Zr-91のkeV中性子捕獲γ線をコンプトン抑止型NaI(Tl)検出器を用いて測定し、波高重み法とAu-197の標準捕獲断面積を用いて捕獲断面積を得た。また、波高スペクトルをアンフォールディングすることにより捕獲γ線スペクトルを得た。

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原子炉からの熱中性子を⁹³Zr試料に照射し、⁹³Zr(n,gamma)⁹⁴Zr反応で放出される即発ガンマ線を測定した。⁹⁴Zrからの即発ガンマ線を解析し、⁹³Zr(n,gamma)⁹⁴Zr反応における熱中性子捕獲断面積の下限値を、623.7±3.9(mb)と求めた。

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長寿命核分裂生成物Sn-126のkeV中性子捕獲断面積の予測精度向上を目的とするSn同位体のkeV中性子捕獲反応に関する系統的研究の一環として、Sn-119についてkeV中性子捕獲γ線を測定し、入射中性子エネルギー10_から_90 keVにおける捕獲断面積及び捕獲γ線スペクトルを得た。

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本研究では、現在開発を進めている4pGeスペクトロメータを用いて、京大炉リニアック中性子源においてマイナーアクチニド（MA）の精度のよい中性子捕獲断面積を取得する計画である。断面積の測定には、検出器の整備と同時に、中性子源強度の向上、バックグラウンドの低減、その定量的な把握が重要となる。電子リニアックでは、高エネルギーの電子がタンタルターゲットを照射する際に発生する制動輻射線を用い、（g,n）反応により中性子を発生させる。この際に、中性子を効果的にコリメートし、バックグラウンドの原因となる中性子の量を出来るだけ少なくする必要がある。また、中性子と同時に大量に発生する制動輻射線（ガンマフラッシュ）は、通常、その量が中性子の強度と比較して圧倒的に大きいため、このガンマフラッシュの影響を可能な限り排除しなければならない。本研究では、本格的な実験に先立ち、バックグラウンドやガンマフラッシュの低減等を目的に中性子捕獲ガンマ線収量を測定し、実験装置類の配置の最適化情報を得た。

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飛行時間法を用いた中性子断面積測定を行う際に、試料に最大限の中性子照射が行え、周辺の検出器に対して十分な中性子遮蔽が行える遮蔽体の設計を行った。

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一般に、医療用リニアック施設の場合、病院内に設置することが多いため、遮蔽壁の厚さを極力薄くしたスペースの確保が要求される。そのため、通常はコンクリートに加えγ線の遮蔽能に優れた鉄板を併用して、遮蔽厚の低減を図る設計が行われている。ところが、18MeV医療用リニアック施設の利用線錐方向の遮蔽壁中では、主として鉄板で生じるターゲットで発生した2次γ線の（γ、ｎ）反応による2次中性子の発生、及びそれに伴う後方のコンクリートからの（ｎ、γ）反応による3次γ線が発生するため、γ線のみを考慮した簡易計算法は実測値を大きく過小評価することが明らかになった。そこで、これらの反応が起こりうる10MeVを超える医療用リニアック施設の簡易計算法による遮蔽計算を可能にするために、実験で検証されたMCNPXを用い系統的な検討を試みた。

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サイクロトロンで加速した30MeVの陽子を銀ターゲットに当てて生成する中性子及びγ線の線量率を、ターゲット室内及び地下ピットへ通じるダクト内で測定し、既存の簡易式と比較した。また、室内の熱中性子生成量を測定し、Pattersonの式で与えられた係数を評価した。

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高エネ研の12GeV陽子ターゲット周辺に置いた低放射化コンクリートの残留放射能は、30年運転、10年冷却を仮定した場合、クリアランスレベル換算で、普通コンクリートの1/15_から_1/18であった。

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原子力施設の遮蔽材料として重要な、コンクリート構造の遮蔽ベンチマーク実験を計画し実施した。

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コンクリート遮蔽構造のベンチマーク試験を実施した。試験内容は、水分含有量を変えた２種類のコンクリート平板の120cmまでの中性子の減衰測定、およびコンクリートキャスクの排気口部を模擬した３種類の矩形屈曲ダクトの中性子ストリーミング測定である。測定では、レムカウンターによる中性子線量と、固体飛跡検出器CR-39による中性子束の相対分布が得られた。　深層透過では、コンクリートの含水量違いによる減衰率の差が測定された。ストリーミングでは、ダクト形状の違いによる減衰特性の差が測定された。

