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論文

熱中性子-即発$$gamma$$線スペクトロメトリーによる耐熱合金およびフライアッシュ中のホウ素の定量

米澤 仲四郎; 東條 隆夫; 小森 卓二

分析化学, 35(8), p.782 - 785, 1986/00

JRR-3に設置した中性子捕獲$$gamma$$線実験装置(NCGF)を用い、微量ホウ素の定量法を検討した。ホウ素の定量には$$^{1}$$$$^{0}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応で生じる励起状態の$$^{7}$$Liからの478keV即発$$gamma$$線を用いた。ホウ素を正確に分析するため三種類の内部標準法の検討を行った。クロムおよびニッケル内部標準法により、耐熱合金標準試料中の10ppm以上のホウ素の定量をした。クロム内部標準法と比べニッケル内部標準法による分析値はやや高く、耐熱合金の分析にはクロム内部標準法が適している事がわかった。塩素内部標準法によりフライアッシュ標準試料中のホウ素を定量した。本法による分析値は同位体希釈質量分析法および他の研究者による熱中性子-即発$$gamma$$線スペクトロメトリーによる分析値と良い一致を示した。

論文

Nonlinear scintillation response of thin NaI(Tl)crystals

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 238, p.153 - 159, 1985/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:80.46(Instruments & Instrumentation)

NaI(Tl)結晶のシンチレーション・レスポンスを2種の薄い結晶(直径:1 1/2インチ,厚さ:2,3mm)に対して、通常の測定法と同時スペクトル法を用いて測定した。K-X線と$$gamma$$線を用いて、6-1275keV範囲にわたる測定を行った。シンチレーション効率L/Eには11.5keVでの1.276および45.5keVでの1.201の2つのピーク値が得られた。ただし、L/Eの値は661keVにおける値を1に規格化した。2種のNaI(Tl)結晶間および60keV以下のエネルギー領域におけるKX線-$$gamma$$線間には、L/Eについての有意差は認められなかった。L/Eの測定精度はエネルギー領域によって異なるが、$$pm$$0.25%~+0,-0.6%であった。この実験によって、ヨウ素原子のK殻電子結合エネルギーのL/E非直線性への寄与が明確に実証された。さらに、NaI(Tl)結晶中の単位相互作用あたりの平均吸収エネルギーも併せて測定した。

論文

Scintillation efficiency of a NaI(Tl)crystal to low energy electrons

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, A241, p.177 - 180, 1985/00

エネルギー範囲が70keV迄の低エネルギー電子に対するNaI(Tl)結晶の蛍光効率を、$$gamma$$線励起によって測定した蛍光効率から計算した。この効率曲線は7.8keVにおいてピークを有し、25keV以下の領域においては、従来知られている効率の中で最高の効率を示し、25keV以上の領域においては、数種の既報の結果と$$pm$$2%以内で一致した。この効率曲線は、1keVまたはそれ以下の電子を、蛍光効率70%以上で測定可能なことを示し、従来の計算および実験結果の多くがもっていた相互矛盾を示さなかった。

報告書

4種の$$gamma$$線スペクトロメトリ法によるウラン濃縮度測定

東條 隆夫

JAERI-M 83-222, 38 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-222.pdf:1.28MB

LEPS HP Ge-、Ge(Li)-、NaI(Tl)-$$gamma$$線スペクトロメトリ法および多重シングルチャネル・アナライザ法の4種の測定法によるウラン濃度測定を、LMRI UO$$_{2}$$比較標準試料を用いて行い、各測定法の濃縮度測定特性を検討した。1.4~9.6 a/o範囲の濃縮度を6.297a/oの標準試料を用いて測定した結果、次の標準偏差で測定できた。(i)HP Ge法:1.4%、(ii)Ge(Li)法:2.0%、(iii)NaI(Tl)法:1.2%、(iv)多重シングルチャネル法:0.51%。一連の測定を通して、各測定法と用いた標準試料にともなう系統誤差の要因ならびに本標準試料の特質の一端が明らかになった。

報告書

極低バックグラウンド・アンチコインシデンス・スペクトロメータのタイム・ピックオフ技法

東條 隆夫

JAERI-M 83-062, 48 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-062.pdf:1.5MB

