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論文

核物質の計量・測定及び核物質管理の品質保証について

菊地 昌広*; 村岡 進*; 長部 猛*; 寺田 博海; 清水 堅一; 大谷 哲雄*; 藤巻 和範*; 石川 忠嗣*; 篠原 芳紀*

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.91 - 98, 2002/12

核物質の計量・測定は、核物質の量を確定する手段であり、これによって、核物質の受入れ量,払出し量,在庫量,滞留量等を、核物質取扱者が把握する。また、これら個々の量をもとに、物質収支を採り、会計するのが核物質管理である。この核物質管理は、核不拡散の世界では、主たる保障措置手段として位置付けられてきたが、物質会計という技術的な側面からその特徴を見ると、核物質の転用が無かったことの確認手段としての用途だけでなく、安全性確保のため,財産保全のため、あるいは環境汚染防止のためなど、事業者レベル,国レベルにおいてさまざまな用途がある。本論文においては、核物質計量・測定及び核物質管理の用途を議論するとともに、その目的別機能を明らかにし、主体となる事業者レベルから規制を行う国レベルに至るまでの各部署における品質保証への留意点を考察する。

論文

Development of fuel failure detection system for a high temperature gas cooled reactor, IV

片桐 政樹; 岸本 牧; 寺田 博海; 若山 直昭; 川目 進*; 小畑 雅博; 伊藤 博邦; 吉田 広; 小林 紀昭

IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1400 - 1404, 1990/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.11(Engineering, Electrical & Electronic)

高温ガス炉の燃料破損を検出するには、燃料が正常な状態であっても一次冷却材ヘリウム中に放出されるFPによるバックグラウンド放射能が含まれるため、この量を予測することが不可欠である。一方、燃料破損による放射能及び上記バックグラウンド放射能の放出量は原子炉出力、燃料温度等に依存する。このため、燃料破損検出を行なうには、これらパラメータを変数とした状態方程式を求めることが必要である。状態方程式を求めるのに最も必要な特性は、希ガスFP放射能の燃料温度特性と原子炉出力依存性及びプレシピテータの応答特性であるが、今回JMTRでのFFD実験データを解析することにより、これら特性を求めることができた。また、79サイクルに偶然におきた燃料破損の過渡期の応答特性を測定解析した結果、破損形態を利用した燃料破損検出の可能性を提起することができた。

論文

Development of fuel failure detection system for a high temperature gas cooled reactor

寺田 博海; 若山 直昭; 小畑 雅博; 飛田 勉; 露崎 典平; 後藤 一郎; 小山 昇; 桜庭 耕一; 横内 猪一郎; 吉田 広; et al.

IEEE Transactions on Nuclear Science, 34(1), p.567 - 570, 1987/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Engineering, Electrical & Electronic)

高温ガス炉用高感度燃料破損検出法の研究開発を行った。FFD開発試験においては、一つの照射キャプセルに被覆粒子燃料の健全および破損試料の両方を封入し、照射中に夫々の試料の一次系ヘリウムガスをサンプリングして、FFD実験システムに導いている。 実験では、健全および破損燃料に対するFFD系の応答およびFP放出挙動を測定し、比較検討した。特に燃料温度が1200$$^{circ}$$C以上では、本FFD系は両燃料試料に対して夫々異なる計数応答を示し、破損の検出に見通しを得た。また、一次系ヘリウムガス中FPのガンマ線スペクトルの連続モニタも実施した。

報告書

VHTR Fuel Irradiation Tests by the In-pile Gas Loop,OGL-1 at JMTR

中田 宏勝; 猿田 徹; 寺田 博海; 露崎 典平; 福田 幸朔

JAERI-M 86-068, 17 Pages, 1986/04

JAERI-M-86-068.pdf:0.8MB

材料試験炉(JMTR)に設置されているインパイルガスル-プ(OGL-1)は、高温ガス炉用燃料の開発に欠かせない照射装置であって、同ル-プにより燃料の性能確認の為の一連の照射試験が行われている。ル-プは昭和52年に完成し、以来9体の燃料要素が照射されており、照射中の燃料から放出される核分裂生成物を利用して、一次系EP濃度監視計装の開発と、EPプレ-トアウト測定も行われている。本稿では、これら照射試験の最近の成果について報告する。