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コンクリート深層透過とダクトストリーミングのベンチマーク実験に対してMCNPコードによる解析を行い、３次元モンテカルロ計算コードの解析精度を確認した。

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　一般に計算コードの正確さは体系の形状や組成に依存する。フラックスや断面積の空間的変化が大きい体系ではコード間での計算結果の相違は顕著になると予想されるが、このような場合の計算コードの精度は必ずしも明らかにはなっていない。このため、本研究では鉄_-_ポリエチレンからなる遮蔽体を用いて中性子ストリーミング実験及び各種遮蔽計算コードによる解析を行い計算コードの特徴・精度を検証した。
　実験は鉄(5枚)及びポリエチレン(3枚)の5cm厚板を積み上げ、5cm×20cm径の長方形断面2回屈曲ダクトを有する遮蔽体を構成した。線源としては252Cfを用い、バブルディテクタによりダクト内中性子線量を測定した。
　モンテカルロ計算は実験結果とよく一致し、フラックス等の極端な変化がある体系においても有効なことを確認した。モンテカルロ法の高速化及び簡易計算の高精度化に関して今後更なる検討を実施していく予定である。

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厚さ 150 cm までの遮蔽壁において適用可能な円筒形遮蔽欠損部内の中性子及びガンマ線量簡易計算法を開発した。これを行うため円筒ダクト欠損部内の線量分布を MCNP モンテカルロ計算コードにより計算し、以下のパラメータに対しデータベースを作成した。線源は核分裂中性子、中速中性子、熱中性子及び 1.25 MeV のガンマ線で０から60度の範囲で遮蔽壁に平行入射する。ダクトの口径は５から40 cm の間で選択した。遮蔽壁は厚さ 150 cm の普通コンクリートである。ダクトが線源に対し背面側に有る場合、ダクトまでの遮蔽壁の厚さは 50, 75 及び150 cm である。欠損部内の線量計算方法は欠損部がない場合の透過線量とデータベースの数値を内挿して求めるものである。また、同手法を適用することにより２回屈曲円筒ダクトの第３脚目のストリーミング線量簡易計算手法の改良を行い、よい結果を得た。

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1999年秋の大会の"簡易遮蔽計算法"の面線源、体積線源の線束、計算誤差について補足発表する。

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放射線遮蔽材として広く利用されている鉛に替わる新素材として開発された、樹脂タングステンシートのガンマ線遮蔽性能を調べた。⁶⁰Coや¹³⁷Cs線源を使用した測定の結果、樹脂タングステンシートは鉛とほぼ同等の光子減弱係数を有することが確認された。今後、放射線遮蔽材として幅広い利用が期待される。

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マイクロストリップガス比例計数管は、高速・高分解能の利点があるため、中性子散乱実験用の検出器として期待されている。本研究では、J_-_PARCにおける中性子散乱実験に用いることを目的として、小型・高速な１次元マイクロストリップガス比例計数管の開発について示す。これまでにカソード信号のパターニングを用いて、位置検出を行うことが可能であることを示した。

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In this paper we propose a new type of M-MSGC using multi-layer technology. In order to reduce the number of readout lines, we introduce a new encoding scheme, the Global-Local Grouping (GLG) method. In this approach global and local signals are used to locate the coarse and fine position, respectively. We have designed, fabricated and tested the GLG M-MSGC plate with an active area of 10x10cm2. The results confirmed that the new type of M-MSGC can be operating properly.

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本研究グループでは軽重荷電粒子測定用ΔＥ検出器としてガス比例シンチレーション計数管（GPSC）の開発を進めている。本研究ではGPSCの発光特性及び波長スペクトルを測定した。

