検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18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

Space radiation dosimetry to evaluate the effect of polyethylene shielding in the Russian segment of the International Space Station

永松 愛子*; Casolino, M.*; Larsson, O.*; 伊藤 毅*; 安田 仲宏*; 北城 圭一*; 島田 健*; 武田 和雄*; 津田 修一; 佐藤 達彦

Physics Procedia, 80, p.25 - 35, 2015/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:95.25

宇宙航空研究開発機構(JAXA)では国際宇宙ステーション(ISS)のロシアセグメントにおいて、個人線量計の遮へい材料の影響について検討するALTCRISS計画を進めている。JAXAの受動積算型宇宙放射線計測システム(PADLES)は、固体飛跡検出器CR-39とTLD線量計から構成される。ALTCRISS計画において、個人被ばく線量を正確に測定することを目的として固体飛跡検出器の材料であるCR-39と、旧日本原子力研究所で開発された人体軟組織等価材料(NAN-JAERI)をPADLESに装着した。PADLESをポリエチレン材に装着している、また装着していない条件で得た線量値について、2つの組織等価材(CR-39、NAN-JAERI)を装着した条件での線量値と比較した。今回は、ISSのALTCRISS計画で、2005年から2007年の間に実施したフェーズ1からフェーズ4における測定結果について報告する。

論文

Andreev bound states and tunneling characteristics of a noncentrosymmetric superconductor

Iniotakis, C.*; 林 伸彦; 澤 雄生*; 横山 毅人*; May, U.*; 田仲 由喜夫*; Sigrist, M.*

Physical Review B, 76(1), p.012501_1 - 012501_4, 2007/07

 被引用回数:86 パーセンタイル:92.38(Materials Science, Multidisciplinary)

常伝導金属とCePt$$_3$$Siのような空間反転対称性のない超伝導体とから構成される接合系を理論的に調べた。特徴的なゼロバイアス・アノーマリーが、混成パリティの超伝導相の存在によって、特定のトンネル方向に対して現れることを明らかにした。接合面におけるアンドレーエフ束縛状態の形成がその起源である。このトンネル特性から、混成パリティの超伝導ペアリング対称性を検証することができる。

論文

Properties of TNF-1 track etch detector

小倉 紘一*; 浅野 雅春; 安田 仲宏*; 吉田 勝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 185(1-4), p.222 - 227, 2001/12

 被引用回数:32 パーセンタイル:89.06(Instruments & Instrumentation)

放射線感受性の高い素材の開発を進めているが、ジエチレングリコール・ビス・アリルカーボネート(CR-39)に感温材料で知られているN-イソプロピルアクリルアミド(NIPAAm)を少量添加した共重合体(TNF-1)がLETで10keV/$$mu$$mの粒子を検出できることがわかった。また、このTNF-1は27MeVのプロトンも検出できた。このようなTNF-1はCR-39/NIPAAm(99/1)中に0.01%の酸化防止剤(ナウガード)を添加し、70$$^{circ}C$$で24h反応させて作製した。得られたTNF-1は透明な1mm厚さのプラスチック板であった。この論文では、このTNF-1を用いて宇宙線測定,中性子測定そして重粒子線による癌治療時のモニタリングなどのドシメトリーについて検討し、従来素材のCR-39(TD-1)と比較した。

