が小さかった。これは、熱伝導率の減少に寄与している照射による点欠陥が、高温で照射中に回復したためであることを明らかにした。

報告書

MCNPコードによるペレット・溶液混在低濃縮ウラン燃料臨界実験の解析

小林 友也*; 荒川 拓也*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 94-018, 36 Pages, 1994/12

JAERI-Data-Code-94-018.pdf:1.09MB

連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNP-4Aを評価済み核データ・ファイルJENDL-3.1と組合わせて、$$^{235}$$U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している12体系の臨界実験を解析した。中性子増倍率の計算値は平均で0.955となったが、1よりこのように小さくなった主な原因は、実験報告書に記された燃料溶液等の組成の不正確さにあると推定された。このため、燃料ペレット、燃料溶液、ステンレス鋼、ガドリニウムの組成データについて吟味し、より正確な値を採用したと思われるOECD/NEAの国際ベンチマーク問題に従って解析した結果、中性子増倍率の計算値は平均で0.986となり、かなり1に近付いた。

報告書

ペレット・溶液混在低濃縮ウラン燃料臨界実験に対するJACSコードシステムの検証計算

奥野 浩; 野村 靖

JAERI-Data/Code 94-014, 33 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-014.pdf:0.98MB

溶解槽模擬体系の臨界実験が米国PNLで実施された。$$^{235}$$U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒の三角格子配列が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している体系である。この実験体系12件をJACSコードシステムを用いて解析した結果は既に報告したが、中性子増倍率を0.95より低く算出した例が8件あった。その原因を明らかにするため、再計算を実施すると共に、OECD/NEAで出題された国際ベンチマーク問題の解析・検討を行った。この結果、次の3点が明かになった。(1)以前行った一部の計算にはダンコフ補正法の適用について誤りがあったと考えられ、今回の計算の方が平均で1.3%$$Delta$$kだけ中性子増倍率が増加した。(2)実験報告書では硝酸ウラニル水溶液の組成に矛盾があり、遊離硝酸濃度を0と取扱うことにより整合性がほぼとれる、(3)このような取扱いを行った実験体系12件に対しJACSコードシステムを用いて得られる中性子増倍率の平均値は0.980となった。

論文

Measurement of metastable population in gadolinium atomic beam by resonance photoionization

小倉 浩一; 柴田 猛順

Journal of the Physical Society of Japan, 63(3), p.834 - 838, 1994/03

https://doi.org/10.1143/JPSJ.63.834
 被引用回数：2 パーセンタイル：46.01(Physics, Multidisciplinary)

電子ビーム加熱蒸発により生成したガドリニウム原子ビーム中の原子の準安定準位密度を共鳴光イオン化を用いて測定した。準安定準位密度はボルツマン分布をしており原子励起温度を決めることができた。原子励起温度は蒸発面温度よりもはるかに低く、原子ビームの並進温度と非常に近かった。これは、蒸発面近傍で蒸発原子が真空中へ膨張冷却するとき原子の運動エネルギーのエネルギー交換速度が速いことを示していると考えられる。

論文

Metastable states population densities in Gd atomic beam at high-rate evaporation by electron beam heating

西村 昭彦; 有澤 孝; 大場 弘則; 柴田 猛順

J. Vac. Sci. Technol., A, 11(4), p.1516 - 1521, 1993/07

原子法レーザー同位体分離の実用化のためには、電子ビーム加熱により発生させた原子蒸気の特性を知ることが重要である。ここでは、低いエネルギーの準安定準位分布を多く有するガドリニウムを用いて、レーザー光照射部の原子密度が10$$^{12}$$個/cm$$^{3}$$オーダーの高い密度下においてレーザー光吸収により準安定準位密度分布の測定を行ない以下の特性を明らかにした。1.準安定準位密度分布から求めた原子励起温度は蒸発面温度より遙かに低く、蒸発速度の増加につれてさらに低下し500K程度となる。2.原子蒸気中には高真空中への急激な膨張によるクラスター生成の可能性はほとんどない。

論文

Velocity distributions in high density gadolinium atomic beam produced with axial electron beam gun