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SPring-8において、アンジュレータからの放射光強度は、毎秒10¹³個におよぶ。こうしたＸ線ビーム強度のモニター方法は確立していない。以前、小型の自由空気電離箱を開発し、アンジュレータ放射光に対しその直線性を確認した。今回は、気体蛍光の放射光に対する特性を調べた。気体は、アルゴン等を用いた。近紫外光以外の方が寄与が大きいことを確認したため、通常の光電子増倍管およびフォトダイオードを用いた。実験は、SPring-8にて8-30keVＸ線に対して、上記小型電離箱をモニターに行った。アルゴン蛍光の応答値は、モニター電流値が10nAを越えると感度が次第に増大した。また、この増大の程度は、窒素混合アルゴンの方がより大きくなった。励起アルゴンは窒素を励起し、その窒素が蛍光を発するため、アルゴンの感度増大は窒素混入の影響と思われる。窒素蛍光は優れた直線性が確認されたが、感度がアルゴンの4％と小さいことが欠点である。

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降雨空気運行や宇宙活動では大強度加速器周辺と同様の放射線場における被ばくを考える必要がある。このような場においては数MeV_から_100MeVまでの中性子の線量寄与が比較的大きいと見積もられており、約20MeVまでを対象とした既存の個人線量計では、被ばく線量を過小評価する恐れがある。そこで個人被ばく線量計として有望な素子の一つであるCR-39飛跡検出器について、高エネルギー中性子に対する感度向上を目的として研究を行っている。

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中性子線では放射線荷重係数はエネルギーによって細かく異なっている。正確に中性子の実効線量を評価するには、エネルギー毎のフルエンスの測定が必要である。そこで、３層構造の検出器が提案された[1]。構造は、最外層と中層にはLi-6ガラスシンチレータ (GS)を、中心には液体シンチレータ (LS)を配置し、最外層では熱中性子線_から_低速中性子線を測定、中層では中速中性子線を、中心の液体シンチレータでは速中性子線を主に測定する。本発表では、2004春の年会[2]の続きとして、実験体系の遮蔽の方法を見直し、GSの測定を続けた。新たにLSのn-γ弁別を行い、スペクトルアンフォールディングを行い、GSとLSの測定値から線量評価を試みる。[1]Hiroo Sato, Yoichi Sakuma; IRPA-10(2002), P-3b-165.[2]山村直史等：日本原子力学会2004春の年会　J32

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様々な分野で期待されている高速中性子イメージセンサーの開発を目指して、有機液体シンチレータ中に波長シフトファイバーを挿入した方式の高速中性子画像計測原理を提案している。これまでの研究で検出器応答を計算する光子挙動モンテカルロシミュレーションコードを作成し、一次元の入射中性子位置情報を実験的に得ると共に、パルス波形弁別手法に基づくn-γ弁別性能、コードの妥当性を確認している。今回は、入射中性子二次元位置情報の取得を目指し、シミュレーション計算を通して画像精度の中性子入射位置依存性を評価した。
有感領域の端付近において得られる画像は真の入射位置から数mm程度のずれを示すものの、有感領域の大部分においては高精度の画像を取得できることを確認した。応答関数の改良や、有感領域をあらかじめ拡大しておく等の処理を施すことで目的の有感領域においてより高精度の入射中性子画像が得られる。今後は実験的検証を行っていく。

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現在、我々のグループでは、熱エネルギーから1GeVの中性子に対してリアルタイムで線量のモニタリングが可能な高エネルギー中性子モニタの開発を進めている。このモニタを用いて中性子線量を得るためには、中性子検出器として採用している有機液体シンチレータ(BC501Aタイプ)の応答関数を詳細に評価する事が不可欠である。この応答関数を評価するために、我々はGeV領域におよぶ応答関数が計算可能なシミュレーションコードSCINFUL-QMDを開発している。今回、コードの検証および改良のために、800MeVまでの中性子に対する応答関数の測定を行った。測定には、放射線医学総合研究所のHIMACが利用された。測定結果をSCINFUL-QMDによる計算値と比較したところ、応答関数の形状において、両者の結果は良い一致を示した。

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航空機高度における中性子エネルギースペクトルを計測するのに使用するホスウィッチ型中性子検出器の中性子に対する応答関数を評価した

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ガンマ線感度の低い中性子イメージング用輝尽性蛍光体としてCaBPO₅:Ce³⁺ + CaF₂蛍光体を見出し、その特性を調べた。紫外線による発光スペクトルは、添加するCaF₂の量を増加するにつれ発光量は増大し、CaBPO₅:Ce³⁺とCaF₂のモル比が1:1.5程度の場合に最大の発光量があることがわかった。また、CaBPO₅:Ce³⁺にCaF₂を添加することにより輝尽性蛍光出力が一桁以上増大することがわかった。また、α線照射の場合はCaBPO₅:Ce³⁺とCaF₂のモル比が1:1から1.5程度で、中性子照射の場合は、1:1程度で最大の輝尽性蛍光量があることがわかった。しかし、α線照射の場合に比べて中性子照射の場合の増大率は小さい。これはSrBPO₅:Ce³⁺ + SrF₂の場合と同様、CaF₂の添加量が増大すると中性子有感物質であるホウ素の量が相対的に減少するためである。