報告書

高速炉燃料再処理における浸出ハルの処理に関する新技術の調査検討

田仲 昇一*; 遠藤 一洋*; 小西 純二*; 宮沢 隆*

JNC TJ8400 99-054, 72 Pages, 1999/03

JNC-TJ8400-99-054.pdf:4.98MB

核燃料サイクル開発機構殿においては、高速炉燃料再処理施設に適用する保障措置技術の検討を実施しており、その中で、ハルモニタは、核物質管理上重要な機器ではあるが、核物質とハルの不均一さ等に起因する測定精度の向上等といった開発課題がある。このため、ハルの減容・均一化を図ることにより、ハルモニタ開発上の課題解決につながることが期待できる。また、同時に、高レベル固体廃棄物の減容化・均一化、廃棄物の多様化の抑制等の効果が期待できる。本検討は、上記のような観点から、今後の高速炉燃料再処理施設に適用する保障措置技術の開発に資することを主要な目的として、高速炉燃料再処理における浸出ハルの処理に関する新技術について、調査・検討を行ったものである。ハル処理に関する技術の文献調査の結果、ステンレス鋼製ハルの処理技術として、圧縮、溶解、溶融の各技術が適用可能であることが分かり、これらのハル処理技術の検討、ハル処理プロセスの検討および開発課題の摘出・整理を行った。その結果、種々の開発課題はあるものの、均一化の観点からは溶解技術が有望であり、減容化の観点からは溶融技術および圧縮技術が有望であることが分かった。

報告書

土岐花崗岩を対象としたAE法のカイザー効果時間依存性の調査

田仲 正弘*; 三浦 玲子*

JNC TJ7420 99-012, 49 Pages, 1999/03

JNC-TJ7420-99-012.pdf:1.64MB

地山の初期地圧を測定する一手法であるAE法は、応力履歴を受けた岩石に再度載荷を行うと、先に受けた応力に達するまでAEがほとんど発生しないというカイザー効果を利用したものである。このAE法においては、現地で岩石コアを採取してから地圧測定のための一軸圧縮試験を行うまでに時間の経過が生じる。この時間経過がAE法による測定精度に大きな影響を及ぼすという指摘がある。そこで、土岐花崗岩を対象としてカイザー効果の時間依存性を調べるために、岩石供試体に繰返し載荷で被り圧の2倍の応力(25MPa)を人工的に記憶させ、繰り返し載荷から1,5,10,20,53日経過後にAE法により先行応力を推定した。その結果、いずれの場合においても先行応力値の2.5%程度の誤差範囲内で比較的精度良く測定された。したがって、土岐花崗岩においては、先行応力を与えてから53日後まではカイザー効果が時間に依存しないことがわかった。

報告書

応力解放法による坑道周辺の岩盤二次応力測定

板本 昌治*; 田仲 正弘*; 丹野 剛男*

PNC TJ7592 98-001, 166 Pages, 1998/03

PNC-TJ7592-98-001.pdf:8.43MB

地下に空洞を施工した場合、空洞周辺の岩盤に種々の影響が生じることは良く知られており、中でも岩盤のひずみや応力場に与える影響は、空洞の設計・施工を行う上で重要かつ不可欠な問題である。動力炉・核燃料開発事業団では東濃鉱山北延NATM坑道において、坑道の機械掘削による影響評価試験の事前・事後調査の一環として、1994年に初期応力状態を、翌1995年$$sim$$1996年に掘削前・中・後の連続したひずみ挙動や応力変化および二次応力の測定・解析を応力解放法(電中研式8成分ひずみ計埋設法)により実施した。しかしながら、1996年の掘削直後のオーバーコアリング供試体において実施したひずみ感度試験で特異なひずみ挙動が確認され、その原因として掘削の衝撃によるマイクロクラックの発生等が考えられた。そこで今年度は掘削衝撃のない状態で坑道近傍における二次応力状態を応力解放法により測定・解析を行った。この報告書はその測定結果をまとめると共に、既往結果との比較により二次応力の値、解析方法の妥当性を検証し、軟岩地山における応力解析法の測定手法の適用性について評価したものである。測定の結果、二次応力は掘削坑道壁からの距離ごとに示すと、0.5m地点: $$sigma$$X=-2.47, $$sigma$$Y=-2.33, $$sigma$$Z=-3.70, $$tau$$YZ=-0.18, $$tau$$ZX=0.26。1.0m地点: $$sigma$$X=-2.32, $$sigma$$Y=-2.15, $$sigma$$Z=-3.28, $$tau$$YZ=-0.12, $$tau$$ZX=0.14。1.5m地点: $$sigma$$X=-2.95, $$sigma$$Y=-2.58, $$sigma$$Z=-3.37, $$tau$$YZ=-0.06, $$tau$$ZX=0.33となった。また、測定条件により精度に差が生じるものの、軟岩地山における応力解放法による計測手法は充分適用できるものと判断された。

