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論文

Interlaboratory comparison of electron paramagnetic resonance tooth enamel dosimetry with investigations of the dose responses of the standard samples

豊田 新*; 井上 一彦*; 山口 一郎*; 星 正治*; 廣田 誠子*; 岡 壽崇; 島崎 達也*; 水野 秀之*; 谷 篤史*; 保田 浩志*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 199(14), p.1557 - 1564, 2023/09

EPR(electron paramagnetic resonance, electron spin resonance (ESR)ともいう)線量計測法の汎用性評価のため、相互比較試験を行った。線量を推定するために必要な、数十から数百mGyの線量を与えた標準試料は、各参加機関が作成した。同様にして作成した試料に未知線量を与えたものとあわせた試料セットを測定した後、他の参加機関に送り、また、他の参加機関が作成した別の試料セットを測定するということを繰り返した。既知線量の試料で作成した検量線の傾きには若干の差が見られるが、未知線量試料の測定値の差は系統的であり、測定値ではなく試料に起因するところが大きいことが示唆された。詳細な解析結果も報告する予定である。

論文

Development of safety design philosophy of HTTR-Heat Application Test Facility

青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

論文

Efficient hydrogen isotope separation by tunneling effect using graphene-based heterogeneous electrocatalysts in electrochemical hydrogen isotope pumping

保田 諭; 松島 永佳*; 原田 健児*; 谷井 理沙子*; 寺澤 知潮; 矢野 雅大; 朝岡 秀人; Gueriba, J. S.*; Di$~n$o, W. A.*; 福谷 克之

ACS Nano, 16(9), p.14362 - 14369, 2022/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:83.44(Chemistry, Multidisciplinary)

水素同位体である重水素は、半導体産業や医薬品開発に必須な材料であることから、重水素の高効率かつ低コストでの濃縮分離技術の開発は重要である。本研究では、グラフェンとパラジウム薄膜からなるヘテロ電極触媒を開発し、固体高分子形電気化学水素ポンピング法に適用することで高い分離能をもつ重水素濃縮デバイスの開発を行った研究について報告する。その結果、印加電圧が大きくなるにつれ分離能の指標となるH/D値が小さくなる明瞭な電位依存性が観察された。観察されたH/Dの電圧依存性について理論計算により検証した結果、印加電圧が小さい場合、水素イオンと重水素イオンがグラフェン膜透過の活性化障壁を量子トンネル効果により透過することで大きなH/D分離能が発現すること、印加電圧が大きくなると活性化障壁を乗り越えて反応が進行するためH/D値が減少することが示された。以上、グラフェンの水素同位体イオンの量子トンネル効果を利用することで高いH/D分離能を有する水素同位体分離デバイス創製の設計指針を得た。

論文

Production of $$^{266}$$Bh in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5$$n$$)$$^{266}$$Bh reaction and its decay properties

羽場 宏光*; Fan, F.*; 加治 大哉*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 小森 有希子*; 近藤 成美*; 工藤 久昭*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; et al.

Physical Review C, 102(2), p.024625_1 - 024625_12, 2020/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.4(Physics, Nuclear)

The nuclide $$^{266}$$Bh was produced in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction at beam energies of 125.9, 130.6, and 135.3 MeV. Decay properties of $$^{266}$$Bh were investigated with a rotating wheel apparatus for $$alpha$$ and spontaneous fission (SF) spectrometry under low background conditions attained by a gas-jet transport system coupled to the RIKEN gas-filled recoil ion separator. The half-life of $$^{266}$$Bh was measured to be $$T_{rm 1/2}$$ = 10.0$$^{+2.6}_{-1.7}$$ s. The $$alpha$$-particle energies of $$^{266}$$Bh disperse widely in the range of 8.62 - 9.40 MeV. The maximum production cross section for the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction was determined to be $$sigma$$ = 57 $$pm$$ 14 pb at 130.6 MeV.

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

論文

Variation of half-life and internal-conversion electron energy spectrum between $$^{235m}$$U oxide and fluoride

重河 優大*; 笠松 良崇*; 安田 勇輝*; 金子 政志; 渡邉 雅之; 篠原 厚*

Physical Review C, 98(1), p.014306_1 - 014306_5, 2018/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.63(Physics, Nuclear)

$$^{235m}$$Uの半減期は化学的環境に依存して変化することが報告されており、本研究では、初めて$$^{235m}$$Uの半減期と内部転換電子エネルギー分光を同一化学的環境下で測定することに成功した。$$^{235m}$$Uの酸化物とフッ化物の試料について測定を行った結果、酸化物に比べフッ化物の半減期は短くなることが観測された。密度汎関数法を用いて内部転換電子エネルギースペクトルのピークを帰属した結果、価電子の化学結合特性の違いが半減期の変化に影響を与えていることが示唆された。

論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される$$gamma$$線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、$$gamma$$線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。$$gamma$$線測定についてFP由来の$$gamma$$線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

論文

Measurement of fluorine distribution in carious enamel around 1.5-year aged fluoride-containing materials

小松 久憲*; 小島 健太郎*; 船戸 良基*; 松田 康裕*; 木地村 太基*; 奥山 克史*; 山本 洋子*; 岩見 行晃*; 恵比須 繁之*; 能町 正治*; et al.

