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-ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Nuclear Science & Technology)臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の線による線量評価のために、線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
藤井 靖彦*; 赤塚 洋*; 野村 雅夫*; 鈴木 達也*; 佐分利 禎*; 徳浪 理恵*; 田中 拓
JNC TY9400 2000-009, 41 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-009.pdf:1.22MB
再処理プロセスにおける構造材のように、
線照射下にある金属材料は電子に起因する化学作用が想定される。特に、硝酸溶液などの種々の分解生成物が生じ、金属材料に作用するおそれがある。このような分野の研究の手段として核燃料サイクル開発機構の大電流電子線加速器を用いた線環境下における材料腐食機構の解明および材料評価システムの構築を目指して研究を行う。本報告書では、その予備実験として東京工業大学のプラズマ実験装置を用いて金属材料の酸化現象について研究を行い、電子の影響について議論した。
浅山 泰; 川上 朋広*
JNC TN9450 2000-002, 335 Pages, 1999/10
JNC-TN9450-2000-002.pdf:21.65MB
本報告書は、これまでに取得してきたSUS304鋼溶接部に対する材料試験データをまとめたものである記載したデータ点数は以下の通りである・引張試験 71点(照射有 39 無 32)・クリープ試験 77点(照射有 20 無 57)・疲労試験 50点(照射有 0)・クリープ疲労試験 14点(照射有 0)本データ集は「FBR構造材料データ処理システム(SMAT)」の帳票出力したものである。
水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘
JNC TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10
FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405
605の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。
飯村 直人; 小幡 真一; 野上 嘉能; 豊島 光男; 関 正之; 深川 節男; 大内 隆雄
PNC TN8410 96-198, 235 Pages, 1996/06
水炉用MOX燃料の高燃焼度化(燃焼初期の出力ピーク低減及び燃焼中の出力変化低減)を達成する方策として有効な、ガドリニア添加MOX燃料の照射挙動及び健全性評価を目的に、ノルウェーのハルデン炉で行う照射試験用燃料要素24本を製造した。製造した燃料要素はMOX及びUO2燃料であり、MOX燃料要素20本は、中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuplexタイプ燃料(8本)、燃料中心温度測定を行うための計装を取り付けた中空ペレットタイプ燃料(7本)及び中実ペレットタイプ燃料(5本)である。また、UO2燃料要素4本は、全て中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuplexタイプ燃料である。その他の燃料仕様パラメータにはペレット・被覆管ギャップ幅(=ペレット・外径3水準)、ガドリニア棒の組成及び外径(=中空ペレット内径・2水準)がある。尚、燃料ペレットの形状は、中空ペレットはチャンファ付、中実ペレットはディシュ・チンファ付である。各燃料要素の上部プレナム部には、プレナムスプリングが配されており、各種の計装付き端栓を取り付けた後に5kg/cm2・aの圧力でヘリウムを封入し、溶接密封した構造となっている。本報告書は、製造時及び品質検査時の詳細なデータ(サーベランスデータ)を収録したものである。
not registered
PNC TJ1500 94-002, 61 Pages, 1994/03
動燃各事業所及び原研各研究所の線照射設備を対象として、基準照射線量(率)場の相互比較(ブラインドテスト)を、前年度の受託で開発したガラス線量計システムを用いて調査し、本ブラインドテストの有効性について考慮すると共に、今後のブラインドテスト手法の標準化について検討を行った。今回の調査は、ブラインドテストに使用するガラス線量計システムの測定条件の設定及び線照射設備の照射条件の設定を行い、線量測定精度の向上を図ると共に、各事業所の線照射設備の現地調査を実施し、線量測定精度に及ぼす影響等について調査した。そして、各事業所にガラス線量計を配布して2回のブラインドテストを実施し、基準線量計で値付けされた照射線量率とガラス線量計の線量評価値との相互比較を行った。この結果、ガラス線量計システムの総合的な線量(率)点検精度は、
