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論文

高自由度で温度制御可能な新規Hot-Thermocouple装置の開発

木村 麟太郎*; 墨田 岳大*; 大澤 崇人; 松野 航太*; 中島 邦彦*; 齊藤 敬高*

鉄と鋼, 111(15), p.955 - 962, 2025/11

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2025-034

この研究は、従来の高温熱電対技術の課題を解決する新しいシステムを開発した。従来の熱電対技術は、複雑な電気回路と装置構成のため、メンテナンスが困難で、部品の入手も難しくなっている。開発された新しいシステムは、グラフィカルプログラミング環境であるLabVIEWを活用することで、高精度かつ自由度の高い温度制御を実現した。従来の複雑な電気回路を簡略化し、基本的な技術知識があれば容易に製作可能である。試験では、開発システムの信頼性と、複雑な温度パターン(例: 50$$^{circ}$$C振幅、1秒周期の正弦波)の温度制御能力が確認された。さらに、CaO-SiO$$_{2}$$-Li$$_{2}$$O系のTTT図を作成するデモンストレーションを行い、画像解析と組み合わせることで、結晶化のタイミングを定量的に、かつ客観的に決定することに成功した。つまり、この新しいシステムは、従来の技術の課題を克服し、より高精度で信頼性の高い高温観察・制御を可能にする画期的な技術である。

論文

Evaluation of a CdTe semiconductor-based gamma camera for real-time dose dosimetry in boron neutron capture therapy

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 高橋 忠幸*

Medical Physics, 52(10), p.e70062_1 - e70062_14, 2025/10

https://doi.org/10.1002/mp.70062
 被引用回数：1 パーセンタイル：59.63(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

Boron neutron capture therapy (BNCT) is a cancer treatment that leverages the nuclear reaction between boron-10 ($$^{10}$$B) and thermal neutrons to generate high-energy $$alpha$$ particles and $$^{7}$$Li nuclei that selectively destroy cancer cells while sparing healthy tissues. However, BNCT is limited by current dosimetry methods that are incapable of monitoring boron distribution during therapy. An imaging system capable of real-time dosimetry is essential for optimizing treatment efficacy and minimizing collateral damage. This study aimed to develop a high-resolution real-time boron dosimetry system for BNCT by employing a cadmium telluride double-sided strip detector (CdTe-DSD). The CdTe-DSD enables precise mapping of $$^{10}$$B distribution by detecting the 478 keV prompt $$gamma$$-rays emitted during the $$^{10}$$B(n, $$alpha$$)$$^{7}$$Li reaction. The imaging system was constructed by integrating a CdTe-DSD with a 2-mm diameter pinhole collimator. The CdTe-DSD, comprising a 2-mm-thick CdTe semiconductor, has a sensitive area of 32$$times$$32 mm$$^2$$. Neutron irradiation experiments were performed at Japan Research Reactor No.3 using various boron-containing samples, including boric acid solutions, powders, and granular boron, with boron masses ranging from 0.02 to 2.00 mg. We implemented the neutron shields using a 5-mm-thick $$^6$$Li$$_2$$CO$$_3$$ plate and LiF tiles to reduce the background from scattered neutrons during the measurement. The imaging system successfully detected the 478 keV $$gamma$$-ray signal with an energy resolution of 7.3 keV at 511 keV. The reconstructed two-dimensional $$^{10}$$B images demonstrate the capability of the CdTe-DSD to accurately map the $$^{10}$$B distribution in the samples. Notably, we evaluated the important background contributions from the scattering neutrons in the development of the CdTe-DSD-based imaging system. When the scattering neutrons in a neutron experiment hit the CdTe-DSD, 558 keV $$gamma$$-rays of $$^{113}$$Cd were produced. Under three experimental conditions with different neutron shielding configurations, we found that enhanced neutron shielding considerably reduced the background contribution created by the $$^{113}$$Cd background signal, thereby improving the contrast-to-noise ratio (CNR) in the image quality assessment. Upon comparing the condition with minimal neutron shielding to that with maximal shielding, a 14-fold enhancement in the CNR was observed. This study demonstrates that a CdTe-DSD-based gamma camera is a promising tool for real-time boron dosimetry in BNCT. The detector's high energy resolution and excellent spatial resolution enable precise detection of 478 keV prompt $$gamma$$-rays, facilitating accurate mapping of boron distribution during neutron irradiation. These findings support the developed system's potential to enhance BNCT treatment planning and patient-specific dose monitoring. Future research will optimize neutron shielding and explore advanced collimator designs to improve sensitivity in clinical settings.

