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及川 健一; 松本 吉弘*; 佐藤 博隆*; 渡辺 賢一*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 鬼柳 善明*
JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011047_1 - 011047_8, 2026/06
Our Japanese sword research team is attempting to gain insight into the secrets of sword-making techniques by conducting systematic nondestructive study from the viewpoint of crystallographic structure, mainly using the energy-resolved neutron imaging system, RADEN at J-PARC. In particular, the manufacturing process of old swords 'Koto' up to the end of the 16th century is not well understood because there are few written records of the sword making process, and it would be an important clue to clarify how the crystallographic structure differs compared to after the 16th century. With the cooperation of NITROPLUS Co., Ltd., we have started the neutron imaging experiment of swords of known provenance and era from 2021. So far, they have provided us with a total of ten exhibition-class swords. In this presentation, we will report on the analysis results of Bragg-edge imaging and neutron tomography of these swords, Naginata and spear, which are sword-related weapons closely related to the Japanese sword but made in different ways.
相澤 直人*; 渡邉 友章; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Nuclear Engineering and Technology, 58(5), p.104176_1 - 104176_16, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A quick neutron spectrum reconstruction module based on proper orthogonal decomposition (POD) and a regression model for fast reactors is developed for the general-purpose burnup calculation code SWAT-X. This module enables burnup calculations to be performed quickly for arbitrary conditions based on a few parameters, eliminating the need for computationally intensive calculation codes. Reduced-order and regression models are constructed by applying the POD technique to the snapshot data of the multi-group neutron fluxes calculated using randomly-sampled parameter sets for a single hexagonal pin-cell of a sodium-cooled fast reactor. The neutron spectrum is reconstructed using a linear combination of POD basis vectors with the coefficients obtained from the regression model. The applicability of a pin-cell model, the accuracy of the reconstruction module itself, and its integration with SWAT-X are verified by comparing with the calculation results from the reactor physics code system CBZ.
渡邉 友章; 多田 健一; 山本 章夫*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2026) (Internet), 8 Pages, 2026/04
This study investigates the impact of detailed depletion-chain and cross-section treatments on burnup calculation results using SWAT-X, which is a Monte Carlo burnup code currently under development by the authors. In this work, a new capability to construct arbitral depletion chains based on ENDF-6 formatted nuclear data libraries has been implemented in SWAT-X. Detailed depletion chains consisting of 4,070 nuclides were constructed using decay and fission yield data from JENDL-5. Using these depletion chains, burnup calculations for a UO2 pin-cell model assuming a PWR were performed with different cross-section treatments. Cross sections for 226 major nuclides were treated in continuous energy in the Monte Carlo calculations for all cases, whereas those for the remaining nuclides in the depletion chain were treated differently, either in continuous energy or multi-group with different structures, to evaluate their impact on the calculated nuclide inventories. The results indicate that the effect of the cross-section treatment is small, suggesting that a simplified approach with multi-group cross sections is sufficient. In this study, the impact of cross-section coverage in the depletion chain was also examined by extending the data to include a total of 2,697 nuclides using TENDL-2023. As a result, some changes and new generations of nuclides were observed, although their overall impact on the nuclide inventory was limited.
:Ce using PHITS track-structure simulations平田 悠歩; 甲斐 健師; 小川 達彦; 松谷 悠佑; 佐藤 達彦; 渡辺 賢一*; 加藤 匠*; 河口 範明*; 柳田 健之*
Radiation Measurements, 193, p.107651_1 - 107651_8, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)CaF:Ceは高い光刺激蛍光(OSL)強度を示すため線量計として有用であると期待されている。しかし、CaF:Ceなどの蛍光体に粒子線を照射すると、消光効果により蛍光体の線量当たりの発光強度が低下する。従来、蛍光体の消光効果は線エネルギー付与(LET)などを指標としたエネルギー付与密度に基づいて評価されてきた。しかし、粒子線の種類によりCaF:Ceにおける消光現象とLETの関係性が異なり、LETから正確に消光現象を予測することは困難であったが、放射線輸送計算コードPHITSのTrack structure機能は、放射線による相互作用を個別に追跡することが可能である。そこで、PHITSを用いて粒子線により蛍光体が発光する過程を精密に計算し、予測したCaF:Ceの応答を実験データと比較したところ、CaF:Ceの消光現象にはOSLの量子収率が重要なパラメータであることが示唆された。この成果は、蛍光体検出器のさらなる開発に貢献するものと期待される。
藤田 奈津子; 前田 祐輔; 三宅 正恭*; 松原 章浩*; 宇野 定則*; 大前 昭臣*; 神野 智史; 南谷 史菜; 渡邊 隆広; 西尾 智博; et al.
