研究者詳細 - 瓜谷　章

講演・口頭発表等 - 瓜谷　章

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名古屋大学加速器中性子源の現状とフレキシブル検出器の開発招待有り

瓜谷章，土田一輝，鬼柳善明，渡辺賢一，吉橋幸子，NUANS Group

平成31年電気学会全国大会　シンポジウム「原子力分野における中性子計測制御技術の展望」

中性子ブラッグエッジ解析コードRITSにおけるシングルエッジフィッティングの改良

大前良磨、渡辺賢一、瓜谷章、山﨑淳、吉橋幸子、鬼柳善明、佐藤博隆

応用物理学会春季学術講演会

開催年月日： 2019年3月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京工業大学大岡山キャンパス国名：日本国

中性子ブラッグエッジ解析コードRITSのシングルエッジ解析モードの不安定性を改善すべく、コードの改良を行った結果を報告する。

放射線治療中の患部周辺線量を評価するための放射線誘起蛍光体と光ファイバーを用いた小型線量計の開発

平田悠歩、渡辺賢一、山﨑淳、吉橋幸子、瓜谷章、古場裕介、松藤成弘、加藤匠、河口範明、柳田健之

応用物理学会春季学術講演会

開催年月日： 2019年3月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京工業大学大岡山キャンパス国名：日本国

粒子線治療などの放射線治療は精細な線量分布を形成することが可能である。安全に治療を行うために体内の実際に体内で線量測定を行うことが求められている。そこで我々は光ファイバーの先端に放射線誘起蛍光体を配した線量計の開発を行っている。今回は、線量計の実用化に向けて実際の治療場での応答評価試験など線量計の特性調査を行った。

光ファイバ型中性子検出器を用いたBNCT中性子場の計測

石川諒尚、山﨑淳、渡辺賢一、吉橋幸子、瓜谷章、釣田幸雄、土田一輝、鬼柳善明

応用物理学会春季学術講演会

TRUST Eu:LiCAFを用いた小型中性子回折装置の応答評価試験

今井頌、渡辺賢一、山﨑淳、吉橋幸子、瓜谷章、田崎誠司、佐藤節夫

応用物理学会春季学術講演会

開催年月日： 2019年3月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京工業大学大岡山キャンパス国名：日本国

中性子回折は物質の構造解析手法の一つであり、X線回折と相補的な関係にある。一般に大立体角中性子回折装置は大型になるが、本研究では柔軟な中性子シンチレータのTRUST Eu:LiCAFを用いることにより小型かつ大立体角の中性子回折装置を製作した。製作した中性子回折装置が中性子強度の高くない京都大学の小型加速器中性子源（KUANS）にて回折中性子を検知することができるか応答評価試験を行った。

BNCT 用Li 封入型ターゲットの健全性評価

本田祥梧，吉橋幸子，土田一輝，瓜谷章，渡辺賢一，山崎淳，鬼柳善明，辻義之，恒吉達矢

日本原子力学会中部支部第50 回研究発表会

開催年月日： 2018年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東桜会館国名：日本国

名古屋大学は、Li ターゲットを用いたBNCT 用加速器中性子源の開発を行っている。Li ターゲットに
入射する陽子ビームは、IBA 社製のダイナミトロン加速器で生成され、最大エネルギー2.8 MeV、電流15
mA（42 kW）である。数MeV の低い陽子エネルギーでは、Li (p,n)Be 反応による中性子発生強度がBe(p,n)B
反応と比較して髙いため、Li はBNCT 用のターゲットとして適している。しかしながら、金属Li の融点が180 度と低いことから、大電流の陽子を照射すると大量の熱が付与されLi が溶融してしまう問題がある。これらの問題を解決するため、冷却機能付きLi 封入型ターゲットを考案し、その開発を進めている。これまでに、乱流を促進する構造をもつ冷却チャンネルにより、冷却基板に照射される高熱流束（＞15 MW/m2）を十分に除熱出来ることが電子ビームを用いた実験において確認した。本研究では、小型Li ターゲットを作製し、Li ターゲットの熱除去性能とTi 箔の健全性を陽子ビーム照射によって評価する。