論文

Development of a real-time boron imaging method for BNCT using CdTe-DSD at the JRR-3

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 池田 瑞*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 南 喬博*; 高橋 忠幸*; 渡辺 伸*

Applied Radiation and Isotopes, 222, p.111845_1 - 111845_7, 2025/08

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2025.111845
 被引用回数：1 パーセンタイル：64.08(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Boron neutron capture therapy (BNCT) is a neutron-based cancer treatment requiring a real-time $$^{10}$$B dose monitor to optimize effectiveness. We report the use of a cadmium telluride double-sided strip detector (CdTe-DSD), which has a full width at half maximum energy resolution of 7.3 keV at 511 keV and a spatial resolution of 250 $$mu$$m for accurate boron imaging. Using the CdTe-DSD with a pinhole collimator, our experiment at Japan Research Reactor No. 3 (JRR-3) evaluated the $$^{10}$$B distribution in a solid sample containing a 0.3 mg $$^{10}$$B concentration during neutron exposure. Although measurement of the $$^{10}$$B signal was significantly affected by background gamma rays from 113 Cd, we successfully obtained a circular projection image with a diameter of 11.5 mm, revealing the precise location of $$^{10}$$B, with a counting rate of 0.115 cps and a signal-to-noise ratio of approximately 25.7 %. The results demonstrate the capability of the CdTe-DSD to enhance BNCT by providing high-fidelity insights into the $$^{10}$$B distribution within the sample.

論文

Evaluation of analytical uncertainty in quantitative determination of elements; The Case of boron

墨田 岳大*; 大澤 崇人; Chiu, I.-H.; 池田 篤史

Analytica Chimica Acta, 1329, p.343256_1 - 343256_10, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.aca.2024.343256
 被引用回数：1 パーセンタイル：11.80(Chemistry, Analytical)

The uncertainty including accuracy and precision is the most vital factor that determines the overall quality of quantitative analysis. The objectives of this study are (1) to investigate the analytical uncertainty of a prompt gamma-ray analysis (PGA), a chemical interference-free method in principle, on the quantitative analysis of boron and (2) to evaluate the applicability of inductively coupled plasma optical emission spectrometry (ICP-OES), a common technique for quantitative elemental analysis including boron. PGA provided analytical quantity that is equivalent to the true quantity. The analytical uncertainty in both methods was adequately evaluated by comparing the results from PGA and ICP-OES for a series of boron-containing materials with different physical/chemical properties and the major sources of uncertainty in both methods are specified. The evaluation concept demonstrated in this study could be beneficial to a wide range of analytical chemistry.

論文

金属材料の共晶溶融現象

墨田 岳大; 池田 篤史

Isotope News, (783), p.28 - 32, 2022/10

https://www.jrias.or.jp/pdf/2210_TRACER_SUMITA_HOKA.pdf

原著論文「High temperature reaction of multiple eutectic-component system; The Case of solid metallic Zr and molten SUS-B$$_{4}$$C」の解説記事である。

論文

Potential bacterial alteration of nuclear fuel debris; A Preliminary study using simulants in powder and pellet forms

Liu, J.; 土津田 雄馬; 墨田 岳大; 北垣 徹; 大貫 敏彦; 香西 直文

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(6), p.2785 - 2794, 2022/06

https://doi.org/10.1007/s10967-022-08324-y
 被引用回数：4 パーセンタイル：42.73(Chemistry, Analytical)

福島第一原子力発電所(FDNPP)における燃料デブリは10年以上微生物を含んでいる地下水に保存した。微生物による燃料デブリの変化が起こる可能性がある。本研究では、CeO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, Fe(0), SiO$$_{2}$$を用いて燃料デブリの模擬体を調製し、好気性条件下で金属元素酸化細菌として認識されていない2つの常在菌Pseudomonas fluorescens及びBacillus subtilisに曝露して、模擬体の物理的及び化学的変化を調べた。粉末模擬体を用いた実験では、Ce, Zr, Siはほとんど溶解せず、Feを溶解したままFe(II)とFe(III)として液相に存在し、一部溶解した鉄は鉄(水)酸化物のナノ粒子として析出した。ペレット模擬体を用いた実験では、バクテリアはFe(0)粒子表面に選択的に集まり、腐食ピットを作った。これらの結果は地下水中のバクテリアがFDNPPの燃料デブリ中の鉄を腐食し、燃料デブリを多孔質体に変え、ナノサイズの鉄(水)酸化物粒子を水中に放出することを示唆した。