タイム・ピックオフ技法の分解時間におよぼす効果および分解時間がバックグラウンド抑制係数におよぼす効果を、Ge-NaI(Tl)アンチコインシデンス・スペクトロメータに対して検討した。このスペクトロメータは、スロー・ロジック系を採用して極微弱放射能測定用に設計したものである。一連の測定の結果、(i)コンスタント・フラクション-リーディング・エッヂ・タイム・ピックオフを用いたとき、最短の分解時間0.8$$mu$$sで、自然$$gamma$$線に起因するもののみならず二次宇宙線に起因するバックグラウンドをも抑制できる、(ii)661keVおよび1332keVにおけるバックグラウンド計数率はそれぞれ、7.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$(1/s・keV)および2.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$(1/s・keV)であり、(iii)40k秒の計測時間における$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csに対するこのスペクトロメータの検出限界放射能は、1.5pCi$$pm$$30%である、などの事柄が明らかになった。これらのほか、バックグラウンドに対する二次宇宙線の寄与などの検討も行われた。

論文

A Method of exposure-dose-rate measurement with a NaI(Tl) crystal

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods, 205, p.517 - 524, 1983/00

NaI(Tl)結晶中のエネルギー吸収率Emaと平均吸収エネルギーEaに着目した新しい照射線量率測定法を開発した。本法では、ADCを用いて、エネルギースペクトルを積分することなく、EmaとEaを簡単に測定する方法を用いた。NaI(Tl)中のEmaから照射線量率Xを得るための変換因子を平均$$gamma$$線エネルギーEの関数として、実験と半径験的計算の両面から求めた。また、EはEaの測定によって評価し得ることが、種々のスペクトルを有する$$gamma$$線源を用いた実験によって明らかになった。本法の低レベル線量率測定に対する有効性が、1)本法と電離箱による両測定結果の一致、2)$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$Ra線源に対する本法と計算による両者の積分線量率分布の一致、などの実験結果によって明らかになった。本法の線量率測定精度は、NaI(Tl)結晶が、3$$^{d}$$ia.$$times$$3'、2$$^{d}$$ia.$$times$$2'および1$$^{d}$$ia.$$times$$1'の場合、それぞれ、$$pm$$8%、$$pm$$10%および$$pm$$15%と推定された。

報告書

多重シングル・チャネル・アナライザーによるウラン濃縮度測定

東條 隆夫

JAERI-M 82-074, 37 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-074.pdf:1.06MB

Nal(Tl)検出器12.318a/0および3.051a/0の標準金属ウラン試料を用いた多重シングル・チャネル・アナライザーによるウラン濃縮度測定を種々なアナライザー・ウインド設定条件で行い、得られた濃縮度ER$$_{M}$$をGe $$gamma$$線スペクトロメー夕による濃縮度ER$$_{G}$$と比較・検討した。濃縮度が7.345,5.638および0.535a/0と測定された試料の濃縮度ER$$_{M}$$とER$$_{G}$$との差異(ER$$_{M}$$-ER$$_{G}$$)はそれぞれ-0.001,0.066および-0.009a/0であり、10分間計測時の統計誤差はそれぞれ0.23,0.29および1.9%であった。これらの測定では、185-keV$$gamma$$線($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U)のピーク計数率測定用のウインドは216~210keVに、バックグラウンド計数率測定用のウインドは216~291keVに設定された。この設定条件は、ここで用いた種々の設定条件の中で最も安定で、外部放射線の影響が少ない測定が可能であることが明らかになった。

報告書

中性子捕獲$$gamma$$線実験装置

東條 隆夫; 米澤 仲四郎; 小浦 茂*; 荒井 清明*; 小森 卓二

JAERI-M 8791, 44 Pages, 1980/03

JAERI-M-8791.pdf:1.33MB

即発ガンマ線スペクトメトリーによる元素分析を目的として、JRR-3のH-6実験孔の中性子ビームを炉外に導き出して試料を照射する中性子捕獲$$gamma$$線実験装置を組立て、その特性を測定した。試料照射位置における熱中性子束としては、8$$times$$10$$^{7}$$n/cm$$^{2}$$・Sが、カドミウム比(金)としては21が得られた。スペクトロメーター(Intrinsic Ge使用)の特性としては、(1)シングル・スペクトルメーターの全吸収効率として、2.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$(1MeV)~1.25$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$(10MeV)が、(2)コンプトン抑制スペクトロメーターの抑制係数として3.5(1MeV)~5.5(8MeV)が、ダブルエスケープ抑制係数として8.34$$pm$$1.2が、(3)ペア・スペクトロメーターの効率として、4.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{9}$$(3.5MeV)から7.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{7}$$(10MeV)が得られた。B、CdおよびGdの定量下限値は水溶液試料、標準誤差10%、計測時間1000秒)としてそれぞれ、9.0、12.3および2.9Mgが得られた。