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CT測定の低被曝化のため，X線のエネルギー情報を用いる．これには高いエネルギー分解能を保ったまま高計数率に対応する検出器が必要であり，Frischグリッド付半導体検出器の利点を述べる．また，フィルターX線とエネルギー差分法を用いて造影剤を測定すると，白色X線の数10%の被曝量となることを示す．

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マンモグラフィへの応用を念頭にして，SiでFrischグリッド付検出器を製作した．また，異種半導体の貼り合わせの基礎研究として，p型およびn型のSiウエハ同士を表面活性化法によって貼り合わせた．400_-_900℃までアニールを行い，比抵抗値測定を行った．

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Ｘ線吸収特性が異なる材料を同時に透視検査できるカラーＸ線I.I.（イメージインテンシファイア）の特性を検討した。Ｘ線発生装置の管電圧を一定にして得たステップゲージの測定画像から、R,G,B成分毎の吸収特性を評価した結果、R,G,Bでは実効的に異なるＸ線エネルギーのイメージを示していることがわかった。

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CdTe検出器を用いてフィルタＸ線のスペクトル測定を行った。CdTe検出器ではスペクトルの歪みを生じるが、Ge検出器の場合と同様に、スペクトルからヨウ素厚さを導くことが可能であることがわかった。この方法を放射線画像取得に用いることで、患者への被曝の低減、診断能の向上が期待できる。

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ポジトロンCT(PET)は、体内に陽電子を放出する放射性標識薬剤を投与し、身体外にリング状に配置した検出器で消滅光子の同時計数を行う事でRI分布の画像を得る、核医学の一分野である。このPETにさらに飛行時間差(Time of Flight)情報を用いることで、位置分解能やs/n比の改善を図るのがTOF-PETである。本研究ではこれまで、チェレンコフ輻射を用いたTOF-PETシステムについて検出器系統の概念検討を行い、時間分解能、位置分解能、効率等の基本特性を計算機シミュレーションにより評価を行ってきた。本発表では、シミュレーションにより見積もられた時間分解能による、検出器性能の向上度合いについて報告する。

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マルチコンプトンガンマカメラの原理に基づいた高エネルギーγ線指向性検出器の開発を行っている。産業技術総合研究所(以下、産総研)のレーザー逆コンプトン準単色高エネルギーγ線発生装置を用いた検出器応答の実験的評価について報告する。

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２台のGe半導体検出器とマルチパラメータ多重波高分析器を用いた同時計数法により，高感度にカスケードγ線を検出する方法を検討した。微量のカスケード状にγ線を放出する核種を検出するため，一台のGe検出器のγ線エネルギー範囲を限定して，これと同時計数するもう一方のGe検出器のスペクトルを合成した。この方法によりバックグラウンドを低減させ，検出感度を向上させた。

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γ線放出率は1崩壊あたりに放出されるγ線の割合である。近年、Ge検出器による放射性同位元素からのγ線測定が正確になり、γ線放出率の精度が不十分な核種の再定量により精度の向上が計られている。γ線放出率は一般にβ線分岐比と相対γ線強度から決定され、β線分岐比の精度不足により精度が不十分な場合が多い。本研究では、4πβ(pc)-γ(HPGe)同時計測装置を用いて崩壊率、γ線計数率、γ線検出効率から直接求めることにより、⁸⁰Brのγ線放出率における不確かさの改善を目的とした。γ線放出率(P_γ)は、崩壊率(N₀)、γ線計数率(N_γ)、γ線検出効率(ε_γ)および補正係数(C)から(1)式より決定した。
P_γ=(N_γ/N₀・ε_γ)・C (1)

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加速器を用いた565keV単色中性子校正場について、NaI(Tl)検出器を用いて、ターゲットで発生するγ線の線量当量(H^*(10))の測定、評価を行った。