論文

Direct ${it in-situ}$ temperature measurement for lamp-based heating device

墨田 岳大; 須藤 彩子; 高野 公秀; 池田 篤史

Science and Technology of Advanced Materials; Methods (Internet), 2(1), p.50 - 54, 2022/02

https://doi.org/10.1080/27660400.2022.2035097

Despite a wide variety of its practical applications, handiness, and cost-effectiveness, the advance of lamp-based heating device is obstructed by one technical difficulty in measuring the temperature on a heated material. This difficulty originates in the combination of polychromatic light source and a radiation thermometer that determines temperature from radiation (i.e. light). A new system developed in this study overcomes this intrinsic difficulty by measuring exclusively the radiation from the heated material, allowing us to perform the direct and ${it in-situ}$ measurement of temperature in a light-based heating device (an arc image furnace). Test measurements demonstrated the reliability of temperature measurement using the developed system as well as its promising potential for the determination of emissivity at high temperature particularly in the infrared region.

論文

High temperature reaction of multiple eutectic-component system; The Case of solid metallic Zr and molten stainless steel-B$$_{4}$$C

墨田 岳大; 小畠 雅明; 高野 公秀; 池田 篤史

Materialia, 20, p.101197_1 - 101197_11, 2021/12

https://doi.org/10.1016/j.mtla.2021.101197

The eutectic melting, one of the fundamental phenomena in high temperature reactions involving liquid phases, is a primitive but important subject for both scientific and industrial fields associated with metallurgy. The present study aims at revealing the formation and reaction mechanisms of the multiple eutectic-component system consisting of solid metallic Zr and molten stainless steel- boron carbide (SS-B$$_{4}$$C) by combining multiple analytical methods (i.e. powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and dynamic secondary ion mass spectrometry (D-SIMS)) with thermodynamical consideration. The results indicate that the solidified Zr-SS-B$$_{4}$$C mixture is composed of major phases of (Fe,Cr)$$_{2}$$Zr, (Fe,Cr,Ni)$$_{2}$$Zr, (Ni,Fe)Zr$$_{2}$$, ZrB$$_{2}$$, and a minor phase of ZrC. The results also reveal that the eutectic melting between solid metallic Zr and molten SS-B$$_{4}$$C can be described as the combination of diffusion kinetics and thermodynamic stability. That is, the initial formation of ZrC and ZrB$$_{2}$$ layers at the reaction interface significantly retards the diffusion of other SS-B$$_{4}$$C components (i.e. Cr, Fe, and Ni) into solid metallic Zr.

論文

Solidification and re-melting mechanisms of SUS-B$$_{4}$$C eutectic mixture

墨田 岳大; 北垣 徹; 高野 公秀; 池田 篤史

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152527_1 - 152527_15, 2021/01

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152527
 被引用回数：20 パーセンタイル：87.43(Materials Science, Multidisciplinary)

Fundamental understanding of the high-temperature interaction between stainless steel (SUS) and B$$_{4}$$C is indispensable for estimating and characterizing the fuel debris generated during severe accidents of boiling water reactors (BWR), such as Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station (FDNPS, also referred to as "1F") in Japan. This study aims at systematically characterizing the solidified products of molten SUS-B$$_{4}$$C mixtures by powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and thermogravimetry-differential thermal analysis (TG-DTA) with a range of the B$$_{4}$$C content relevant to the fuel debris composition expected at 1F, in order to elucidate the solidification and re-melting mechanisms. The results indicated that $$gamma$$-Fe and (Cr,Fe)$$_{2}$$B are the major solidified phases when the B$$_{4}$$C content is below 3 mass%, while (Cr,Fe)$$_{23}$$(C,B)$$_{6}$$ is formed as an additional third phase when the B$$_{4}$$C content exceeds 3 mass%. The solidification of molten SUS-B$$_{4}$$C mixture and re-melting of solidified SUS-B$$_{4}$$C melt are eutectic, which is mainly controlled by the pseudo-binary Fe-B system that is influenced by the C and Cr content and additional minor components such as Mo.

