JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　11 件中 1件目～11件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

LaCl$$_{3}$$(Ce) scintillation detector applications for environmental $$gamma$$-ray measurements of low to high dose rates

堤 正博; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 557(2), p.554 - 560, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.nima.2005.11.117
 被引用回数：14 パーセンタイル：68.04(Instruments & Instrumentation)

環境$$gamma$$線の線量率測定及びスペクトル測定への新しいLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの適用性について評価した。このシンチレータは、良好なエネルギー分解能及び速い減衰時間を持つため、特に高計数率場の$$gamma$$線スペクトル測定に適している。本報告では、25.4mm$$times$$25.4mmのLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの特性試験を行い、同サイズのNaI(Tl)シンチレータと比較した。得られたパルス波高スペクトルはG(E)関数により線量換算した。LaCl$$_{3}$$(Ce)は、結晶自身にある程度のバックグラウンド放射能を有するものの、そのバックグラウンドの寄与を差し引くことで低レベルから数mGy/hの高線量率に渡る$$gamma$$線のスペクトル測定及び線量率測定が可能であることがわかった。平常時はもとより緊急時のモニタリングにとって有望なシンチレータである。

論文

原研東海における放射線管理用試料集中計測システム

川崎 克也

保健物理, 40(1), p.56 - 60, 2005/03

https://doi.org/10.5453/jhps.40.56

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。本報は、更新を含めた放射線管理用試料集中計測システムについて紹介する。

報告書

放射線管理用試料集中計測システムの更新

川崎 克也; 望月 薫*; 鈴木 武彦; 木内 伸幸

JAERI-Tech 2004-070, 50 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-070.pdf:18.19MB

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。

論文

Retention of fission product cesium in ZrC coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 高野 利夫; 関野 甫; 冨田 健

Journal of Nuclear Materials, 279(2-3), p.181 - 188, 2000/06

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00015-5
 被引用回数：34 パーセンタイル：87.81(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子の代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の優れたセシウムの保持特性の機構を明らかにするために、照射後加熱試験前後の個々のZrC被覆燃料粒子のセシウムのインベントリを$$gamma$$線計測により求めるとともに、X線ラジオグラフにより個々の粒子を観察した。内側の高密度熱分解炭素層が破損し、ZrCと燃料核とが反応している粒子では、燃料核のセシウム保持能力が高く、逆に、内側の高密度熱分解炭素層が健全な粒子では、燃料核のセシウム保持能力が低いことを見いだした。

報告書

Natural background Gamma-ray spectrum; List of Gamma-rays ordered in energy from natural radionuclides

一宮 勉*; 成田 孟; 喜多尾 憲助*

JAERI-Data/Code 98-008, 73 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-008.pdf:26.34MB

この表は、基礎的なデータである評価済み核構造データファイルから、自然放射性核種が放出する$$gamma$$線を選び、ゲルマニウム検出器による$$gamma$$線スペクトロメトリを行う利用者向けに編集したものである。この表によってバックグラウンドとなる自然$$gamma$$線の同定を行うことができるが、それと共に例えば野外での環境放射線サーベイやモニタリングのさい、環境に放出された人工放射性核種からの$$gamma$$線をバックグラウンドと区別し、その人工放射性核種の検知も容易になる。また宇宙線中性子と検出器の周辺にある物質との相互作用による直接$$gamma$$線、相互作用の結果生成した放射性核種の放出する$$gamma$$線のうち、放出の割合の大きいものも表に含めた。なお参考として自然放射線のスペクトル図の例を付録として掲げた。

報告書

金属テクネチウムの試料調製と特性評価

湊 和生; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 伊藤 光雄

JAERI-Research 97-077, 17 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-077.pdf:1.09MB