報告書

高検出効率・高空間分解能中性子検出器の開発と炉物理実験への応用

東條 隆夫

JAERI-M 8426, 75 Pages, 1979/09

JAERI-M-8426.pdf:2.65MB

中性子増倍体系内の熱中性子検出を目的として、ZnS(Ag)、$$^{6}$$LiFおよびポリエチレンからなるシンチレーターを製作し、その特性を明らかにした。このシンチレーターと長い光導体から成る検出器を開発し、U-H$$_{2}$$O臨界未満実験装置を用いた次の炉物理実験に応用した。(1)カドミウム比の測定、(2)無限増倍係数の測定、(3)材料バックリングの測定、(4)パルス中性子法による即発中性子寿命の測定。これらの実験を通して、体系内の中性子を高検出効率、高空間分解能および$$gamma$$線不感の検出器特性によって効果的に測定できることが明らかになり、炉物理量の空間依存性等を明確にすることができた。一方、放射化検出器の放射能強度をGM計数装置で測定する際に、問題となる計数損失補正を正確に行うため、新しい測定法の導入により分解時間の計数率依存性を明らかにした。また、偶然の同時計数に注目して、計数損失補正を自動的に行える測定原理を創出し、これによって従来補正を正確に行えなかった計数率領域においてもGM計数装置の使用を可能にした。

報告書

中性子捕獲ガンマ線スペクトロスコピに用いるペアおよびエスケープ抑制型Geスペクトロメータ

東條 隆夫; 近藤 眞

JAERI-M 7910, 28 Pages, 1978/10

JAERI-M-7910.pdf:1.08MB

中性子捕獲$$gamma$$線のスペクトロスコピを目的として、効率14.9%のGe検出器と直径および長さが8インチのアニュラス型NaI(Tl)検出器からなる検出器系を用いたペアおよびエスケープ抑制型$$gamma$$線スペクトリメータを組立て、その特性を測定した。検出機器の特性として、i)Ge結晶外へ消滅光子が逃れる確率0.694$$pm$$0.021、ii)Nal(Tl)の消滅光子に対する全検出効率74.5$$pm$$3.7%が得られた。エスケープ抑制型スペクトロメータの特性として、i)シングル・エスケープ・ピーク抑制係数4.0、ii)ダブル・エスケープ・ピーク抑制係数12.9、が得られた。ペア・スペクトロメータの特性として、i)電子対生成の発生率11.6%をダブル・エスケープ・ピークとして検出できること、ii)2,4および6MeV$$gamma$$線に対する相対効率(シングル・スペクトロメータの全吸収ピークに対する)として、2,17および40%が得られる、などが明らかになった。ペアおよびエスケープ抑制型スペクトロメータの低バックグランド性とスペクトルの単純化から、その有効性が明らかになった。

論文

An Accurate correction method of counting loss for G.M. counters using an anticoincidence gated scaler and a live timer

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods, 154(2), p.367 - 373, 1978/02

GM計数装置の計数損失を自動的に補正する方法を非同時計数回路を使用して開発した。この方法によって、120$$mu$$secの分解時間を有する有機消滅型カウンターを用いた場合、それそれ最大、5$$times$$10$$^{5}$$cpmおよび3.4$$times$$10$$^{5}$$cpmまでの計数率領域において$$pm$$2%以下の誤差で補正が可能になった。このことは、従来の補正法を用いた場合に較べて、GM計数装置を使用し得る計数率領域(誤差$$pm$$2%以下)を本補正法によって数倍拡張できたことを意味する。本補正法の計数特性を測定する過程において、2種の核種の半減期が測定された。$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{m}$$In:54.11$$pm$$0.09(分)、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{5}$$$$^{g}$$Dy:139.73$$pm$$0.60(分)