口頭

JRR-3におけるCdTeイメージング検出器を用いたBNCT-SPECTの開発

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 池田 瑞*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 高橋 忠幸*; 南 喬博*; 渡辺 伸*

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)は中性子を用いたがん治療法である。がん細胞に集まる性質を持つホウ素薬剤を人体に投与した後、患部に中性子を照射すると、生成したアルファ線ががん細胞を選択的に破壊する。治療効果を確認するため、ホウ素が中性子と反応している部分を正確に確認することが極めて重要である。そのため、我々はCdTe両面ストリップ型検出器を利用して、BNCT-SPECTへの応用の可能性を調査した。CdTe-DSDは、数百keVの範囲でFWHMが数keVの高エネルギー解像度と250$$mu$$mの空間解像度を併せ持つカンマ線2次元イメージング検出器である。高分解能の特徴を利用して、核反応を起こすホウ素由来の即発$$gamma$$線を検出すれば、ホウ素の局在位置を精密に特定できる。本研究では、CdTe-DSDをピンホールコリメータと組み合わせて、原子力機構が所有する研究用原子炉JRR-3で固体サンプル内のホウ素分布を評価した。サンプルの重量は8.86mgで、0.3mgのホウ素が含まれている。図は本実験で測定したエネルギースペクトルとホウ素の信号領域でのイメージである。直径11.5mmの円形のホウ素の投影画像を成功に取得した。ホウ素のカウントレートが0.115cpsで、SN比は約0.25と得られた。これらの結果により、CdTe-DSDはBNCT-SPECTの開発に寄与する能力があることが示されている。

口頭

福島第一原発(1F)における金属系燃料デブリ成分の凝固・再溶融機構の検討

墨田 岳大

no journal, , 

Fundamental understanding of the high-temperature interaction between stainless steel and B$$_{4}$$C is indispensable for estimating and characterizing the fuel debris generated during severe accidents of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station (FDNPS, also referred to as "1F") in Japan. This study aims at systematically characterizing the solidified products of molten SUS-B$$_{4}$$C mixtures by powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and thermogravimetry-differential thermal analysis (TG-DTA) with a range of the B$$_{4}$$C content relevant to the fuel debris composition expected at FDNPPs, in order to elucidate the solidification and re-melting mechanisms.

口頭

Development of a boron imaging method for BNCT using CdTe-DSD

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 池田 瑞*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 南 喬博*; 高橋 忠幸*; 渡辺 伸*

no journal, , 

Boron neutron capture therapy (BNCT) is a neutron-based cancer treatment requiring real-time $$^{10}$$B dose monitoring for optimal effectiveness. We demonstrate the use of a cadmium telluride double-sided strip detector (CdTe-DSD) for precise boron imaging, offering a few keV energy resolution (FWHM) in the hundred-keV range and 0.25 mm spatial resolution. Using a pinhole collimator, our experiment at JRR-3 measured the $$^{10}$$B distribution in a solid sample containing 0.3 mg of $$^{10}$$B under neutron exposure. Despite gamma-ray background from $$^{113}$$Cd, we obtained an 11.5 mm diameter projection image with a 0.115 cps counting rate. These results highlight the CdTe-DSD's potential to enhance BNCT by providing high-fidelity $$^{10}$$B distribution insights.

口頭

Development of BNCT-SPECT Using CdTe-DSD at JRR-3

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 池田 瑞*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 南 喬博*; 高橋 忠幸*; 渡辺 伸*

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)は、中性子とホウ素の核反応を用いたがん治療法である。この反応は$$alpha$$線と$$gamma$$線(478keV)が生成されるが、$$alpha$$線は短距離を移動するため、近傍の細胞だけを破壊できる。そして、ホウ素のリアルタイムな3次元分布を取得できれば、がんのみを効果的に照射し、正常細胞の損傷を最小限に抑えることができる。本研究は、中性子照射中に$$gamma$$線測定によりホウ素の位置を特定することを成功した。

口頭

Development of BNCT-SPECT using the CdTe-DSDs at JRR-3

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 墨田 岳大*; 池田 瑞*; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 南 喬博*; 高橋 忠幸*; 渡辺 伸*

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)は、中性子とホウ素(10B)の核反応を利用したがん治療法である。但し、現在BNCTの治療効果をリアルタイムで計測する方法がないということが問題となる。BNCTの治療精度向上のためには、中性子照射中にリアルタイムでホウ素の3次元分布を測定する方法が求められている。我々は天文学で使われる二次元テルル化カドミウム硬X線イメージング検出器(CdTe-DSD)を活用し、$$^{10}$$Bの原子核と中性子反応で発生する即発$$gamma$$線を検出することによって、BNCT-SPECTシステムを開発している。本研究では、CdTe-DSDを用いて日本の原子炉JRR-3でホウ素の測定実験を行った。JRR-3に設置されたPGAは国内唯一の即発$$gamma$$線分析装置で、高強度(1.8$$times$$10$$^{8}$$/cm$$^{2}$$/sec)の低エネルギー(0.025eV)中性子ビームを提供し、ホウ素分析に多くの技術的蓄積がある。本実験では、点状固体サンプル(2$$times$$1$$times$$0.2mm$$^{3}$$のホウ素の固体化合物)を使用し、十分な統計を蓄積するために42時間の中性子照射を行った。再構成したホウ素の画像の空間分解能は7mmである。本発表では、これまでの解析詳細と実験成果を紹介する。