報告書

可搬型Ge検出器を用いたIn-situ測定法に関する研究

寺田 博海

JAERI-M 85-095, 185 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-095.pdf:4.7MB

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。

論文

Performance of fuel failure detection system for coated particle fuels

寺田 博海; 若山 直昭; 大川 浩; 大津 洋; 吉田 広

IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-32, p.1209 - 1213, 1985/00

多目的高温ガス炉燃料破損検出法の開発のために、燃料破損検出法開発試験装置を製作し、JMTRガススィープキャプセル照射装置に接続してその性能を調べた。その結果、高温ガス炉燃料破損検出法の指標となる短半減期希ガスFP核種(Kr-89,Kr-90等)の選択的検出に見通しを得た。また、被覆粒子燃料が健全な状態におけるFP放出挙動を状態方程式として決定する実験も実施した。

報告書

複雑な放射能減衰曲線の最小自乗法による核種同定解析

吉田 広; 寺田 博海; 大川 浩; 大津 洋

JAERI-M 84-108, 38 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-108.pdf:1.27MB

多目的高温ガス炉の破損燃料検出法開発の一環としてJMTRに設置されたガススイープキャプセル中で試験用の破覆粒子燃料を照射し、試料部を通過したスイープガスのヘリウムをサンプリングし、ワイヤ型プレシピテータによりその中の核分裂生成各種を捕獲し、ワイヤの計数値の減衰曲線を複数の核種の減衰を表す式に最小自乗法であてはめを行うことにより、$$^{8}$$$$^{8}$$Rb、$$^{8}$$$$^{9}$$Rb、$$^{9}$$$$^{0}$$Rc,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Cs等の短半減期核種を固定し、相対量を求めた。本報告はこのデータ解析のために作成・使用した線形最小自乗法の計算プログラムと、その計算式、及び比較のため使用した非線形最小自乗法による計算プログラムを使用した結果について述べる。また両者の計算プログラムをテストした結果、求めるべき未知量の絶対値がある限度以下の時には正常な結果が得られないことが確かめられた。

論文

EPプレートアウト非破壊定量測定法の検証実験

寺田 博海; 片桐 政樹; 若山 直昭

日本原子力学会誌, 23(10), p.762 - 771, 1981/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.41(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉やIn-pileガスループなどにおける一次系配管機器にプレートアウトしたFP核種を定量する目的で開発した「FPプレートアウト非破壊定量測定法」に対して検証実験を実施した。本FPプレートアウト非破壊定量測定法では、配管内面のプレートアウト密度($$mu$$Ci/cm$$^{2}$$)を求めるためにプレートアウト換算係数を用いている。この換算係数は、本測定法において最も重要な量であり、理論式と実験式とを組み合わせた近似的計算手法によって求めている。今回行なった検証実験では、点状の標準線源を利用してプレートアウト模擬装置を製作して、実際の換算係数を実験によって求め、近似計算による換算係数との比較を行なった。比較の結果、カンマ線エネルギー100keV~2MeVの範囲で、実験値と計算値は良く一致した。このことから、換算係数の近似的計算法の妥当性が実験によって検証されたといえる。

論文

Environmental gamma-ray exposure rates measured by in-situ Ge(Li)spectrometer

寺田 博海; 阪井 英次; 片桐 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(4), p.281 - 290, 1980/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:75.1(Nuclear Science & Technology)