JAEA-Review 2011-043, JAEA Takasaki Annual Report 2010, P. 85, 2012/01

The fluoride contained in some restorative material was demonstrated as a great benefit source for preventing dental caries. However, long-term caries preventive effect of fluoride- containing materials (FCMs) is still a matter of debate, since the amount of fluoride released from FCM decreases with time. The purpose of this study was to measure the fluorine (F) distribution in carious enamel around aged FCMs using an in-air micro-PIGE/PIXE system at TIARA. As a result, no difference in F uptake among the materials in 1.5-year storage indicated that there was no difference in long-term caries preventive effect among the materials used in the present study. Short-term caries preventive effect of FCM could not predict the existence of long-term effect.

論文

Study on defects in H$$^+$$ ion implanted B2 type Fe-Al alloy using slow positron beam

駒形 栄一*; 河裾 厚男; 薮内 敦*; 前川 雅樹; Batchuluun, C.*; 安田 啓介*; 石神 龍哉*; 久米 恭*; 岩瀬 彰宏*; 堀 史説*

Physics Procedia, 35, p.75 - 79, 2012/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:62.57

鉄(48重量%)-アルミニウム合金に室温で水素イオンを3$$times$$10$$^{16}$$及び1$$times$$10$$^{18}$$/cm$$^2$$注入した試料を作成した。これらの合金に対し、低速陽電子ビームを用いて0.2$$sim$$30.2keVのエネルギー範囲においてドップラー広がり測定と陽電子消滅寿命測定を行った。水素イオンの照射により、陽電子消滅Sパラメータが減少した。また陽電子消滅寿命も減少した。これらの結果は、打ち込まれた水素原子は空孔型欠陥に捕獲されていることを示している。

論文

Fluorine analysis of human enamel around fluoride-containing materials under different pH-cycling by $$mu$$-PIGE/PIXE system

小松 久憲*; 山本 洋子*; 松田 康裕*; 木地村 太基*; 衣川 道彦*; 奥山 克史*; 能町 正治*; 安田 啓介*; 佐藤 隆博; 及川 将一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 269(20), p.2274 - 2277, 2011/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.97(Instruments & Instrumentation)

The purpose of this study was to determine F uptake into enamel around FCMs under different pH-cycling using the in-air $$mu$$-PIGE/PIXE system at TIARA. After pH-cycling, the caries progression in all materials was analyzed using transverse microradiography (TMR). The F and calcium distributions of the lesion in each specimen of FCMs were evaluated using PIGE/PIXE system. The amount of F in the outer 150 $$mu$$m of the lesion was then calculated for comparing F uptake. As a result, there was a difference in the caries progression between materials. In clinical setting, it is important to select FCM according to the caries risk. From F analysis, there was no significant difference in the F uptake from each material between the solutions, though there was significant difference between the materials.

論文

Development of high temperature gas-cooled reactor (HTGR) fuel in Japan

植田 祥平; 相原 純; 沢 和弘; 安田 淳*; 本田 真樹*; 降旗 昇*

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.788 - 793, 2011/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:88.02(Nuclear Science & Technology)

日本における高温ガス炉(HTGR)燃料製造技術は、1960年代からのHTTR計画において原子力機構(JAEA)と原子燃料工業(NFI)が共同で開発を行ってきた。それをもとにして、NFIはHTTRの初装荷及び2次燃料(各0.9tU)を製造した。2010年3月までのHTTR初装荷燃料の高温長期連続運転によってその高い品質が確認された。この成果を踏まえて、高燃焼度用燃料を開発した。また、従来の燃料に用いられていた炭化珪素(SiC)層を炭化ジルコニウム(ZrC)層に置き換えた革新的な被覆燃料の開発のために、JAEAはZrC被覆条件を最適化するための試験を行い、被覆温度等の最適化の他、定比性などの特性を調べた。

論文

Development of wavelength-shifting-fiber neutron image detector with a fiber-optic taper with a high spatial resolution

中村 龍也; 安田 良; 片桐 政樹*; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 美留町 厚; 海老根 守澄; 曽山 和彦

Proceedings of 2011 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2011), Vol.1, p.382 - 384, 2011/00

シンチレータと波長シフトファイバ読み出しによる高位置分解能型中性子イメージ検出器を開発している。本検出器ではテーパー付きファイバ光学素子(FOT)をシンチレータと波長シフトファイバの間に組み込むことで中性子による発光を光学的に拡大し高位置分解能を実現しようとするものである。今回、検出視野の拡大を目指し従来の小視野FOT(2.6$$times$$2.6mm、角型)から直径20mm(円形)の大面積品に改良を行いその特性試験を実施した。その結果、大型FOTでは従来品よりも光透過率が20$$%$$低減するものの位置分解能は従来と同様の0.26$$pm$$0.07mmを保持することがわかり、有効面積314mm$$^{2}$$、有効ピクセルサイズ0.17$$times$$0.17mmである高分解能型検出器となることが確認できた。