BNCT 場でのガンマ線量測定手法確立に関する検討

中村悟，平田悠歩，山崎淳，渡辺賢一，吉橋幸子，瓜谷章

日本原子力学会中部支部第50 回研究発表会

開催年月日： 2018年12月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東桜会館国名：日本国

がんの新たな治療法の1 つとして現在、ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の研究が進められている。BNCT では患者に腫瘍細胞に集積する性質を持つホウ素化合物を体内に投与し、その後、体外から
中性子照射を行うことで¹⁰B(n,α)⁷Li 反応を誘起して、放出されるα線と⁷Li 粒子によって腫瘍細胞を選択的に攻撃する治療法である。このBNCT で患者に与えられる線量は、¹⁰B(n,α)⁷Li 反応起因のホウ素線量、高速中性子起因の水素線量、¹⁴N(n,p)¹⁴C 反応起因の窒素線量とガンマ線量に分けて評価される。本研究では、この中のガンマ線量の評価法に関する検討を行っている。ガンマ線量の最も基本的な評価手法は電離箱を用いたものであるが、複雑な形状のファントム内での線量分布評価や、ホウ素薬剤の性能評価に用いられる細胞実験のように、電離箱を設置するのが困難な照射場におけるガンマ線量評価には、小型で電源不要な熱刺激蛍光体（TLD）や光刺激蛍光体（OSL）といった個人線量計素子の利用が望ましい。しかし、BNCT 照射場のような中性子が支配的な場でガンマ線量を正確に把握するには、これら素子の中性子に対する感度評価や線量計応答のエネルギー依存性に関する検討が必要である。そこで、中性子感度が低いと考えられているBeO 熱刺激蛍光体と、読出しが簡便で比較的安定性の高いC:Al₂O₃ 光刺激蛍光体のBNCT への適用性の検討を進めた。

Measurement of thermal and epithermal neutron flux distribution in the torus hall of LHD using activation method in 1st deuterium experiment campaign 国際会議

2. T. Tanaka, M. Kobayashi, S. Yoshihashi, A. Uritani, K. Watanabe, A. Yamazaki, K. Ogawa, T. Nishitani, M. Isobe

The 27th International Toki Conference on Plasma and Fusion Research & The 13th Asia Pacific Plasma Theory Conference

Transparent mixed power neutron scintillator 国際会議

K. Watanabe, M. Kataoka, N. Mitsuboshi, A. Yamazaki, S. Yoshihashi, A. Uritani, N. Kawaguchi, T. Yanagida, Y. Ikeda, K. Fukuda

IEEE Nuclear Science Symposium

開催年月日： 2018年11月

記述言語：英語会議種別：ポスター発表

開催地：International Convention Centre Sydney, in Sydney, 国名：日本国

We are developing a new type of neutron scintillator. This type of scintillator consists of mixed powder of a neutron converter and a scintillator, like a famous LiF-Ag:ZnS neutron scintillator. The LiF-Ag:ZnS mixed powder is a very bright scintillator. However, the detection efficiency and effective thickness of this type of a neutron scintillator is limited because it is opaque due to quite high refractive index of the Ag:ZnS. Large gaps in the refractive index at interfaces of particles induce refractions with large angles. Therefore, scintillation photons must run for quite long path before escaping from a scintillator region. If mixed powder scintillator can be roughly transparent, we can freely change the scintillator composition, especially for lithium content and easily increase the scintillator thickness. Transparency of a mixed powder scintillator can be improved by choosing a converter and a scintillator with similar refractive indices and filling a refractive index buffer, such as liquid glass resin. We can choose a scintillator material with various properties, such as fast decay, high light yield etc. In this paper, we attempt to use LiF and Eu:CaF2 mixed powder to demonstrate a roughly transparent mixed powder neutron scintillator. The fabricated mixed powder scintillator was roughly transparent. We evaluated the scintillator responses for neutrons and gamma-rays. The scintillator showed a peak shape in a pulse height spectrum when irradiated with thermal neutrons.