第37回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.22 - 25, 2026/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、地質環境の長期安定性に関する研究における技術開発において、加速器質量分析装置(Accelerator Mass Spectrometer: AMS)を用いた依頼試料の年代測定を実施している。当研究所では、3台のAMSを所有しており、そのうち2台は実試料測定用、1台は炭素-14測定用超小型AMSの開発に向けた試験装置である。実試料測定用の2台のAMSはJAEA-AMS-TONO-5MV(NEC製15SDH-2、最大加速電圧5.0MV)とJAEA-AMS-TONO-300kV(HVE製4103Bo-AMS、最大加速電圧300kV)であり、2台とも、炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。発表ではそれぞれの保守管理状況について報告する。
萩原 大樹; 高久 敦*; 佐川 浩*; 菅野 太志*; 伊藤 あずさ; 安藤 太一*; 市原 正嗣*; 渡辺 勇輔; 小荒井 一真; 加藤 潤; et al.
Proceedings of Waste Management Symposia 2026 (WM2026) (Internet), 7 Pages, 2026/03
Alkaline activated materials (AAMs) are being considered for the immobilization of radioactive materials. The aim of this study was to investigate the possible cesium sorption mechanisms of a metakaolin-based AAM that had been stored at room temperature for an extended period. To evaluate the effectiveness of a radiocesium sorption strategy, cesium sorption experiments were conducted. Subsequently, the solid samples were analyzed using various characterization techniques. The results indicate that cesium was incorporated into micrometer-size fine particles within the AAM. Cs-Na ion exchange occurs within the zeolite framework, involving the Al-O-Si and Si-O-Si bands. Overall, cesium can be effectively sorbed into the AAM that has been stored for several days.
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.166 - 186, 2026/02
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)中性子スペクトルの再構築に基づく高速な燃焼計算手法を新たに提案する。本手法では、燃料燃焼中の中性子スペクトルを推定するために、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いて構築された簡易モデル(ROM)を使用する。このROMは、さまざまな条件下で実施された詳細な燃焼および中性子輸送計算から得られたスナップショットデータをもとに構築され、燃焼計算では各燃焼ステップにおいてROMを用いて中性子スペクトルを高速に再構築する。その再構築されたスペクトルを用いて、背景断面積をもとに得られた多群実効断面積から1群断面積を計算する。本手法は、燃焼計算中に中性子輸送計算を繰り返す必要がないため、計算時間を大幅に短縮できる。提案手法の性能を、PWRのUO
燃料ピンセルモデルを用いて検証した。結果として、第6次のPOD基底までを使用した場合、参照解であるモンテカルロ計算と比較して、核種インベントリを
5%以内の平均誤差で計算できることが示された。また、誤差の要因分析の結果、計算精度に対する影響として、PODの次数や多群断面積計算の不確かさに比べて回帰モデルの精度の影響が大きいことが明らかとなった。
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.3 - 18, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k
)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk
はJ4のkよりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、
U, 
U, 
Puの断面積とHO中のHの熱中性子散乱則データの更新がkの差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなkの違いが観測された。この差異は主にU, 
Gd, 
Gd断面積の更新とHO中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がkにどのように影響を与えたかを明らかにした。
萩原 大樹; 渡辺 勇輔; 小西 博巳*; 舟木 泰智; 藤原 健壮; 飯島 和毅
Applied Geochemistry, 190, p.106490_1 - 106490_10, 2025/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Geochemistry & Geophysics)Radiocesium (
Cs and 
Cs) was sorbed on minerals and transported to river systems due to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. Recently, the authors have reported that mafic minerals sorb Cs equally or more strongly than micaceous minerals in fine sands. We characterized mafic minerals and elucidated their weathering using electron microscopy to determine whether they can sorb Cs. The surface of hornblende particles is weathered and altered to vermiculite. The surface of micas is less weathered than that of hornblende, indicating the Cs activity concentrations of highly weathered mafic minerals are higher than those of micas in part of sampling site. The results indicate that the effects of Cs sorption for hornblende depend on the weathering product at the surface.
