J-PARCリニアック50Hz運転検証試験

近藤 恭弘; 地村 幹; Cicek, E.*; 福井 佑治*; 二ツ川 健太*; 不破 康裕; 後藤 陸斗*; 平野 耕一郎; 石川 将樹*; 伊藤 崇; et al.

Proceedings of 22nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.124 - 129, 2026/03

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2025/proceedings/PDF/FRO6/FRO601.pdf

J-PARCリニアックではさまざまなアップグレード計画が進行中であり、その中でも繰り返し周波数倍増計画は最も重要なものである。現在、リニアックは400MeVの負水素イオンビームを、3GeVシンクロトロン(RCS)へ25Hzの繰り返し周波数で供給している。しかし、RCSと計画中の陽子ビーム照射施設の両方に同時にビームを供給するためには、繰り返し周波数を25Hzから50Hzに引き上げる必要がある。照射施設へのビームライン建設に先立ち、2025年5月に現状可能な範囲でのリニアック機器の50Hz動作検証を実施した。また、J-PARC加速器における最も重要な安全装置の一つである粒子数カウンターシステムについても、50Hz動作の検証を行った。その結果、重大な問題は確認されず、今後予定されている50Hzビーム加速実証に向けた準備が整った。本論文では、J-PARCリニアックにおけるビーム加速を伴わない50Hz動作実証の詳細について述べる。

Optimization of microwave power in ESR dosimetry of tooth enamel in Japanese macaques

林 哲平*; 山下 琢磨*; 光安 優典*; 小野 健太*; 岩見 聡音*; 木野 康志*; 関根 勉*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 清水 良央*; et al.

International Journal of Radiation Biology, 8 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/09553002.2025.2534998

福島第一原子力発電所事故によって放出された放射性核種による長期的な慢性被ばくによる生物影響を調べている。放射線によって野生ニホンザルの歯のエナメル質中に生じる炭酸ラジカルを電子スピン共鳴(ESR)装置で測定することで、個体の被ばく線量を推定している。本研究では、マイクロ波出力や掃引速度などのESR測定条件を検討した。

歯中炭酸ラジカルの電子スピン共鳴法測定におけるマイクロ波パワーの検討

岩見 聡音*; 山下 琢磨*; 光安 優典*; 小野 健太*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 木野 康志*; 関根 勉*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; et al.

KEK Proceedings 2024-6, p.91 - 95, 2024/12

https://lib-extopc.kek.jp/preprints/PDF/2024/2425/2425006.pdf

ESR線量計測法の検出限界線量の改善を目指している。本研究では、ESR測定時にマイクロ波出力を変化させ、各ラジカルの飽和挙動を調べた。炭酸ラジカルと有機ラジカルのスピン緩和時間の違いから、マイクロ波出力を4.0mWにすると、S/N比が改善し検出限界線量を引き下げることができるという見込みを得た。

A Study on convection in molten zone of aluminum alloy during Fe/Al resistance spot welding

伊與田 宗慶*; 松田 朋己*; 佐野 智一*; 茂田 正哉*; 菖蒲 敬久; 湯本 博勝*; 小山 貴久*; 山崎 裕史*; 仙波 泰徳*; 大橋 治彦*; et al.

Journal of Manufacturing Processes, 94, p.424 - 434, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.jmapro.2023.03.032

Aluminum alloys are increasingly being applied to automobile bodies to reduce the weight of automobiles. In joining steel materials and aluminum alloys using resistance spot welding (RSW), it is important to control the state of intermetallic compounds due to the temperature at the joining interface. In other words, in RSW of Fe/Al dissimilar materials, it is necessary to clarify the heating and cooling phenomena of the interface temperature during joining. Although the convection behavior of the molten aluminum alloy is thought to influence the temperature distribution at the joining interface, there are no studies that have directly observed this phenomenon. In this study, convection in molten zone of aluminum alloy during RSW of steel and aluminum alloy is discussed. Direct observations were attempted in order to clarify the convection behavior of the molten aluminum alloy in RSW of steel and aluminum alloy. The main feature of this experiment is that a real-scale test piece and an RSW apparatus used in actual production were used to observe convection during actual production. The observation experiments were conducted using synchrotron radiation X-ray at SPring-8. During welding, the specimens were irradiated with synchrotron radiation X-ray, and convection was observed from the behavior of tracer particles placed on the specimens. As a results, three types of convection were observed: radial outward convection from the center of the molten zone at the joining interface, convection from the edge of the molten zone toward its center, and weak circulating convection at the edge of the molten zone. And, small convection velocities were generated at the edge of the molten zone. Furthermore, the convection velocity inside the molten zone was calculated to be approximately 1.75 m/s. In addition, it was shown that there is a correlation between convection behavior and the shape of the molten zone.