報告書

坑道掘削に伴う岩盤のひずみ測定および岩盤の応力測定

板本 昌治*; 本間 誠*; 田仲 正弘*

PNC TJ7592 96-001, 164 Pages, 1996/03

PNC-TJ7592-96-001.pdf:9.73MB

地下空洞を掘削する際に、周辺の岩盤に対して様々な影響が発生することは良く知られているが中でもひずみや応力場への影響を知ることは地下空洞の設計・施工の上で重要な事柄である。今回、東濃鉱山北延NATM坑道において埋設型8成分ひずみ計(以下ひずみ計と言う)を用い(財)電力中央研究所方式応力解放法(ひずみ計埋設法)により坑道掘削に伴って発生する、周辺岩盤のひずみ変化の計測を実施した。測定は、既設(1993年度実施)ボーリング孔底より小孔径($$Phi$$46mm)ボーリングを実施し、ひずみ計を孔内に埋設した後、坑道を掘削しそれに伴う岩盤ひずみ変化を測定し、三次元応力解析により、ひずみ値を応力値に換算した。ひずみ計は、掘削した坑道壁面からの距離50,100、150cmの3測点(壁面から近い順番に測定番号MS-1-2、MS-2-2、MS-3-2)で埋設し、掘削による応力再配分の現象の把握を試みた。この報告書はそれらの方法、結果について述べたものである。測定の結果、いずれの測点でも鉛直方向(掘削坑道円周方向)における圧縮応力が発生し、壁面に最も近い箇所で最大1.7MPaの圧縮応力の変化認められた。ボーリング軸方向(掘削坑道半径方向)では、壁面から50cmの箇所で0.4MPaの引張応力を測定したが、150cmの箇所では0.1MPa程の圧縮応力の変化を捉えた。坑道軸方向ではいずれの測点でも、圧縮応力の変化が認められ、その大きさは0.2$$sim$$0.4MPaであった。

論文

High-melt-strength polypropylene with electron beam irradiation in the presence of polyfunctional monomers

吉井 文男; 幕内 恵三; 菊川 伸吾*; 田仲 直*; 斉藤 純*; 小山 清人*

Journal of Applied Polymer Science, 60, p.617 - 623, 1996/00

従来の発泡体は、電子線橋かけにより溶融粘度を上げているが、これは使用後、再溶融による再利用が困難とされている。本報告では、再利用できる発泡体を製造する目的で、ポリプロピレン(PP)を種々の多官能性モノマー(PFM)の共存下で電子線照射した。16種類のPFMについて検討した結果、二官能性モノマーの1.6-ヘキサンジオールジアクリレートや1.4-ブタンジオールジアクリレートが溶融張力の改善に効果的であった。濃度は1.5mm/100g PP、線量は1kGyという、低濃度、低線量で高溶融張力PPが得られた。溶融張力は、分子鎖の絡み合いによることが伸長粘度の測定から明らかになり、この絡み合いは、GPCラルス測定から、PFMがPP鎖との分子間結合により、より高い分子量成分を生成するためと推定された。

報告書

燃焼燃料の臨界量の推定

小室 雄一; 内藤 俶孝; 黒澤 正義; 酒井 友宏*; 田仲*

JAERI-M 94-018, 32 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-018.pdf:0.95MB

臨界安全管理において燃料が燃焼していることを考慮することの有効性を示すため、軽水炉で燃焼した燃料の臨界量を算出した。この計算に先立ち、軽水炉使用済み燃料中のアクチノイド核種の分析データを集め、臨界安全性の観点で安全側の結果を与える核種組成を決定した。核分裂生成物については、その物理的及び化学的性質を検討し、臨界安全評価計算の際に使用してもよい核種を約10核種選定した。以上の方法で求めた核種組成を用いて算出した臨界質量は、燃焼度が高くなるに従って大きくなることが分かった。