Improvement of Linearity of Optical Fiber Type Neutron Detector Using a Small Piece of 6Li Based Scintillator 国際会議

A. Ishikawa, A. Yamazaki, K. Watanabe, S. Yoshihashi, A. Uritani, T. Yanagida, K. Fukuda

IEEE Nuclear Science Symposium

開催年月日： 2018年11月

記述言語：英語会議種別：ポスター発表

開催地：International Convention Centre Sydney, in Sydney, 国名：日本国

We are developing optical fiber type neutron detectors using a small piece of transparent Li-based scintillator as a real-time neutron monitor. This type of neutron detector consists of a small transparent scintillator, an optical fiber light guide and a photodetector, such as a photomultiplier tube. A wide dynamic range or wide linearity of signal output is one of the important specifications for neutron monitors. Especially, the counting rate often saturates in a high flux field. In high counting rate situation, this saturation behavior is caused by signal pulse pile-up. The pulse pile-up induces distortion of signal pulse shapes and counting losses. In our system, photomultiplier tube signals were integrated with a RC integrator and then processed with digital multi-channel analyzer (MCA) to extract pulse heights, detection timing and signal rise time. Signals through the RC integrator have an exponential decay component. In pulse pile-up events, signal pulse shapes were distorted by this decay component. The signal pulse heights were reduced in the pile-up events and depended on the counting rate. We implemented the pulse height correction function using information of detection time from a previous event and a previous pulse height in the signal processing procedures. This correction function successfully reduced distortion in pulse heights. In addition, we implemented the counting loss correction function. The corrected count rate shows no saturation behavior in a high count rate region over 100 kcps. The linearity of signal output was improved by the pulse height correction and the counting loss correction.

Basic analysis of OSL mechanism in an optical fiber type OSL dosimeter 国際会議

Y. Hirata, K. Watanabe, A. Yamazaki, S. Yoshihashi, A. Uritani, T. Yanagida, K. Fukuda

IEEE Nuclear Science Symposium

開催年月日： 2018年11月

記述言語：英語会議種別：ポスター発表

開催地：International Convention Centre Sydney, in Sydney, 国名：日本国

Radiotherapies are one of the main treatment modalities in cancer management. In order to accurately estimate the irradiation dose, it is better to insert a dosimeter into an affected region in a patient body. We, therefore, are developing a small size dosimeter consisting of an optical fiber and optically stimulated luminescence (OSL) elements. The OSL elements shows the quenching effect when high linear energy transfer (LET) particles are irradiated. In order to correct the quenching effect, using signal ratio from different OSL materials is considered to be effective. Since the effective correction could be achieved by using proper combination of OSL materials, various dosimeter materials are required to realize the suitable combination of OSL materials for the quenching effect correction. Investigation of the mechanism of the OSL process will help to look for new OSL elements. In this paper, we investigate the dependency on some parameters of exponential decay coefficients of the OSL signals in order to understand the OSL mechanism. We prepared the CaF2 OSL elements with different Ce dopant concentrations of 0.1, 0.5 and 1.0%. The OSL signals often have two decay components. The both decay coefficients linearly depend on the stimulation laser intensity. We compared the slopes of the decay coefficients in the OSL signals to the laser intensity for various Ce dopant concentrations. We confirmed that the slopes of the decay coefficients depend on the Ce concentration and decrease with the Ce concentration. These knowledge are expected to help to understand the OSL mechanism.