口頭

Synchrotron-based analysis of spherical iron oxide particles found in Hiroshima Bay

佐藤 志彦; 遠藤 暁*; 赤時 僚伽*; 菖蒲 敬久; 冨永 亜希; 墨田 岳大*

no journal, , 

本研究では、広島湾で発見された球状酸化鉄粒子の起源を調査した。これらの粒子は広島原爆に関連すると仮定されたが、爆発的高温で形成された可能性が指摘されながらも、CsやUなどの放射性核種は検出されておらず、その起源は未解明のままである。我々は、福島由来放射性微粒子の解析で開発した放射光分析手法を応用し、粒子の構造と組成を調べた。試料は多数の粒子が報告されている宇品島で採取され、外観により赤・黄・黒の3種に分類した。X線CT(XCT)解析により、大きな内部空隙が確認され、高温溶融後の急冷を示唆した。XRFおよびSEM-EDS解析では主成分がFe, Si, Alであり、放射性元素は検出されなかった。溶接スパッタや花火残渣との比較では、工業起源の粒子は類似した形状を示すものの内部空隙を欠き、元素比も異なることが明らかとなった。これらの結果は、広島湾粒子が自然や工業由来ではない特異な高温条件下で生成されたことを示唆する。現在、X線回折(XRD)や二次イオン質量分析(SIMS)による結晶学的特徴と同位体組成の解析を進めており、粒子の起源と歴史的背景解明に重要な知見をもたらす見込みである。

口頭

高温・高圧水蒸気環境下における原子炉構造材へのCs吸着挙動評価

墨田 岳大*; 米川 夏津夫*; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 小林 能直*; 逢坂 正彦; 前田 宏治; 赤坂 尚昭

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故において1-3号機では燃料溶融により核分裂生成物(FP)である$$^{137}$$Cs, $$^{133}$$Iなどの高放射性核種が主として放出され、圧力容器内の構造材料部分ばかりでなく原子炉建屋内が高線量化した。今後1Fの廃止措置を進めるにあたり、適切な燃料デブリ取出し手法やアクセスルート(人の動線及び遠隔装置の経路など)の確立、炉内の低線量化及び除染の手法の決定を行うためには、シビアアクシデント(SA)時におけるCs化合物の炉内構造材料等への吸着挙動に関する知見を取得する必要がある。しかしながら、既往研究は大気圧下のみで行われており、SA環境を模擬した高圧下でのCs化合物の炉内構造材料への吸着挙動評価の例はない。本試験では、温度・圧力・雰囲気の制御が可能なCs吸着挙動評価装置を開発し、基礎試験としてSA模擬条件下でSUS304L材に対するCsIの吸着挙動に係る試験・評価を行った。吸着試験後の試料観察と元素分析から、試験片へのCsIの吸着量は、雰囲気や水蒸気の有無よりも、圧力の寄与が大きい傾向にあることが示唆された。

口頭

広島湾沿岸で見つかった溶融粒子とは?

佐藤 志彦; 遠藤 暁*; 赤時 僚伽*; 菖蒲 敬久; 冨永 亜希; 墨田 岳大*

no journal, , 

2019年にWannierらは球状のシリカ粒子、鉄酸化物の粒子、気泡を含む飴細工状の粒子、釉薬がかかったような粒子(広島湾粒子)を約1万個、宇品島や宮島の砂浜から分離したと報告した。そしてこれらの粒子の由来として最も合理的なのは広島原爆であると発表した。しかし広島湾粒子からは原爆炸裂時に発生するセシウム137や核燃料物質の存在は報告されておらず、また戦後79年の時を経て、風化の激しい海岸において存在し続けられるかという、根本的な疑問は残されたままであり、原爆由来とするには決定づける証拠が不足している。もし広島湾粒子が原爆由来の場合、黒い雨に代表される原爆影響の範囲を理解する上で重要な手掛かりになる。一方、原爆由来でない場合、新たな環境課題として取組む必要性を示すことになる。本研究の目的は6種類存在する広島湾粒子に対し、それぞれの素性を科学的に解明し、真の由来を特定することにある。由来を推定する手段として放射光を適用し、(1)広島湾粒子が79年余りにおよび存在しうるものか、(2)広島湾粒子の生成過程として他の事象の有無を検証するという2つの観点から考察した。

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