2%で実施できることが明らかとなった。そして、ブラインドテストの結果では、ほとんどの照射場が2%の線量(率)点検精度で評価でき、一部の照射場のずれが確認できた。従って、今後ガラス線量計システムを用いた線照射設備のブラインドテストの実施が可能となり、その有効性が確認された。
村上 博幸; 南 賢太郎; R.V.Griffith*
Radiation Protection Dosimetry, 54(1), p.19 - 23, 1994/00
被引用回数：4 パーセンタイル：42.34(Environmental Sciences)本報は、1990年から1992年にかけて実施されたIAEA/RCA個人線量相互比較の結果報告書である。上記相互比較にはアジア太平洋地域の14の国(日本を含む)から合せて17機関が参加した。相互比較の結果は、測定値と照射量の違いにより評価され、測定器の違い、線質の違い、校正条件の違い等様々な角度から分析された。計3回実施された相互比較により、各国の個人線量測定技術力の向上に同相互比較プログラムが大きく貢献したことが確認された。
not registered
PNC TJ1500 93-001, 96 Pages, 1993/03
線基準照射設備の品質保証の一環として、今回、事業所間の線量照射精度を比較・検証するブラインドテストの技術的方法の検討及び諸外国の品質保証技術に関する文献調査を実施した。ブラインドテストを実施するに当たり、使用する線量計システム(ガラス線量計及びTLD)について基礎試験を実施し、適用する場合の条件と線量評価方法及び測定精度等について検討を行った。また、本評価方法に沿ってブラインドテストの予備的試験を動燃東海事業所及び原研東海研究所を対象に実施し、今後の実用化への考慮すべき事項について検討を行った。この結果、ブラインドテストには、ガラス線量計システムが測定精度として1.5%で測定できることが明らかとなり、本線量計を使用することにした。予備試験では、強度の高い線源については0.6%以内で照射場線量率が評価でき、20mR/hから100mR/hの低い線量率でも2%で評価できた。文献調査は、米国のNIST-812「連邦所管二次校正試験所運用規準(電離放射線)」を翻訳し、校正の品質保証技術に関するトレーサビリティの確保と維持方法及び基本的な考え方等について理解できるようにした。
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.61021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08
核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。
原子力安全技術センター*
PNC TJ1545 91-001, 260 Pages, 1991/03
本報告書は、バックグラウンド放射線レベルとその分布を把握する上で、地域的変動の大きな要因となっている地質、岩質に着目し、地質と放射線レベルの関連性について調査したものである。本報告書は、当研究遂行の初年度でもあり、バックグラウンド放射線レベル、および地質と放射線との関係について、測定された文献をサーベイすることに主眼を置いた。さらに、環境放射線による被ばく線量を推定するため、計数率と照射線量率との関係に必要なデータの分析、および地図上に放射線レベルを色別、図示する作業の緒に付いた。
坂本 幸夫; 田中 俊一
JAERI-M 90-110, 95 Pages, 1990/07
QAD-CGGP2及びG33-GP2はガンマ線ビルドアップ係数の算出を幾何級数(GP)法で行う点減衰核コードQAD-CGGP及びG33-GPの改良版である。新しいコードは照射線量から線量当量への換算係数を用いて1cm、3mm、70
m深部線量当量及び最大線量当量を計算することが出来る。原子番号の大きい物質に対するGPビルドアップ係数パラメータはGP2版で減衰係数として使われているPHOTXデータライブラリーを用いてPALLASコードで得られた新しいビルドアップ係数に基づいている。また、減衰係数とGPビルドアップ係数パラメータはAkimaの方法により光子エネルギーについて内挿する。
寺田 博海
JAERI-M 85-095, 185 Pages, 1985/07
原子力発電の安全性および経済性の要求は益々高くなる一方であり、また今後の原子力開発の目標は核燃料サイクル、廃棄物処理処分の問題に向けられようとしている。このような要求に関連して計測技術や、センサ自身に対して困難な定量方法、厳しい耐環境性が求められている。以上の背景を踏え、可搬型Ge検出器を用いたin-situ定量測定技術の開発研究を行なった。可搬型Ge検出器の試作、スペクトル解析計算プログラムの作成、実際の野外における環境ガンマ線スペクトルのin-situ測定および土壌中放射能濃度測定と線量率の定量、そして1次系配管に沈着したFP量の非破壊定量測定などに関して本論分では述べている。