論文

Effect of heat treatment on TEM microstructures of Zirconium carbide coating layer in fuel particle for advanced high temperature gas cooled reactor

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳*; 竹内 均*; 茂住 泰寛*; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Materials Transactions, 50(11), p.2631 - 2636, 2009/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:46(Materials Science, Multidisciplinary)

革新的高温ガス炉用に耐熱性の高いZrC被覆燃料粒子の開発を進めている。その基礎研究として、ジルコニア核を高密度熱分解炭素で被覆した物の上にZrCを臭素法で被覆した。実際の製造工程でのコンパクト焼成の微細構造に対する影響を調べるため、約1800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した後、C/Zr=1.11と1.35のバッチについてTEMとSTEMを用いて観察した。両方のバッチにて、ボイド又は遊離炭素領域の形や寸法の熱処理による明らかな変化が見られ、熱処理後にボイド又は遊離炭素領域は50$$sim$$100nm程度の塊状になっていた。また、ZrCの結晶成長も観察され、特に、C/Zr=1.11のバッチの方では、IPyC/ZrC境界において、IPyC層からZrC層に向かって繊維状炭素が観察される領域が見られた。これらの知見は今後の熱処理過程を改良していくのに反映する。

論文

Adsorption of Db and its homologues Nb and Ta, and the pseudo-homologue Pa on anion-exchange resin in HF solution

塚田 和明; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 秋山 和彦*; 笠松 良崇; 西中 一朗; 市川 進一; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ; et al.

Radiochimica Acta, 97(2), p.83 - 89, 2009/02

 被引用回数:20 パーセンタイル:77.91(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

105番元素ドブニウム(Db)及び周期表上同族の5族元素ニオブ(Nb),タンタル(Ta),擬5族のプロトアクチニウム(Pa)のフッ化水素酸水溶液中における陰イオン交換挙動を観測した。実験にはタンデム加速器施設に設置したオンライン自動迅速イオン交換分離装置を利用し、$$^{248}$$Cm+$$^{19}$$F反応で生成する$$^{262}$$Db(半減期34秒)を対象に13.9Mフッ化水素酸水溶液におけるイオン交換樹脂への分配係数を測定した。上記元素とDbの溶離挙動を比較すると、Dbの分配係数は5族元素Nb及びTaに比べて小さく、その傾向はむしろ擬5族のPaに近いという結果を得た。この結果は超アクチノイド元素であるDbのフッ化物陰イオン錯体が同族元素と異なるという興味深いものである。

報告書

ZrC被覆粒子の製造技術開発,2(受託研究)

安田 淳; 植田 祥平; 相原 純; 石橋 英春*; 沢 和弘

JAEA-Technology 2008-083, 11 Pages, 2009/01

JAEA-Technology-2008-083.pdf:3.14MB

ZrC被覆燃料粒子は、第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉(VHTR)のさらなる高性能化を可能にすると期待されており、原子力機構ではZrC被覆粒子の製造技術開発を行っている。平成19年度は原料粒子として模擬燃料核を用いてZrC-外側熱分解炭素(OPyC)層連続被覆試験を行い、粒子装荷量100gにおいて、厚さ約27$$mu$$mまでのZrC層と、厚さ約48$$mu$$mまでのOPyCを連続被覆することができた。

論文

TEM/STEM observation of ZrC coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel, Part II

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.197 - 203, 2009/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.45(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆層は原子力機構にて臭化物法で作製された。公称被覆温度は一定に保たれた。公称被覆温度を評価できるようになってからの複数のバッチのZrC層の微細組織をTEMとSTEMで観察し、過去の研究結果も含めて議論した。約1630Kで被覆したZrC粒は配向性を持っていた。この配向性は過去の研究のものとは大きく異なった。また、被覆温度により異なるPyC/ZrC境界の構造が観察された。高温(1769K)被覆の場合、繊維状カーボンがPyC/ZrC境界及び境界近くのポア周辺で観察されたが、低温(1632K)被覆の場合には観察されなかった。

論文

High-spatial-resolution neutron image detector based on wavelength-shifting fiber read out for time-of-flight measurements

中村 龍也; 安田 良; 片桐 政樹*; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 美留町 厚; 海老根 守澄; 曽山 和彦

Proceedings of 2009 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (2009 NSS/MIC), Vol.2, p.1271 - 1273, 2009/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:54.14

波長シフトファイバ読み出しによる高位置分解能型中性子イメージ検出器を開発し200ミクロン以下の位置分解能(ピクセルサイズ52ミクロン)を実証した。本検出器は数マイクロ秒の時間分解能を持ち飛行時間法を用いた時間分解中性子イメージングの能力も有する。本検出器にはZnS/$$^{6}$$LiFシンチレータを装荷し中性子により誘起されたシンチレーション光はその下流側に直交配置された2群の波長シフトファイバにより読み出される。本研究では約3倍の中性子イメージ拡大能力を持つファイバー光学テーパー素子(Fiber Optic Taper)2つをシンチレータとファイバの間に組み込み位置分解能の改善を図った。その結果、X, Y方向ともに従来検出器を約一桁上回る160$$pm$$10ミクロンの位置分解能を得ることに成功した。

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