論文

球減速材付$$^{6}$$LiF・ZnS(Ag)中性子シンチレーションカウンタ

成田 正邦*; 小沢 保知*; 大友 詔雄*; 沢村 貞史*; 東條 隆夫; 三角 智久*

北海道大学研究報告, 86, p.9 - 20, 1978/00

東條らによって開発されたLiF-ZnS(Ag)-polyetglene系中性子用シンチレータと球形パラフィン減速材を用いて中性子線量計が試作された。この特性はTime-fliglt法、$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am-Be,D-DおよびD-T中性子を用いて測定された。裸のシンチレータの熱中性子に対する感度としては、0.954$$pm$$0.038〔cps/n.S$$^{-}$$$$^{1}$$.cm$$^{-}$$$$^{2}$$〕が得られ、エネルギ依存性としてはほぼ1/v特性を示した。6.1cm$$phi$$の減速材を用いたときは、0.5ev~1keVまでほぼ一定の計数感度が得られ、理想的な平坦カウンタの特性を示した。この結果、本シンチレーションカウンタは、i)中速から高速領域にかけての線量計およびフルエンス率測定器として有効、ii)小型サーベイメータとして空間分解能が高い、iii)入射中性子に対する方向依存性が少い、iv)中性子・$$gamma$$線混合場での中性子測定が容易である、などの特徴をもつ有用な中性子線量計となることが実証された。

報告書

コンプトン・シールドNaI(Tl)検出器を用いたアンチコンプトン型Ge(Li)$$gamma$$線スペクトロメータの製作とその低レベル計測への応用

東條 隆夫; 近藤 眞

JAERI-M 6555, 45 Pages, 1976/05

JAERI-M-6555.pdf:1.77MB

低レベルの$$gamma$$放射性核種分析および集束$$gamma$$線測定による複雑なエネルギー・スペクトルを有する高レベル線源の核種分析を目的として、アンチコンプトンNaI(Ti)検出器を用いたコンプトン・スペクトル抑制型Ge(Li)$$gamma$$線スペクトロメータを試作した。本レポートにはこのスペクトロメータの基礎的動作特性と低レベル試料測定への応用結果が述べられている。使用した検出部は2KeVのFWHMと10%の相対効率を有するGe(Li)検出器と8in.Dia.$$times$$8in.Longのアニュラス型および3in.Dia.$$times$$3in,thickのアンチコンプトンNaI(Ti)検出器によって構成されている。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csに対するコンプトン・スペクトルに抑制因子としては4以上の値が得られ、自然バックグランドはシングル・スペクトの半分以下になる結果が得られた。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceに対する検出限界壊変率としてはそれぞれ、5.8、17.1、および33.5dpmが得られた(50%誤差、1000分計測)。

論文

Standardization of $$^{2}$$H(d,n)$$^{3}$$He neutron source by total absorption method using water bath

中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08

 被引用回数:0

高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)$$^{3}$$He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。

報告書

Ge(Li)検出器によるガンマ線スペクトル集; 改訂版

東條 隆夫; 近藤 眞; 稗田 正実*; 白石 忠男

JAERI-M 4968, 42 Pages, 1972/09

JAERI-M-4968.pdf:0.83MB

原子炉研修所において行なわれる「核燃料の非破壊検査法による燃焼率測定」、「核分裂生成物の分離」および「放射化法による中性子束制定」やその他の放射線計測実験の過程でたびたび取扱う代表的な30核種のガンマ線スペクトルをGe(Li)検出器を用いて測定し、実験の参考資料として用いるためにそれらを集録した。さらに付録として、I 8種の標準線源と放射平衡に達した$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$Raを用いたGe(Li)の全エネルギー吸収ピーク効率の光子エネルギー依存性の測定、II Ge(Li)集束ガンマ線のスキャンニングによる有感寸法なとの測定、およびIII 水素の捕獲ガンマ線および励起状態の$$^{1}$$$$^{2}$$Cからの$$gamma$$線スペクトル(4.43MeV)、が報告されている。

報告書

臨界未満炉による材料バックリングの測定

中島 雅; 東條 隆夫; 近藤 眞

JAERI-M 4862, 20 Pages, 1972/06

JAERI-M-4862.pdf:0.64MB

臨界未満炉による材料バックリングの測定に当り、束分布にあらわれる高調波効果を完全に除去し基本項を抽出しなければならない。このため、我々はすでにベッセル関数の完全直交関係を利用した半径束形法を開発した。しかし、この方法は複雑なデータ処理を必要とし扱いにくい面もあるため、これをさらに改良させて、従来の燃料装荷量変化法も一部とり入れた、「改良型束形法」の確立を試みた。本報は、JAERISA(原研臨界未満炉)につき、上記方法によって材料バックリングの測定を行なったときの基本原理、実験方法、結果が詳細に述べられている。