Ge(Li)検出器を用いてIn-situ測定したガンマ線スペクトルから線量率の値を直接求めるための変換関数(G(E)関数)を決定した。このG(E)関数法の有用性を検証するために、可搬型Ge(Li)検出器,NaI(Tl)検出器および電離箱の三つの異る検出器を用いて、同一地点における環境ガンマ線の線量率の同時測定を行なった。Ge(Li)検出器による環境ガンマ線スペクトルに対しては、G(E)関数法とHASL法とを適用して二つの線量率の値を求めた。これら四つの線量率の平均値は4.15$$mu$$R/hであり、バラツキは平均値の15%以内であった。ひとつの環境ガンマ線スペクトルに対してG(E)関数法およびHASL法の両方を適用することにより、土壌中の放射性核種の分布に関する情報がなくても線量率の値を直接求めること、また、土壌中の分布が既知である核種$$^{4}$$$$^{0}$$K,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csなどに対しては個々の線量率寄与をも求めることが可能となった。

論文

In-situ measurement of fission product plateout in in-pile gas loop using portable Ge(Li) gamma-ray spectrometer

寺田 博海; 片桐 政樹; 高橋 秀武; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(3), p.225 - 240, 1980/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.85(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉一次系配管の内面に沈着するFP核種のプレートアウト密度を非破壊で定量測定する方法の開発を行なった。配管の内面に沈着した核種が放出するガンマ線を鉛コリメーターを取り付けた可搬型Ge(Li)検出器を用いて外部から走査する方式である。OGL-1における最初の被覆粒子燃料高温照射試験が行なわれた後の一次系配管に対して、本方式によるFPプレートアウトのIn-situ測定を実施した。測定したガンマ線スペクトルから同定された核種は、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I,$$^{9}$$$$^{5}$$Zr,$$^{9}$$$$^{5}$$Nb,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$La,$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{8}$$Co,$$^{5}$$$$^{4}$$Mn,$$^{5}$$$$^{1}$$Cr,$$^{6}$$$$^{5}$$Zn,$$^{5}$$$$^{9}$$Fe,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{2}$$Sb,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf,$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{4}$$$$^{6}$$Sc、などであった。また、これらの核種のプレートアウト密度は10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/cm$$^{2}$$の範囲にあることが検出器の較正実験と解析計算とから求めた換算係数を用いた定量により明かになった。

論文

原子力工業における放射線計測

寺田 博海; 片桐 政樹

計測技術, 7(12), p.34 - 42, 1979/00

原子力施設で使用されている放射線検出器の種類およびその動作原理について述べると共に、次に示すような各現場における放射線計測技術について、適用上の問題点および技術的な対応策などを中心に解説した。本稿で取り上げた放射線計測の応用分野は、1.原子炉の核計装,2.原子力施設および周辺環境における放射モニタリング,3.燃料破損検出,4.個人被曝線量モニター,5.核物計量管理のための放射線計測,6.原子力工業におけるガンマ線スペクトロメータの応用、などである。

報告書

可搬型Ge(Li)検出器を使用したFPプレートアウト測定; OGL-1 FPプレートアウト測定のための予備実験

片桐 政樹; 寺田 博海; 高橋 秀武

JAERI-M 7579, 63 Pages, 1978/03

JAERI-M-7579.pdf:2.5MB

高温ガス炉の安全解析を行う上で、一次冷却系の配管および機へのFPプレートアウト量を評価する事は重要なことである。この目的のために、JMTRのOGL-1ガスループを使用したFPプレートアウト測定実験が計画されている。この実験を実施するにあたり、可搬型Ge検出器を使用した測定法の有効性の確認と測定上の問題点を解決するために、鉛コリメー夕付きの可搬型Ge(Li)検出器を使用して予備実験を行なった。測定の結果、配管の内面に、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr、$$^{9}$$$$^{5}$$Nb、$$^{9}$$$$^{9}$$Mo、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{5}$$$$^{8}$$Co、$$^{5}$$$$^{1}$$Cr、$$^{5}$$$$^{4}$$Mn、$$^{6}$$$$^{5}$$Zn、$$^{5}$$$$^{9}$$Fe、$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$$$^{A}$$g、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{2}$$Sb、$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$La、$$^{4}$$$$^{6}$$Sc、$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf、$$^{2}$$$$^{4}$$Na、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csなどの核種が、10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/cm$$^{2}$$から10$$^{-}$$$$^{2}$$$$mu$$Ciにわたってプレートアウトしている事がわかった。実験の結果この測定法によるFPプレートアウトの測定が有効である事が確認された。