Development of Thermal Neutron Moderator for Testing Boron Agents for Boron Neutron Capture therapy 国際会議

Go Ichikawa, Tsuyoshi Hamano, Yuuho Hirata, Kazuyo Igawa, Akihisa Ishikawa, Yosiaki Kiyanagi, Ryo Ogawara, Mitsuru Suda, Kazuki Tsuchida, Akira Uritani, Kenichi Watanabe, and Sachiko Yoshihashi

18th International Congress on Neutron Capture Therapy

開催年月日： 2018年10月 - 2018年11月

記述言語：英語会議種別：ポスター発表

開催地：Taipei, Taiwan 国名：日本国

We designed the moderator with a Monte-Carlo simulation code of PHITS based on a nuclear data JENDL-4.0.
The source particles of the simulation are neutrons whose energy and momentum distributions are generated from a calculation code based on experimental data. The neutron yield from the target is 1.4 × 109 n/μC. The proton beam current was assumed to be 600μA. In order to maximize the produced thermal neutron flux, we planned to fill a collimator for fast neutron extraction hole with moderator material. We compared the thermal (<0.5 eV) neutron flux and the γray dose rate for the moderator of polyethylene, beryllium, graphite and polyethylene with a lead shield. The moderator of polyethylene with a lead shield can fit the condition for irradiation experiments of the thermal neutron flux of greater than several times 108 n/cm2/s and the γ ray dose rate of less than several Gy/h.
Slots for irradiation samples are necessary for a realistic moderator design. We designed moderators with nine slots for cell sample tubes. The slots are located just below the lead layer to gain maximal thermal neutrons under the lead.
We carried out the performance test of the moderator. The thermal neutron flux was measured with the gold foil activation method using foils of 2.5 × 2.5 mm with 10 μm thickness and cadmium shield with the thickness of 0.5 mm which can cover a gold foil. The radioactivity of gold foils was measured after the irradiation with a NaI scintillator and the thermal neutron flux was estimated by calculation using the radioactivity of gold foils and that covered by cadmium covers. The γray dose rates were measured by thermoluminescent dosimeters (TLDs).

Rotary Type Beam profile monitor for Accelerator Driven BNCT System 国際会議

Keisuke ABO, Sachiko YOSHIHASHI, Atsushi YAMAZAKI, Kenichi WATANABE, Akira URITANI

18th International Congress on Neutron Capture Therapy

Compact Accelerator-Driven BNCT System Used Sealed Lithium Target 国際会議

Kazuki TSUCHIDA, Yoshiaki KIYANAGI, Akira URITANI, Kenichi WATANABE, Sachiko YOSHIHASHI, Kazuy SATO, Daiki FURUZAWA, Yoshiyuki TSUJI, Tatuya TSUNEYOSHI, Hirohiko SHIMIZU, Katsuya HIROTA, Go ICHIKAWA, Akio SAGARA, Yukinori HAMAJI

18th International Congress on Neutron Capture Therapy

Accelerator based BNCT system in Nagoya University -Development of a sealed lithium target 国際会議

Sachiko YOSHIHASHI, Kazuki TSUCHIDA, Akira URITANI, Kenichi WATANABE, Yoshiaki KIYANAGI, Yukinori HAMAJI

18th International Congress on Neutron Capture Therapy

ブラッグエッジ解析を用いた日本刀研究

及川健一、鬼柳善明、佐藤博隆、大前良磨、ファムホァンアン、渡辺賢一、松本吉弘、篠原武尚、甲斐哲也、ハルヨステファヌス、大沼正人、森戸茂一、大庭卓也、瓜谷章、伊藤正和

第６回パルス中性子イメージング研究会

透明コンポジット中性子シンチレータの性能評価

渡辺賢一, 片岡優斗, 山﨑淳, 吉橋幸子, 瓜谷章, 河口範明, 柳田健之

第79回応用物理学会秋季学術講演会

中性子ブラッグエッジ解析コードRITSにおけるエッジフィッティング法に関する検討

大前良磨, 渡辺賢一, 瓜谷章, 山﨑淳, 吉橋幸子, 鬼柳喜明

第79回応用物理学会秋季学術講演会

TRUST Eu:LiCAFを用いた小型中性子回折装置の製作

今井頌, 渡辺賢一, 山崎淳, 吉橋幸子, 瓜谷章

第79回応用物理学会秋季学術講演会

⁶Liベース小片シンチレータを用いた光ファイバ型中性子検出器の出力線形性

石川諒尚, 山﨑淳, 渡辺賢一, 吉橋幸子, 瓜谷章

第79回応用物理学会秋季学術講演会

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