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KEKの黒鉛パイルによる熱中性子場を2次標準として校正した。金箔の放射化量とこれから導出される熱中性子束を実験と計算で求め、両者はよく一致した。黒鉛パイルの内部および表面の熱中性子束分布を測定し、吸収と漏洩の量を求め、中性子線源強度の絶対測定を行った。

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undoped InSb表面障壁型検出器を用いて，241Amと133Baの線源のγ線測定を行った．その結果，ノイズと分離できるγ線のエネルギースペクトルが得られた．

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極低温の下では固体の比熱は小さくなる。極低温マイクロカロリメータは放射線入射による吸収体の計測可能な温度上昇を測定する。温度上昇は温度計によって測定し、放射線検出信号を出力する。本研究では温度計として極低温において静電容量が温度に依存する誘電体を用いている。誘電体マイクロカロリメータにおける放射線吸収から最終的な検出信号の生成までの過程を評価するためにブロック線図を用いて簡便な信号評価モデルを構築した。

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中性子を用いた非破壊検査は、検査対象物内部の元素情報が得られることから、X線や超音波当を用いた検査と異なる特徴を有する。中性子を用いた装置には、従来、熱中性子が用いられていたが、検査対象物内部の元素分布を測定することは困難であった。そこで、元素分布の簡易な測定が可能である随伴粒子イメージング(API)法を利用することとし、シミュレーション結果をもとに装置の仕様を検討した。また、API法では、高速中性子発生装置とその内部に組み込むα線検出器が必要である。そこで、API法に必要なα線検出器を試作し、粒子弁別性能、γ線検出器との同時計数時間分解能及び計数率等の性能を評価した結果、目標仕様が達成可能であることがわかった。

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最も高い検出効率を有するCR-39検出器中における潜在飛跡形成機構について検討を進めている。これまでに、(1)飛跡の径方向コア半径を種々の重イオンについて求め、線量分布モデルとの比較をおこない、(2)高線量ガンマー線照射がバルクエッチング速度にもたらす効果についての実験を実施し放射線誘起酸化反応の役割を明確にし、さらに、(3)赤外線吸収スペクトルに見られる照射の影響を評価してきている。これらの研究を通じて、潜在飛跡においてはカーボネート結合部から二酸化炭素が放出されていること、そして、新たに形成される端点には水酸基が生成することを見いだした。本研究においては十数ミクロン厚さのCR-39薄膜を作成しGANILの化学実験ビームラインに設置されているその場観察型の赤外線分光装置による照射と分析を実施した（130 MeV, C-12）。潜在飛跡の単位長さ当たりの二酸化炭素生成数とこの体系におけるG-値を評価した。

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コンクリートなどの低レベル放射性廃棄物に含まれる41Caの分析方法は、測定機器が大きいことや測定時間が長い等の問題を抱えている。そこで、我々はイオントラップとレーザ冷却を用いたコンパクトかつ高精度なCa同位体計測方法を提案している。この方法を用いることで、イオントラップにトラップされたイオンの絶対量をその蛍光により計測することが可能である。そのための研究を進めているが、今回はイオントラップによる40Caイオンの蛍光についての現状を報告する。

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レーザ共鳴イオン化質量分析法（RIMS）による微量希ガス検出システムを用いて、「常陽」原子炉容器内カバーガス中のタグガスを分析することにより、「常陽」の炉内照射試験においてクリープ破断した高速炉被覆管試料の同定手段にXeのタグガスを適用できる見通しを得た。

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農産物の消費の拡大と多様化に伴い、そのグローバル化・ブランド化が進んでいるが、その産地の虚偽表示が後を絶たないということが大きな問題となっており、その科学的立証法の確立が望まれている。この一つの候補として、地球化学の資源探査法に用いられている同位体分析法を米の産地判別技術の開発に応用する試みが行われている。これは米に含まれるホウ素・ストロンチウムの同位体組成が地質年代等すなわち地域によって異なることに基づいており、この同位体比をICP-MSにより測定することで、その産地判別を行うものである。しかしながら、ICP-MSで測定する場合、Sr-87にRb-87という同重体が存在するため、この干渉を抑えるために、分析試料の前処理に多くの時間と手間を要し、かつ測定精度が制限されているという問題がある。そこで我々は、ICP-MSの代わりに同重体干渉を受けない高感度な質量分析法である共鳴イオン化質量分析法（RIMS）によりストロンチウム同位体比測定を行う手法を提案する。