半減期約21万年の超長寿命核分裂生成物である$$^{99}$$Tcの消滅処理をめざして、テクネチウムの固体の研究を開始した。購入した粉末状の金属テクネチウムについて、X線回折測定、$$gamma$$線測定、ならびにICP-AES法及びICP-MS法による不純物分析を行った。格子定数の測定値は、文献値に一致した。金属不純物はアルミニウム及び鉄などで約15ppmであり、$$gamma$$線放出をともなう放射性の不純物は検出されなかった。この粉末試料を用いて、アーク溶解法により、ボタン、ロッド及びディスク状の金属テクネチウム試料を調製した。さらに、ディスク状の金属テクネチウム試料を用いて、レーザーフラッシュ法により、室温から1173Kまでの熱拡散率を測定した。金属テクネチウムの熱拡散率は、温度の上昇にともない減少したが、600K以上ではほとんど一定であった。

論文

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO$$_{2}$$ lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

https://doi.org/10.13182/NT96-A35217
 被引用回数：5 パーセンタイル：45.07(Nuclear Science & Technology)

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO$$_{2}$$燃料格子の修正転換比(MCR:$$^{238}$$U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した$$^{239}$$Npと$$^{143}$$Ceの$$gamma$$線スペクトルを非破壊的に測定し、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477$$pm$$0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434$$pm$$0.013(1.83)、0.383$$pm$$0.011(2.48)及び0.356$$pm$$0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO$$_{2}$$格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

論文

Determination of the modified conversion ratio of light-water-moderated uranium-plutonium mixed-oxide-fuel lattice

中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 119, p.175 - 181, 1995/00

https://doi.org/10.13182/NSE95-A24083
 被引用回数：6 パーセンタイル：54.86(Nuclear Science & Technology)

軽水減速のウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料格子における修正転換比(MCR(Modified Conversion Ratio):全核分裂率に対する$$^{238}$$U捕獲反応率の比)の測定をプルトニウム富化度の異なる4種類の格子に対して行った。本測定では、軽水臨界実験装置TCAを用いて照射した燃料棒中に生成した$$^{239}$$Npと核分裂生成物の$$gamma$$線スペクトルの非破壊測定により、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求めた。2つの異なる核分裂生成物の測定結果から求めた核分裂率は良く一致しており、また、MCRの測定値は全炉心モデルを用いたモンテカルロ計算の結果と良い一致を示した。このことより、非破壊的な本測定手法はMOX燃料のMCR測定に適用可能であるといえる。

論文

Measurement of thermal neutron cross section of $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs reaction

原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.577 - 580, 1990/06

https://doi.org/10.3327/jnst.27.577

放射性廃棄物核種として問題になる$$^{137}$$Csの熱中性子捕獲反応断面積を測定した。0.1MBqの$$^{137}$$Cs試料(CsCl)をCo/Al中性子束モニターと共にJRR-4のT-パイプで10分間照射した。照射後、ゼオライトを用いてセシウムを精製し、$$gamma$$線スペクトルを測定した。これから$$^{137}$$Cs放射能に対する$$^{138}$$Cs生成量を求め、中性子束の結果と合わせて、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積として0.250$$pm$$0.013bを得た。この値は従来の報告値より2.3倍大きい。

報告書

NSRR実験における特殊燃料(破壊力測定,ガドリニア入り,ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料)の発熱量評価

柳原 敏; 鈴木 敏夫

JAERI-M 85-208, 53 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-208.pdf:1.61MB

近年NSRRで実施している破壊力測定実験、ガドリニア入り燃料実験、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料実験の各実験シリーズについて、単位炉心積分出力当りの発熱量を評価するための実験を行い、$$gamma$$線スペクトロメトリーにより各実験で照射した燃料の核分裂数を求めた。各実験シリーズにおける単位炉心積分出力当りの核分裂数及び炉心積分出力から発熱量への変換係数は以下の通りである。

論文

Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10

https://doi.org/10.3327/jnst.14.745
 被引用回数：14

JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。

11 件中 1件目～11件目を表示
  • 1