長岡 鋭; 森内 茂
JAERI-M 85-058, 40 Pages, 1985/05
高度16000, 23000, 31000, 37000ft(緯度34
Nから3530'N)での水平飛行を含む飛行中の航空機内において、DBM線量測定器及び多重波高分析器にNaI(Tl)シンチレーション検出器(3インチ
及び2インチ球形、3インチ3インチ、2インチ2インチ、1インチ1インチ)を備えて宇宙線観測を行った。本測定は、環境線の精密測定の際必要となる各検出器の宇宙線感度情報の取得が主目的であり、宇宙線強度の高度分布、エネルギーバンド情報間の相関、検出器重量による宇宙線応答特性等を明らかにした。また、3MeV以下の領域における地上での宇宙線寄与分を各検出器について推定し、3MeV以上の全計数率を指標とした場合、照射線量率相当値換算(単位はR/h)でそれぞれ0.23(3インチ球形)、0.22(3インチ3インチ)、0.23(2インチ球形)、0.26(2インチ2インチ)、0.29(1インチ1インチ)の値を得た。これらの結果は、環境線測定の際の宇宙線寄与分の評価のために有用な情報を与えるものである。
三浦 信; 成田 脩; 篠原 邦彦*; 浅野 智宏
PNC TN843 81-08, 240 Pages, 1981/09
原子力施設から大気中に放出される放射性雲からのガンマ線に起因する照射線量率を計算し,線図として本レポートにまとめた。計算は,計算コードPLUMEXにより行った。本レポートでは,「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針について」に基づき,ガンマ線エネルギーは,平均エネルギー0.5MeVとして計算した。また,鉛直方向の濃度分布の拡がりのパラメータ
zは,「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」に基づき,zが1000mを越えた場合には,1000mとして取り扱うこととした。なお,放射性物質の放出率は1Ci/hr,風速は1m/secとして計算した。計算結果は,風下軸上地表照射線量率分布図,風下軸を中心とした角度方向への地表照射線量率分布図,および,地表等照射線量率分布図としてまとめた。
線照射線量率林 隆; 白石 忠男
JAERI-M 8793, 58 Pages, 1980/03
原子力施設から大気中に放出される放射性物質の線照射線量率の計算結果を示した。これらはすでに、実用的計算図として作製され使用されているが、精度の向上のために計算コードGAMPULおよびPOLARGAMを開発し、結果を示した。使用されたデータである煙の拡散幅y、zは今井等が完成化したものを、線の減衰係数と吸収係数はJ.H.HUBBELL等が与えたのを、線量再生係数はG.E.CHABOT等が提出した値を用いた。本報告書にまとめられているのは種々の条件下における風上風下軸上および横軸方向の照射線量率分布図、等照射線量率分布図、最大照射線量率とその出現地点、照射線量率のエネルギーの依存性計算結果を示した。
西 健雄
日本原子力学会誌, 21(9), p.705 - 709, 1979/00
被引用回数：0ガンマ線線量当量の概要,放射線防護の各分野で用いられているガンマ線の線量当量の考え方とその実例等について、下記の項目に分けて解説した。(1)ICRPに示されている線量当量の概要について (2)照射線量,吸収線量および線量当量との関係について (3)深部線量(百分率)と臓器線量について (4)作業環境の管理,被曝線量の管理等放射線防護の各分野で用いられているガンマ線線量当量の考え方とその実例について これらのまとめとして、現状では外部被曝における評価目的量を人体内最大吸収線量とすることが適当であることを示した。
飯田 浩正; 五十嵐 正仁*
JAERI-M 8019, 68 Pages, 1978/12
核融合装置の廻りの線量率分布を計算する計算コードシステムを作成した。このシステムは1次元、2次元のSn輸送計算コード、誘導放射能計算コード、放射化連鎖データファイル、放射化断面積データファイル、ガンマ線放出データファイル、ガンマ線群定数ファイル、ガンマ線束・照射線量率換算係数から成っている。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩; 篠原 邦彦*; 田村 栄悦*
PNC TN843 77-05, 25 Pages, 1977/06
このプログラムは,排気筒から放出された放射性希ガスによる照射線量,いわゆるクラウド・ガンマ線量を計算するために作成したものである。大気拡散は,正規型分布式により表わしており,照射線量の計算は点減衰核積分法によっている。このプログラムの特徴は次のとおりである。(I)鉛直方向の拡散について,逆転層反射を取扱うことができる。(II)照射線量は,地表面上の半無限空間内の任意の位置において計算可能である。(III)放出口近傍における線源近似,放出点より遠方における浸漬近似,無限平板線源近似等の近似計算が可能である。