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J-PARC計画の加速器群で3GeV加速器は25Hzで運転し、加速器を構成するマグネット群も交流通電での運転である。そのためマグネット中で渦電流やヒステリシス損による発熱を考慮した熱設計を行う必要がある。既に実機規模のＲ＆Ｄ試験も行われているが、さらに効果的な交流対策を設計に反映するために３次元動磁場解析を試み、その妥当性をＲ＆Ｄ機の試験結果で確認した。

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日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構は、共同で大強度陽子加速器(J-PARC)の建設を進めている。その３GeV加速器マグネットに３次元動磁場解析と熱伝導解析技術を活用して、マグネットの温度上昇を評価し、構造最適化を検討した。

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パルス・ラジオリシス法は、極短時間における放射線化学反応の研究に有用な手法である。この手法は通常、電子線形加速におけるフォトカソードRF電子銃とフェムト秒レーザーの組合せによって実現される。こうした高時間分解能を実現するためには電子バンチとレーザーの極短パルスが必要なのはもちろんであるが、これら2つのビームの時間同期（電子ビームに対するレーザーの到達タイミング）の精度も重要な要因となる。一般に高時間分解能を持つ放射線化学のための加速器はフォトカソードRF電子銃、加速管、磁気バンチ圧縮器からなる。当施設の加速器はMgカソードの電子銃を入射器として、S-band・2m・進行波型の加速管、シケイン型磁気圧縮器から構成される。シケインで圧縮される電子バンチの幅は、測定対象が水の場合、1nCで1ps程度である。電子銃を駆動するレーザーはTi:Sapp.からのレーザー光の3倍高調波を用いているが、この光は基本波をスプリッターで分けたもので、もう一方をパルス・ラジオリシスのプローブ光に用いている（パルス幅、100fs）。これら2つの光は光学的に分けているため、タイミングのずれは無いものと考える。しかしながら、この装置を用いた実験では全体の時間分解能が、最も悪い時で10ps程度となることがある。この主たる原因はレーザーとRFの同期にある。

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我々は、医療、生命科学への応用が期待される単色硬X線を、Ｘバンドライナックからの電子ビームとレーザーとの衝突によって発生させる装置を開発中である。ルミノシティの計算から、X線の発生量はレーザーのパワーに比例することがわかっている。偏光ビームスプリッターとポッケルスセルを用いてレーザーをある周回路にとじ込め、同じレーザー光を繰り返し電子ビームと衝突させるレーザーサーキュレーションシステムの導入を検討、光学系の設計手法を定めるとともに導入による効果を見積もった。

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原研エネルギー回収型自由電子レーザー（ERL-FEL）において現在より長いパルスモードで運転する際のSHB空洞において発生する熱よる周波数変化と冷却に関する計算および測定を行った。

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JAERI ERL-FEL 制御系は運用開始から10年以上が経過して様々な問題を抱えていたため、平成15年度に制御系の更新を行った。この更新とあわせてデータベースシステムを構築し、Webブラウザ上からデータの検索や表示を可能とした。また、電子メールを活用した故障時の自動通報システムを開発し、このシステムの有用性を確認した。このデータベースシステムおよび自動通報システムについて報告する。

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パルスラジオリシスとは電子線と分析光用のレーザーを同時に物質に入射し、吸光度を測定する事により、放射線化学初期過程を解明することが出来る非常に有効な手段である。これまで阪大産研ではサブピコ秒の時間分解能を持つパルスラジオリシスの開発に成功している。さらなる時間分解能の向上を目指し、フェムト秒の時間分解能を持つパルスラジオリシスの開発に取り組んでいる。フェムト秒の時間分解能を達成するためにはフェムト秒超短パルス電子線が必要である。そこで、フォトカソードRF電子銃ライナックを導入し、フェムト秒電子線パルスの発生を行っている。

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阪大産研では、新たに導入したレーザーフォトカソードＲＦ電子銃を用いた高精度S-バンドフェムト秒電子ライナックの研究を行い、フェムト秒電子線パルスと分析用フェムト秒レーザーパルスによるフェムト秒時間分解能のパルスラジオリシスシステムを構築に取り組んでいる。

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