論文

In-situ environmental gamma-ray spectrometry using an upward-looking dip-stick type Ge(Li) detector

阪井 英次; 吉田 広; 寺田 博海; 片桐 政樹

IEEE Transactions on Nuclear Science, 25(1), p.404 - 408, 1978/01

 被引用回数:1

環境ガンマ線をin-situ Ge(Li)検出器で測定するとき、特殊な下向きGe(Li)検出器を使用している。これに対して、通常の上向きGe(Li)検出器を使用しても、同様に野外における環境ガンマ線スペクトル測定ができるはずである。本論文は通常の上向きGe(Li)検出器のガンマ線検出効率のガンマ線入射角度依存性を液体窒素デュワの液体窒素レベルを変えて測定し、液体窒素系レベルの影響が余りないことを確認し、環境ガンマ線の測定に上向きGe(Li)検出器が使用できることを示した。

論文

Fuel failure detection experiment using UO$$_{2}$$-loaded sodium in-pile loop

阪井 英次; 藤野 光平*; 今井 勝友*; 吉田 広; 片桐 政樹; 寺田 博海; 伊藤 浩

IEEE Transactions on Nuclear Science, 25(1), p.266 - 277, 1978/01

 被引用回数:1

JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて各種燃料破損検出装置の特性を調べた。燃料は90%濃縮酸化ウランペレット、燃料破損検出器装置としては遅発中性子モニター、プレシピテータ、カバーガス・ガンマ線スペクトロメータ、Si(Li)検出器プレシピテータを使用した。これらの諸装置の構造とともに、遅発中性子モニタの検出効率の測定方法、その計数率から求めた検出感度、FP放出割合;カバーガス中FP移行率、カバーガス中核種濃度のカバーガス流量依存性、コールドトラップ温度依存性、プレシピテータ検出感度などについて記述した。

論文

Spectrum-to-exposure rate conversion function of a Ge(Li) in-situ environmental gamma-ray spectrometer

寺田 博海; 阪井 英次; 片桐 政樹

IEEE Transactions on Nuclear Science, 24(1), p.647 - 651, 1977/01

 被引用回数:9

73cm$$^{3}$$同軸型Ge(Li)振出器に対するスペクトル・線量変換関数を求めた。この方法により求めた全線量率とHASL法(H.L.Becks、HASL-258(1772))により求めた全線量率はそれぞれ4.35$$mu$$R/hおよび4.00$$mu$$R/hであった。

報告書

Ge(Li)検出器のスペクトル・線量変換演算子値関数

寺田 博海; 阪井 英次; 片桐 政樹

JAERI-M 6523, 18 Pages, 1976/05

JAERI-M-6523.pdf:0.91MB

環境ガンマ線のin-site測定用に制作した73cm$$^{3}$$クローズド・エンド同軸型Ge(Li)検出器のスペクトル・線量変換演算子値関数を求めた結果を示した。

