研究者
J-GLOBAL ID:202101006311994001   更新日: 2022年09月13日

鳥居 義也

トリイ ヨシヤ | Torii Yoshiya
所属機関・部署:
研究分野 (1件): その他
論文 (14件):
  • 山本 哲也*, 松村 明*, 中井 啓*, 柴田 靖*, 遠藤 聖*, 桜井 文雄, 岸 敏明, 熊田 博明, 山本 和喜, 鳥居 義也. 筑波大学によるBNCT臨床研究の臨床結果. Applied Radiation and Isotopes. 2004. 61. 5. 1089-1093
  • 山本 和喜, 熊田 博明, 岸 敏明, 鳥居 義也, 櫻井 良憲*, 古林 徹*. JRR-4における線量測定のための熱外中性子ビーム強度の較正. Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM). 2004. 15
  • 熊田 博明, 山本 和喜, 鳥居 義也, 松村 明*, 中川 義信*. ホウ素中性子捕捉療法のための線量評価システム(JCDS)の検証. Japanese Journal of Medical Physics, Vol.23, Supplement 3. 2003. 292-295
  • 山本 哲哉*, 松村 明*, 山本 和喜, 熊田 博明, 堀 直彦, 鳥居 義也, 柴田 靖*, 能勢 忠男*. ホウ素中性子捕捉療法用の中性子ビームの特性; 空気中下の放射線生物学的線量測定. Radiation Research. 2003. 160. 1. 70-76
  • 松下 明*, 山本 哲哉*, 松村 明*, 能勢 忠男*, 山本 和喜, 熊田 博明, 鳥居 義也, 樫村 隆則*, 大竹 真一*. JRR-4の新しい熱外中性子モード「Epi-12」の術中BNCTへの適用. Research and Development in Neutron Capture Therapy. 2002. 141-143
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MISC (27件):
  • 小林 哲也, 荒木 正明, 大場 敏充, 鳥居 義也, 竹内 真樹*. 改訂された耐震設計審査指針に対するJRR-3の対応. JAEA-Conf 2011-003. 2012. 83-86
  • 岸 敏明, 本橋 純, 山本 和喜, 熊田 博明, 鳥居 義也. JRR-4利用設備(照射設備,中性子ビーム設備,プール設備)の特性測定. JAEA-Technology 2008-054. 2008. 99
  • 加藤 友章, 荒木 正明, 出雲 寛互, 木名瀬 政美, 鳥居 義也, 村山 洋二. JRR-3シリサイド燃料炉心に関する反応度管理及び燃焼度管理. JAEA-Technology 2007-050. 2007. 39
  • 出雲 寛互, 加藤 友章, 木名瀬 政美, 鳥居 義也, 村山 洋二. 保守データを活用した研究用原子炉(JRR-3)の保守管理方法の検討. JAEA-Technology 2007-046. 2007. 23
  • 熊田 博明, 山本 和喜, 鳥居 義也, 松村 明*, 山本 哲哉*, 能勢 忠男*, 中川 義信*, 影治 照喜*, 内山 順三. ホウ素中性子捕捉療法のためのBNCT線量評価システム(JCDS)の開発(協力研究). JAERI-Tech 2003-002. 2003. 49
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特許 (1件):
  • 放射線照射容器およびその製造方法
講演・口頭発表等 (8件):
  • JRR-3の利用設備と均一照射装置について
    (9th Vietnam/Japan Research/HRD Forum on Nuclear Technology)
  • 東日本大震災後のJRR-3の現状
    (International Conference on Research Reactors; Safe Management and Effective Utilization)
  • JRR-3の東北地方太平洋沖地震に対する健全性確認について
    (平成25年度弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する研究会」)
  • JMTR及びJRR-3における現状と使用済燃料にかかわる課題
    (33rd International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR 2011))
  • 過去のデータを活用するJRR-3の保守管理
    (International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM 2007/IGORR))
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