口頭

天然Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Moを原料とする大量$$^{99m}$$Tc製造技術の開発,4; 高線量$$^{99}$$Moを用いた$$^{99m}$$Tc製造プロセスにおける分析

薗田 暁; 梅田 幹; 田上 進; 黒羽根 史朗; 三好 慶典; 田仲 睦*; 石川 幸治*; 津口 明*; 蓼沼 克嘉*

no journal, , 

$$^{99}$$Moの国産化を実現するため、従来の高濃縮ウランを原料とする核分裂法を用いた$$^{99}$$Moに代わり、天然Moの中性子放射化法による$$^{99}$$Moを原料とした$$^{99m}$$Tc製造技術開発(500Ci規模)を目指して、JRR-3で照射した80Ciレベルの$$^{99}$$Moによる高線量$$^{99m}$$Tc製造プロセス検証試験を実施した。本試験では、$$gamma$$線スペクトロメトリにより、原料$$^{99}$$Mo及び製品$$^{99m}$$Tcの定量分析を行うとともに、Nb等の放射化不純物の分析を行い、高線量$$^{99m}$$Tc製造プロセス検証のためのデータを取得した。発表では、プロセス検証試験で実施した分析の詳細及び各核種のプロセス内分布について報告する。

口頭

CR-39飛跡検出器を用いた中間エネルギー重イオンの入射核電荷交換断面積の精密測定

千葉 敏; 太田 周也*; 安田 仲宏*; Sihver, L.*; 小平 聡*; 井手口 悠介*; 長谷部 信行*

no journal, , 

本研究は、宇宙線の起源解明のために有益な情報である、宇宙線起源の元素組成の解明を目標としていている。宇宙線(陽子から鉄など重イオン含め)は発生してから、地球に到達するまでに、星間水素と核反応を起こして、さまざまな二次核を生成しており、地球近傍で観測した宇宙線の元素組成に混じっている。このため、宇宙線重イオンと水素の反応断面積(入射核電荷交換断面積)を正確に測定し、二次核の量を差し引けば、宇宙線起源由来の元素組成が求まる。本研究では、CR-39飛跡検出器を用いた高精度測定手法を開発し、数百$$sim$$千MeV/nのFeやMgビームとC, CH$$_{2}$$標的を用い、断面積測定を行った。

口頭

Precise measurements of projectile charge changing cross sections for intermediate energy heavy ions

太田 周也*; 安田 仲宏*; Sihver, L.*; 小平 聡*; 井手口 悠介*; 長谷部 信行*

no journal, , 

本研究は、宇宙線の起源解明のために有益な情報である、宇宙線起源の元素組成の解明を目標としている。宇宙線(陽子から鉄など重イオン含め)は発生してから、地球に到達するまでに、星間水素と核反応を起こして、さまざまな二次核を生成しており、地球近傍で観測した宇宙線の元素組成に混じっている。このため、宇宙線重イオンと水素の反応断面積(入射核電荷交換断面積)を正確に測定し、二次核の生成量を差し引けば、宇宙線起源由来の元素組成が求まる。本研究では、CR-39飛跡検出器を用いた高精度測定手法を開発し、100から1000MeV/nucleonのFeやMgビームと$$C$$,$$CH_2$$標的を用い、全断面積及び、各元素を生成する断面積(部分断面積)測定を行った。測定した断面積は、エネルギーの重複する範囲で過去の実験データと一致し、本測定方法の有効性が確認できた。また、300MeV/n以下では、本測定が初めてのデータとなったが、モデル計算から15%以上大きい値を示し、従来の断面積計算モデルの改良やさらなる実験データ取得の必要性を示すことができた。

口頭

Application of CR-39 plastic nuclear track detectors for quality assurance of MOX fuel pellet