報告書

可搬型Ge(Li)検出器を用いた環境ガンマ線のin-situ測定

阪井 英次; 寺田 博海; 片桐 政樹

JAERI-M 6498, 100 Pages, 1976/03

JAERI-M-6498.pdf:4.47MB

プレーナ型、クローズド・エンド同軸型、同軸型Ge(Li)検出器のパルス波高の線源位置依存性を300KeV、500KeV、1MeV附近のガンマ線について調べた。プレーナ型検出器の場合、1274KeVガンマ線を電極に垂直に入射されたとき得られるパルス波高は、n$$^{+}$$側からガンマ線を入射したときよりもp$$^{+}$$側から入射したときの方が200eVだけ大きいことが判った。また、検出器のバイアス電圧を変えても、この値200eVは変わらなかったので、この現象が単純にfield increment effectによるものという説明は成立しない。また、電荷収集特性を考慮しても理解できず、さらに電荷収集特性のことなる検出器についての実験データを必要としていると思われる。

論文

In-situ gamma-ray measurement using Ge(Li) detectors

阪井 英次; 寺田 博海; 片桐 政樹

IEEE Transactions on Nuclear Science, 23(1), p.726 - 733, 1976/01

 被引用回数:8

73cm$$^{3}$$クローズド・エンド同軸型Ge(Li)ガンマ線スペクトロメータを製作し、環境ガンマ線のインサイチュ測定を行なった。検出器は距離25cmで1333keVガンマ線に対して17.5%のピーク検出効率を持ち、半値幅は2.5keVであった。662keVガンマ線に対する単位線速あたりのピーク計数率は3.62cps/photon/cm$$^{2}$$sec,半値幅は2.1keVであった。ガンマ線の平行ビームに対する角度依存性をピーク計数率に関して測定し、インサイチュ測定における校正計数を求めた。インサイチュ測定からU-238,Th-232,K-40,Cs-137の土壌中の濃度および、それらの核種からの全線量率への寄与分を求めた。この結果を、採取した土壌試料の研究室における測定結果および3$$^{times}$$3$$^{N}$$aI(Tl)検出器を用いたスペクトル-線量変換演算子法の結果と比較した。特別な鉛遮蔽を製作し、plumesからのガンマ線のみを測定できるようにした。Ge(Li)検出器についても述べた。

報告書

Progress Report-Semiconductor Detector Group; April 1, 1974 to March 31, 1975

阪井 英次; 寺田 博海; 片桐 政樹; 伊藤 浩

JAERI-M 6258, 36 Pages, 1975/09

JAERI-M-6258.pdf:1.21MB

昭和49年度の半導体検出器グループの研究活動の英文プログレス・レポートである。内容は、可搬型Ge(Li)ガンマ線スペクトロメータの試作、JRR-3におけるガンマ線スペクトル測定、環境ガンマ線の野外測定への応用、高純度ゲルマニウム検出器の温度サイクル試験、ND-50/50用プログラム開発、JFT-2におけるプラズマX線スペクトル測定、ナトリウム・インパイル・ループを用いた燃料破損検出実験、技術サービス各種について、その大要を記述し、最後に当グループの発刊した論文、口答発表についてリストアップした。

報告書

高速中性子束評価に与える中性子スペクトルの影響

飯田 浩正; 野村 正之; 安藤 弘栄; 小山田 六郎; 寺田 博海; 神原 忠則; 瑞穂 満

JAERI-M 6205, 59 Pages, 1975/08

JAERI-M-6205.pdf:1.86MB

JMTRでは、高速中性子($$>$$1MeV)の照射を目的とするキャプセルに、鉄ワイヤをフルエンスモニタとして封入し、照射試料位置での高速中性子束を評価している。1MeV以上の高速中性子束について、計算値とプルエンスモニタからの評価値とを比較した。計算は2次元拡散コードEXTERMINATOR-2を使用した。フルエンスモニタから評価する場合には、SnコードANISNで計算した高速中性子スペクトルと、$$^{5}$$$$^{4}$$Fe(n、p)$$^{5}$$$$^{4}$$Mn反応の微分断面積とを用いた。比較の結果両者はかなり良く一致することが分った。炉心全域でフルエンスモニタからの評価値は計算値に較ペ若干小さく、その比は次の様になった。すなわち燃料領域0.86反射体一層目0.96、反射体二層目0.95、反射体三層目0.74である。

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