MOX燃料製造設備の運転・保守経験を踏まえた「粉末秤量・均一化混合設備」の開発

川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.

JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。

Detection limit of electron spin resonance for Japanese deciduous tooth enamel and density separation method for enamel-dentine separation

岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 木野 康志*; 関根 勉*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; 小坂 健*; 佐々木 啓一*; et al.

Journal of Radiation Research (Internet), 63(4), p.609 - 614, 2022/07

AA2021-0724.pdf:0.68MB

https://doi.org/10.1093/jrr/rrac033

日本人小児の乳歯のESR線量計測法の検出可能線量を調べたところ115mGyと見積もられた。また、エナメル質と象牙質の比重の違いを用いた重液分離法によるエナメル質抽出を実施したところ、従来のドリルで削り出す方法とほぼ同等の純度のエナメル質が得られただけでなく、従来法が適用できなかった動物の歯のエナメル質抽出にも有効な抽出法であることがわかった。

Distribution, dynamics, and fate of radiocesium derived from FDNPP accident in the ocean

乙坂 重嘉*; 上平 雄基; 池之上 翼; 川村 英之

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.409 - 423, 2022/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1994480

福島第一原子力発電所(FDNPP)の事故後、様々な観点から多くの海洋観測、シミュレーションによる事故起源放射性核種の動態研究が行われた。事故由来の放射性核種の海洋への輸送過程には、(1)海洋への直接排出、(2)大気を経由した海洋への沈着、(3)陸面に沈着した後の河川からの流入がある。主要な事故由来放射性核種の一つであるCs-137(Cs)の場合、事故直後の海洋への供給量(8-21PBq)のほとんどが(1)と(2)のプロセスによるものと推定されている。海底に蓄積されたCsの量は、海洋に運ばれた量の約1%(0.2PBq)に過ぎないが、沿岸部の堆積物に長期間残留し、徐々に海水や海底付近の生態系に移行すると考えられる。

野生動物の歯を用いた低線量被ばく推定法の開発

光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; et al.

KEK Proceedings 2021-2, p.91 - 96, 2021/12

https://lib-extopc.kek.jp/preprints/PDF/2021/2125/2125002.pdf

歯のエナメル質中に放射線によって生成した炭酸ラジカルを指標にして、原爆の被ばく者やチェルノブイリ原子力発電所事故の被ばく者の線量推定に使用されてきたESR線量推定法を、野生ニホンザルに適用することを試みている。ニホンザルのエナメル質のESRを可能にするための分析前処理法を検討し、福島県で捕獲した野生ニホンザルの線量推定を行うとともに、ESR信号の解析方法などについて議論した。

Radioactivity and radionuclides in deciduous teeth formed before the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident

高橋 温*; 千葉 美麗*; 棚原 朗*; 相田 潤*; 清水 良央*; 鈴木 敏彦*; 村上 忍*; 小荒井 一真; 小野 拓実*; 岡 壽崇; et al.

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.10355_1 - 10355_11, 2021/05

https://doi.org/10.1038/s41598-021-89910-0

The Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (FNPP) accident released substantial amounts of radionuclides into the environment. We collected 4,957 deciduous teeth, from children living in Fukushima and reference prefectures. Radioactivity was detected in most of the teeth examined and was attributed to the presence of natural radionuclides, including K and daughter nuclides in U and Th series. Additionally, artificial radionuclides, Sr and Cs, were detected in the teeth obtained from children from Fukushima and the reference prefectures. However, these radionuclides were not believed to have originated from the FNPP accident. Because the teeth examined in the present study were formed before the FNPP accident occurred, the aforementioned findings may serve as important control data for future studies regarding the radioactivity of teeth formed after the FNPP accident.

Neutron capture cross section measurement of minor actinides in fast neutron energy region for study on nuclear transmutation system

片渕 竜也*; 堀 順一*; 岩本 信之; 岩本 修; 木村 敦; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; 登坂 健一*; 遠藤 駿典; et al.

JAEA-Conf 2020-001, p.5 - 9, 2020/12

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2020-001

A research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" has been ongoing since 2017. The project aims at improving accuracy of neutron capture cross sections of long-lived minor actinides (MAs; Np and Am) in the fast neutron energy region which are very important for development of nuclear transmutation systems. In order to improve the capture reaction data of MAs, measurements using an intense pulsed neutron beam from a spallation neutron source of J-PARC are planned. The project consists of four parts: (1) development of neutron beam filter system, (2) cross section measurement, (3) sample characteristic assay, and (4) theoretical study. The filter system is designed to solve a double bunch issue in J-PARC. The sample characteristic assay lowers systematic uncertainties originating the samples. In the theoretical study, a nuclear reaction model is applied to analyzing cross sections and -ray spectra measured in experiments. The outline of the project and the current progress will be presented.