西村 昭彦; 大場 弘則; 柴田 猛順

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1054 - 1060, 1992/11

https://doi.org/10.3327/jnst.29.1054

原子法レーザー同位体分離では、電子ビームによる局所加熱により発生させた高密度原子ビームの速度分布がパルスレーザーの繰り返し周波数の決定や回収電極の設計を行う上で重要である。このため、レーザー光照射領域での原子密度を10$$^{13}$$個/cm$$^{3}$$まで増加させて原子ビームの速度分布を行い、原子ビーム速度及び平行及び垂直方向の並進温度の測定を行なった。原子ビーム速度は蒸着速度とともに増加に単原子気体の断熱膨張時の最大速度800m/sまで加速される。一方平行方向の並進温度は200Kまで低下する。また、垂直方向の並進温度は次第に増加の傾向を示し、蒸着速度500$AA/s$以上では平行方向の並進温度と一致する。本実験結果を偏向型電子銃による実験結果と比較した結果、電子ビームと原子ビームの衝突領域の長さや加速電圧が蒸発原子の速度分布に影響することが判明した。

論文

The Effect of gadolinium content on the thermal conductivity of near-stoichiometric(U,Gd)O$$_{2}$$ solid solutions

福島 奨; 大道 敏彦; 前多 厚; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 105(2), p.201 - 210, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(82)90375-0
 被引用回数：82 パーセンタイル：98.6(Materials Science, Multidisciplinary)

BWR用バーナブルポイゾンとして使用されているUO$$_{2}$$-GdO$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{5}$$系燃料のうち、化学量論に近い(U,Gd)O$$_{2}$$(0~15モル%GdO$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{5}$$含有)の熱伝導度をレーザフラッシュ法により700~2000Kで測定した。その結果、次のことが明らかになった。(1)熱伝導度はドリニウム濃度が増大するとともに次第に減少する。(2)熱伝導度の温度変化は約1600Kまでフォノン伝導の式:K=(A+BT)$$^{-}$$$$^{1}$$を満足する。(3)格子欠陥熱抵抗の測定値は、結晶格子中のU$$^{4}$$$$^{+}$$,U$$^{5}$$$$^{+}$$およびGd$$^{3}$$$$^{+}$$イオンをフォノン散乱の点欠陥と考えた格子欠陥モデルに基づいて計算した結果とよく一致する。(4)格子欠陥熱抵抗に及ぼす結晶格子の歪の効果は、質量の違いの効果に比べて大きい。(5)1600Kまでの熱伝導度は次式で一般に表される。K=K$$_{U}$$$$_{O}$$$$_{2}$$/(K$$_{U}$$$$_{O}$$$$_{2}$$・We+1)(K$$_{U}$$$$_{O}$$$$_{2}$$:UO$$_{2}$$の熱伝導度、We:(3)のモデルに基づく欠陥熱抵抗)

論文

Self-shielding and burn-out effects in the irradiation of strongly-neutron-absorbing material

関根 俊明; 馬場 宏

Journal of Radioanalytical Chemistry, 45, p.155 - 167, 1978/00

強い中性子吸収体を中性子照射したときのRI生成量に及ぼす自己遮蔽とburn-outの影響について検討した。これら両方の効果がどちらも無視できない場合の熱中性子と熱外中性子によるRI生成量の計算法を開発した。また、板状の酸化ガドリニウムを中性子照射する実験を行って、$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Gd,$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{0}$$Tb,$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tbの生成量の実験値と計算値とを比較した。

報告書

ガドリニウム・ターゲットの検討:$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tbの製造と強い熱中性子吸収体Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$におけるRI生成量

関根 俊明; 馬場 宏

JAERI-M 6668, 45 Pages, 1976/08

JAERI-M-6668.pdf:1.13MB

天然同位体組成のガドリニウムをターゲットとして、(n,$$gamma$$)反応により$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb($$beta$$崩壊、半減期6.9日)を製造するさいに役立てるため、ターゲット中の希土類元素不純物の定量と行なうと共に、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb生成量の計算値と実験値とを比較することを試みた。熱中性子の自己遮断と副反応を考慮した放射化分析により、市販の最高純度の酸化ガドリニウム中に、イッテルビウム10ppm、ルテチウム58ppm、ユーロピウム53ppm、テルビウム0.08ppm含まれていることを見出した。板状試料について、熱中性子の自己遮断、熱外中性子の寄与、原子核のburn-out、多重中性子捕獲を考慮して生成放射能を計算するプログラムを作成した。これによる$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Gd、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{0}$$Tb、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb生成量の計算値は実験値の1/2~2倍の範囲で一致した。

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