小平 聡*; 安田 仲宏*; 細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 佐藤 光弘

no journal, , 

プルサーマルは原子力発電における使用済みウラン核燃料の再利用のための一つの方法として期待されている。4-9%程度にプルトニウムを濃縮した酸化プルトニウムと使用済みウラン燃料からの酸化ウランを混合したMOX燃料は、核分裂反応を利用することで放射線同位元素の半減期を短縮することができる。MOXペレット中のプルトニウム分散性・均一性は、品質管理上重要な測定項目である。プルトニウム濃度が局所的に高い領域はしばしばペレット内にPuスポットとして観測され、異常燃焼の要因となり得る。Puスポットの検出とその大きさや濃度の評価は、MOXペレットを用いた原子力発電における安全利用のための重要な品質評価項目である。我々はCR-39プラスチック飛跡検出器をMOXペレット内のPuスポットの測定に適用した。CR-39はペレット内に存在するPuからの$$alpha$$粒子を記録することができ、オートラジオグラフィのようにMOXペレットの断層を画像化することができる。Puが均一に分散した領域に比べて、Puスポットでは$$alpha$$粒子による飛跡が濃集するために、視覚的に「黒点」として観察される。我々は、CR-39に記録されたPuスポットをフィルタリングやクラスタリング等の画像処理アルゴリズムを用いて自動検出・抽出する測定システムを開発した。検出効率は、従来の人の目で測定した場合と比較してほぼ100%を達成しており、Puスポットの数や大きさ、ペレット上での位置に関する情報を得ることができる。本システムはMOXペレットの品質評価における強力なスクリーニングツールとして期待される。

口頭

Feasibility study for visualization of radioactive material distribution in Fukushima nuclear reactor based on OSL technology

Nanda, N.*; 宇佐美 博士; 森下 祐樹; 杉田 武志*; 鳥居 建男; 安田 仲宏*

no journal, , 

The accident in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants (FDNPP) on March 11, 2011 released large amounts of radionuclides into the atmosphere. There are still contaminated areas with considerable amounts of radioactive substances in Fukushima prefecture. Some of the most contaminated areas are the reactor buildings, and very large amounts of radionuclides (mainly $$^{137}$$Cs) have been detected from measurements inside the reactor buildings. Therefore, to execute decommissioning tasks in the reactor buildings, radiation distribution measurements inside the buildings are necessary. For the decommissioning and decontamination processes, it is necessary to know the radiation levels inside the reactor and other buildings. To measure and monitor gamma-ray radiation is therefore important. There have been several attempts to measure the radiation distributions inside the reactor buildings by using gamma-ray detectors with a wide Field of View, which can quantitatively visualize the Cs contamination. These active detectors can measure the radiation distribution rapidly to identify the locations of the radiation sources. However, with the large amounts of radionuclides still inside the reactor buildings, it is difficult to obtain information about local dose distributions. Gamma spectrometers or radiation area monitors are not always working. They are also easily broken, and not resilient to high dose radiation fields. In this research, an integral type gamma-ray imager based on Optically Stimulated Luminescence (OSL) technology are proposed. OSL has been used extensively for personal radiation dosimetry for many years. By combining it with a Pinhole camera principle, this passive detector is capable to visualize the position of radioactive substances. Therefore, to optimize the structural design and detection measurement system we are using the simulation code PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System) and then compare the calculated results with the experiments.