報告書

放射化検出器によるJRR-4炉内実験孔の熱中性子束測定

東條 隆夫; 近藤 眞

JAERI-M 4860, 28 Pages, 1972/06

JAERI-M-4860.pdf:0.79MB

JRR-4炉心燃料装荷量や炉内垂直実験孔の配置変更にともない、新たに必要になった中性子束測定の結果がSおよびK-パイプ実験孔について報告されている。この実験での相対的な熱および熱外中性子束の測定には、銅、金およびルテシウム-アルミニウム合金などのワイヤが、熱中性子束の絶対測定には金箔が用いられ、カドミウム比法によって行なわれた。炉出力2.5MW時の熱中性子束として、KおよびS-パイプについてそれぞれ、3.05$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$nv$$pm$$5%および3.46$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$nv$$pm$$5%が得られた。本報は原子炉研修所における実験マニュアルとして利用する点も考慮し、放射化検出器を用いた中性子束測定に関する基礎的事項に重点をおいて記述されている。

論文

自己出力型中性子検出器を用いた炉内中性子の測定

東條 隆夫; 近藤 眞; 寺西 一夫*

日立評論, 54(5), p.1 - 5, 1972/05

炉内中性子測定に適していると考えられるRhおよびCoエミッターの2種の自己出力型検出器の特性測定を原研4号炉で行なった。その結果、Coエミッター検出器は即応答性であるが、その中性子感度が低いため、雑音電流や長寿命核種の生成によるバックグラウンド電流、とくにコレクターの放射化による逆電流の影響が無視できず、中性子測定に問題を残していることがわかった。一方、Rh検出器は応答時間が遅く、中性子束変化に直ちに追従できないが、中性子感度が高いため、検出器飽和出力電流にとくに逆電流などの補正を加えることなく、中性子束測定が可能であることが明らかになった。

論文

自己出力形中性子検出器を用いた炉内中性子の測定

東條 隆夫; 近藤 眞; 寺西 一夫*

日立評論, 54(5), p.399 - 403, 1972/00

炉内中性子測定に適していると考えられる$$^1$$$$^0$$$$^3$$Rhおよび$$^5$$$$^9$$Coエミッタの2種の自己出力形検出器の特性測定を原研4号炉(JRR-4)で行なった。その結果,$$^5$$$$^9$$Coエミッタの検出器は即応答性であるが,その中性子感度が低いため,雑音電流や長寿命核種の生成によるバックグランド電流,特にコレクタの放射化による逆電流の影響が無視できず,中性子束測定に問題を残していることがわかった。一方,$$^1$$$$^0$$$$^3$$Rh検出器は応答時間が遅く,中性子束変化に直ちに追従できないが,中性子感度が高いため,検出器飽和出力電流,特に逆電流などの補正を加えることなく中性子束測定が可能であることが明らかになった。

報告書

In-core Fission Chamberによる炉内中性子束分布の測定

東條 隆夫; 近藤 眞; 白石 忠男; 伊藤 一義*; 橋本 一志*; 織田 勇*; 東海林 功*; 瀬崎 勝二

JAERI-M 4566, 23 Pages, 1971/09

JAERI-M-4566.pdf:0.76MB

炉内計測用核分裂電離箱(WL-23284,Westinghouse)の特性と、これを使用したJRR-4の実験孔(S-パイプ)内の垂直熱中性子束分布の測定が、CoとRhをエミッターとする2種の自己出力型検出器を併用して行なわれた。電離箱の特性脚定においては、電離箱出力電流が500W以上の炉出力領域において、炉出力と良好な直線的関係を保っていることや、熱中性子感度として3.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{8}$$A/nv(仕様書値の56%)を有している、などが明らかになった。熱中性子束分布の測定からは、制御板位置が実験孔内の熱中性子束分布の形状や積分熱中性子束の値におよぼす影響などが測定された。この結果、S-パイプ内の積分熱中性子束の値は微調整用制御板の位置によって約7%程度変化するが、通常の炉運転中に移動する程度の粗調整用制御板の位置の変化には余り影響されない、などの点が明らかになった。一方、約15KCiの$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源を用いた結果、$$gamma$$線感度として7.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{5}$$A/R/hr〔仕様書の値の73%)が得られた。

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