石川 諒尚; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 渡辺 賢一*; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 山崎 淳*; 吉橋 幸子*; 瓜谷 章*; 原野 英樹*
Journal of Radiation Research (Internet), 66(5), p.563 - 569, 2025/09
被引用回数：1 パーセンタイル：45.02(Biology)An optical fiber-based neutron detector is a real-time neutron monitor for an intense neutron field. A small piece of neutron scintillator, such as Ce-doped lithium glass (Li-glass), used in the detector has a random shape with a grain size of 200-400 
m. This causes shape-dependent effects on the detector response. However, it is difficult to control or clarify the micro shape due to its small size. Here we propose a technique to obtain the fine structure of a small piece of the scintillator using a microcomputed tomography (CT) system. To verify accuracy, the mass estimated based on the volume extracted from the obtained CT image was compared to the mass measured in advance using an electronic balance. In the obtained CT images, the fine shape of the small piece of Li-glass was clearly visible, and no false signals from the surrounding components were observed. The estimated mass was in good agreement with the measured value, however, a slight underestimation was observed when the total number of projection images was 2000. This was mitigated by increasing the number of projection images, and the difference between the estimated and measured mass was 1.6% when the number of the projection images was 3141. This was equivalent to the uncertainty of the measured mass. The proposed technique will be useful when high accuracy is needed, such as for medical applications.
長谷川 健太; 安倍 弘; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.248 - 251, 2025/09
Japan Atomic Energy Agency has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive liquid waste generated in reprocessing of spent nuclear fuel. In this project, a diaphragm pump with radiation resistant is being developed for use in feeding the liquid on the recovery system. In this study, the degradation behavior of ethylene-propylene-diene (EPDM) rubber, selected as a candidate diaphragm material for diaphragm pumps, was quantitatively evaluated by irradiation tests. The rubber samples were immersed in nitric acid solution under tensile load, and irradiated with gamma rays. After irradiation tests, tensile testing and dynamic mechanical analysis, and so on, were conducted to the rubber samples.
荒井 陽一; 後藤 泰裕; 渡部 創; 吾郷 友宏*; 新井 剛*; 勝木 健太*; 福元 博基*; 保科 宏行*; 瀬古 典明*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.329 - 332, 2025/09
Radioactive liquid waste containing nuclear fuel materials and chemical reagents is stored in nuclear facilities. To eliminate the radioactivity of the radioactive liquid waste, we developed RFIDA, a new perfluoroalkyl (RF)-based ligand with a basic structure of iminodiacetic acid (IDA). In this study, an adsorption test was conducted by impregnating RFIDA into porous silica with a polymer was conducted to confirm that the synthesized RFIDA adsorbs cations. The results confirmed that RFIDA exhibits the ability to adsorb or elute uranium depending on the nitric acid concentration.
池谷 正太郎; 鈴木 武; 横堀 智彦; 菅原 聡; 横田 顕; 菊地 絃太; 村口 佳典; 北原 理; 瀬谷 真南人; 黒澤 剛史; et al.
JAEA-Technology 2025-001, 169 Pages, 2025/08
JAEA-Technology-2025-001.pdf:14.22MB
原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場は、多様な施設により構成されており、その中に、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟がある。これらの3建家は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律による規制を受けており、耐震重要度分類でCクラスに分類されている。東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機として原子力規制委員会が策定した新規制基準に対応するため、最新の建築基準法に基づき3建家の耐震評価を実施したところ、許容応力度評価で一部基準を満足しない箇所が認められた。これに対応すべく、令和3年3月5日に設計及び工事の計画の認可(設工認)を取得し、令和3年(2021)から令和4年(2022)までの期間にて耐震補強を行った。本報告書は、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の各建家の耐震設計の概況をはじめ、耐震改修工事の工事概要、作業体制、安全管理、使用前事業者検査について取りまとめたものである。
-butadiene) reinforced by carbon blackWatanabe, Yuki*; 熊川 大幹*; Karitani, Shu*; 井上 正志*; 岩蕗 仁*; 中西 洋平*; 柴田 基樹*; 元川 竜平; 杉田 剛; 上田 祐生; et al.
Macromolecules, 58(16), p.8641 - 8648, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Polymer Science)We investigated how the particle size of carbon black (CB) affects the reinforcement of CB to vulcanized poly(styrene-co-butadiene) (SBR) in the glassy region. When the average diameter of CB d is larger than 100 nm, the enhancement of modulus can be expressed by the Eshelby/Mori-Tanaka model, which agrees with the results obtained for an SBR/silica system. On the other hand, at d 
100nm, the volume fraction dependence of the enhancement becomes stronger than the theory's prediction. The scattering studies on the SBR/CB systems revealed that the aggregates of CB at d 100nm consist of densely packed CB, while the aggregates of CB at d 
100nm exhibit branch structures. At d 100nm, the voids or the occluded region in the packed CB increase the volume fraction, resulting in a stronger volume fraction dependence of the enhancement.
Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 高橋 忠幸*; 桂川 美穂*; 渡辺 伸*; 久保 謙哉*; 齋藤 努*; 水本 和美*; et al.
npj Heritage Science (Internet), 13, p.154_1 - 154_9, 2025/05
被引用回数：1 パーセンタイル：80.94(Humanities, Multidisciplinary)Cultural heritage artifacts often display complex, multi-layered structures. Therefore, an in situ noninvasive method is required for determining the elemental distribution of such materials. We present a nondestructive 3D elemental analysis approach for an Edo-period ceramic crucible using muonic X-ray measurements. The system employs four CdTe semiconductor imaging detectors to acquire 2D elemental distributions at 12 measurement angles, and 3D images were reconstructed based on computed tomography. We adjusted muon energy to penetrate the metallic layer covering the crucible bottom and analyze the interior of the crucible. Silicon(Si) and oxygen(O) signals were successfully identified, and these signals, originating from highly abundant silica (SiO) within the crucible matrix, confirmed the ceramic composition. These findings demonstrated the capability of muonic X-ray imaging in achieving depth-resolved analysis by controlling the observation position of an object. The presented method is broadly valuable for the cultural heritage study.
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 山本 章夫*
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) (Internet), p.288 - 297, 2025/04
現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いた中性子スペクトル再構成に基づく高速な燃焼計算手法について検討した。本手法では、様々な入力パラメータに対する詳細燃焼計算により得られた多数の中性子束に対してPODによる次元削減を行い、低次元化した中性子束とパラメータを関係づける回帰モデルを構築する。この回帰モデルに計算対象である任意の入力パラメータを与えて中性子束を再構成し、燃焼計算を行う。本手法により、中性子輸送計算を行うことなく、入力条件に基づく中性子スペクトルの変化を考慮した燃焼計算を行うことができる。本手法をPWRのUO燃料ピンセルモデルに適用した結果、詳細計算と比較して核種インベントリを数パーセント以内の差異で計算できることが分かった。また、検証の結果この計算誤差は回帰モデルの影響が支配的であったことから、回帰モデルの改善により精度が改善する見通しが得られた。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 神野 智史; 渡邊 隆広; 西尾 智博*; 小川 由美; 大前 昭臣*; 木村 健二; et al.
第36回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.90 - 92, 2025/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/03
STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。
渡辺 夏帆; 鈴木 健太
JAEA-Testing 2024-004, 41 Pages, 2025/02
JAEA-Testing-2024-004.pdf:3.4MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development (NARREC))遠隔機材整備運用課(以下「運用課」という。)所管の原子力緊急事態支援組織は、JAEA内各拠点の原子力事業者防災業務計画に定められた遠隔機材を発災時に備え管理している。運用課では、当該計画に則り、NARRECにおいて各拠点操作要員に遠隔機材の操作訓練を行っている。使用する遠隔機材は、(1)偵察用ロボット(発災現場における映像確認、温度・線量の測定等)、(2)作業用ロボット(発災現場の障害物撤去等)及び(3)ドローンである。これら実機を用いた操作訓練は、操作要員一人当たり年に1、2回程度であるため、操作感覚の維持が難しいという課題があった。そこで運用課は、実機を用いた操作訓練を補完するものとして、シミュレータ(動力学シミュレーションソフトChoreonoidを元に作成したプログラムを組み込んだノートパソコンと、コントローラより構成される。)を製作し、各拠点に提供した。本報告書は、令和5年度に各拠点に提供した偵察用ロボット及び作業用ロボット(2種類)計3種のシミュレータの操作マニュアルについて示したものである。
Ac製造のためのRa回収技術の開発小栗 香里; 渡部 創; 荒井 陽一; 白崎 謙次*; 中瀬 正彦*
令和5年度東北大学金属材料研究所研究部共同研究報告(インターネット), p.D14 - D17, 2025/02
医療用RIトレーサとして注目されているAc(T1/2=10 d)を製造するための原料である
Raは希少であり、世界的にもRaの需要が増加傾向にある。Raへの高速中性子照射によって、効率的にAcを得る見通しは立っているものの、照射ターゲットであるRaの確保が課題となっており、早期の解決が求められている。そこで、Raの供給源として、天然土壌に存在するRaに着目した。それらに含まれる微量なRaを効率的に回収、精製することが出来れば、回収・精製プロセスをスケールアップすることで、枯渇することのないRa供給源を確保できる。本研究では土壌中に存在するRaの状態をBaの吸着構造から推定し、粗回収する手法を検討した。Raの土壌における吸着状態を解明するために、Raのアナログ元素のであり、Raと共存している可能性が高いBaと
Thの娘核種であり、ラドンなどの
線放出核種を生成しない同位体核種
Raを対象に、土壌の主成分で含有率が高く、Raの吸着が報告されているMn酸化物と粘土鉱物(モンモリロナイト、ベントナイト)に注目し吸着試験を実施した。また、Baが吸着した金属酸化物について、広域X線吸収微細構造(EXAFS)の測定を実施した。細構造(EXAFS)の測定を実施した。