口頭

放射性アルミニウム廃棄物の安定化処理方法の検討

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 鈴木 祐未*; 田仲 睦*; 川上 智彦*; 井手 広史; 土谷 邦彦

no journal, , 

通常の放射性雑固体廃棄物はドラム缶内に格納し、充填材を用いて固化体を作製するが、ドラム缶内に健全性を損なう物質を含まないこと等が要件となっている。金属アルミニウム(Al)は、その化学的性質上アルカリ性物質と接触すると水素ガスが発生し、保管施設等の安全な管理に影響することから、難廃棄物とされている。本研究では、JMTRの炉心構造材として、金属Al製中性子反射体を多く使用していることから、バイヤー法を応用したAl安定化処理技術の確立することを目的とし、炉外試験による基本的条件を調べた。その結果、合金の種類によって溶解時間に差はあるが溶解中に加温・撹拌することで大幅に短縮されること、合金に添加されている不純物元素はNaOHに不溶なので分離が可能であること、中和によって生成した水酸化物中には塩が多く含まれること、400$$^{circ}$$C$$sim$$1000$$^{circ}$$Cにて焼成することでアルミナとなることを確認した。

口頭

CR-39固体飛跡検出器を用いた中性子源イメージング技術の開発

加藤 慎吾; 石塚 晃弘; 奥山 慎一; 野崎 達夫; 林田 凱*; 安田 仲宏*; 鳥居 建男*; 安藤 高涼*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後、拡散した燃料デブリを安全に取り出すために、その拡散位置や取り出した後にはデブリの組成などの情報が必要である。中性子測定を手掛かりにこれを実現する方法を検討している。デブリは大量のセシウムに覆われており、通常の検出器はセシウムが放出する高$$gamma$$線により短時間で電子回路が破損して使用できなくなることが測定を困難にしている。この問題を解決するため、$$gamma$$線に対して不感で電力を必要としない固体飛跡検出器(CR-39検出器)を用いた、中性子源のイメージングを試みた。もんじゅ校正場での照射実験の結果を基に燃料デブリを可視化する技術を紹介する。

口頭

廃炉のためのCR-39検出器を用いた中性子源イメージング技術の開発

林田 凱*; 鳥居 建男*; 石塚 晃弘; 奥山 慎一; 加藤 慎吾; 野崎 達夫; 安田 仲宏*

no journal, , 

2011年の東京電力福島第一原子力発電所事故により拡散した燃料デブリを安全に取り出すために、位置や組成の情報が必要である。中性子測定によりデブリの位置や組成を推定できると考えられるが、デブリを覆うセシウムが放出する高$$gamma$$線により放射線検出器は短時間で電子回路が破損して使用できなくなる問題があり、中性子測定を困難にしている。$$gamma$$線に不感で電力が不要なCR-39検出器を用いて中性子源のイメージングを行う方法を考案した。格納容器周囲に検出器を並べ、デブリからの中性子の痕跡(エッチピット)から位置を推定する方法と、取り出したデブリを複数の角度から測定してデブリ内の中性子源の分析を行う方法の2つアイデアを基に、燃料デブリを可視化する技術を開発する。

特許

放射性アルミニウム廃棄物処理方法

関 美沙紀; 井手 広史; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純

石川 幸治*; 川上 智彦*; 田仲 睦*; 鈴木 祐未*

特願 2019-149027  公開特許公報  特許公報

【課題】放射性アルミニウム廃棄物に含まれるアルミニウムを、化学的に安定である酸化アルミニウムに変換する放射性アルミニウム廃棄物処理方法を提供する。 【解決手段】本発明に係る放射性アルミニウム廃棄物処理方法は、放射性アルミニウム廃棄物に含まれるアルミニウムを酸化アルミニウムに変換する放射性アルミニウム廃棄物処理方法であって、放射性アルミニウム廃棄物を、アルカリ金属の水酸化物の水溶液で溶解し、不純物を沈殿させる溶解工程(工程S1)と、前記溶解工程で得られた溶液を、固液分離し不純物を除去する第1固液分離工程(工程S2)と、前記第1固液分離工程で得られた溶液に酸性水溶液を添加し、水酸化アルミニウムを主成分とする固体を沈殿させる中和工程(工程S3)と、前記中和工程で得られた溶液を、固液分離し固体を得る第2固液分離工程(工程S4)と、前記第2固液分離工程で得られた固体を焼成する焼成工程(工程S6)と、を含むことを特徴とする。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1