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論文

Dose analysis in safety and site evaluation for the JMTR core conversion to LEU fuel

土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00

JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。

論文

Development of IRAC code system to calculate induced radioactivity produced by ions and neutrons

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 横田 渉; 神谷 富裕; 渡辺 博正; 山野 直樹*; 白石 忠男; 畑 健太郎

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.965 - 971, 1994/00

イオン照射研究施設における作業者の被曝低減化および廃棄物管理等に有用な、イオンおよび中性子とターゲット核種との核反応、崩壊によって生成される放射性核種と放射能の計算コードシステムを開発した。コードシステムとして、ターゲットを1次元多重層体系とした汎用システムIRACと、3次元体系としたIRAC3Dシステムの2システムを作成した。ここでは、IRACコードシステムを構成している誘導放射能計算コード;放射化断面積、放射性核種の崩壊データおよびガンマ線放出データライブラリの機能の説明と計算例について報告する。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,3; 安全評価及び立地評価における事故時の線量評価

土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-152.pdf:2.71MB

JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。

論文

原子炉の中で使用されたOリングの劣化と余寿命

伊藤 政幸; 池島 義昭; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

マテリアルライフ, 4(1), p.37 - 43, 1992/01

大洗研究所の材料試験炉のインパイルループ(OWL-2)と原子炉圧力容器との間のシールのために13年間使用されていたシリコーンOリング(全部で3ヶ所)の劣化の程度を評価するために、機械的性質を測定した。Oリングが受けた線量を遮蔽計算コードQAD-CGを用いて計算し、一番高い位置で3.46kGyを得た。運転中の温度についても解析コードを用いて計算し、50$$^{circ}$$Cと推定された。Oリングが受けた摺動は原子炉圧力容器とOWL-2の材料の熱膨張係数から算出し、最大5.3mmと推定された。老化に寄与する最大の因子は放射線と考えられるので、同じタイプのOリングについて時間短縮照射を行い、機械的性質を測定した。破断伸びが50%に達する時点を寿命と仮定し、余寿命を推定すると26年となった。材料をEPDMとした場合には、同じ時間加速照射した物性値から寿命はシリコーンゴムの3倍と推定された。

報告書

原子炉におけるシリコンゴム製Oリングの放射線劣化の評価

池島 義昭; 伊藤 政幸; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

JAERI-M 90-216, 40 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-216.pdf:1.36MB

放射線環境下で、しかも実機状態で長時間にわたって使用した有機材製Oリングの機械的性質に関して評価したデータは稀少なものである。シリコンゴム製Oリングは、常に透過放射線に曝されるJMTRの原子炉圧力容器内においてシール材として13年間にわたって使用され、その間に約3.46kGyの吸収線量を受けたものである。本報告は、実機状態で長期間にわたって使用したOリングとガンマ線を使って加速照射したものについて、長期使用が及ぼす機械的性質への影響を評価したものである。実機のような使用環境ではシリコンゴム製Oリングは吸収線量にして約300kGyに達するまで使用可能であり、同Oリングの使用寿命は40年と推定される。新OWL-2炉内管用として採用したEPDM製Oリングは、シリコンゴムに較べて耐放射線に優れており、使用寿命は約3倍となる。

報告書

Study on thermal performance calculation of vertical gravity-assisted heat pipes for irradiation capsules

M.Li*; 伊藤 治彦; 白石 忠男; 斎藤 隆; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 市橋 芳徳

JAERI-M 90-190, 35 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-190.pdf:0.92MB

キャプセルでの照射試験において、低温・均一温度照射を実現するために、JMTRのキャプセルにヒートパイプを利用することを計画している。そのためには比較的低温(100~300$$^{circ}$$C)で作動し、小径で高熱流束が得られるヒートパイプが必要である。本報告書は、このような条件に適合するヒートパイプの構造をサーベイし、その性能を知るための計算評価をまとめたものである。本計算評価は、軽水炉で最も使用し易い、水を作動液としたヒートパイプについて行なった。計算の結果、作動温度が200$$^{circ}$$C以上では、溝付ウイックを有するヒートパイプ又はウイック無しのヒートパイプが、高熱流束を得るためには適切であり、作動温度が120$$^{circ}$$C以下の場合、金網ウイック付きのヒートパイプが優れていることが分かった。

報告書

排気筒から放出される放射性雲からの$$gamma$$線照射線量率

林 隆; 白石 忠男

JAERI-M 8793, 58 Pages, 1980/03

JAERI-M-8793.pdf:8.96MB

原子力施設から大気中に放出される放射性物質の$$gamma$$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$$gamma$$y、$$gamma$$zは今井等が完成化したものを、$$gamma$$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。

報告書

発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値と比較するための環境中被曝線量計算コード; ANDOSE

飯嶋 敏哲; 白石 忠男

JAERI-M 8481, 163 Pages, 1979/10

JAERI-M-8481.pdf:5.3MB

原子力委員会は、軽水型発電炉起因の環境中被爆線量を「実用可能な限り低く(ALAP)」を保つことを目標に、昭和50年から52年にかけて3つの指針を定めた。われわれはこれらの指針の策定を様に、指針の示すモデルに従って被爆線量を総合的に評価する計算コードANDSEを開発した。本報告ではANDOSEが用いている放出源、放射性物質の環境中移行、線量計算に関するモデル、ANDOSEの構成、機能、使用方法を記述する。

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

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。

報告書

Ge(Li)スペクトロメーターの非直線性と検出効率の測定

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

JAERI-M 4560, 34 Pages, 1971/08

JAERI-M-4560.pdf:1.15MB

$$gamma$$線エネルギーの高精度の測定と広いエネルギー範囲にわたる$$gamma$$線スペクトルの測定による核種の定量を可能にすることを目的として、2048チャンネル波高分析器を用いたGe(Li)スペクトロメーターの微分非直線性および絶対全吸ピーク効率の$$gamma$$線エネルギー依存性が測定された。増巾-波高分析系の非直線性の測定には$$^{5}$$$$^{6}$$Co3548keVを上限とする12核種からの38種のエネルギーの$$gamma$$線を用いる方法と水銀パルサーを用いる方法の2つの測定法が使用され、その結果が比較された。参考のため、標準のスペクトロメーターの比例増巾器を他の3種のものに置換した場合の非直線性や高精度パルサーを用いて測定した波高分析器の非直線性も示されている。絶対検出効率は線源距離5cmの場合について3548keVを上限とする範囲で求められた。付録として、Ge(Li)スペクトロメーターのエネルギー較正に有用な種々の線源の$$gamma$$線エネルギーのリストが示されている。

報告書

Ge(Li)検出器によるガンマ線スペクトル集

東條 隆夫; 近藤 眞; 稗田 正美*; 白石 忠男

JAERI-M 4461, 34 Pages, 1971/06

JAERI-M-4461.pdf:0.65MB

原子炉研修所において行われる「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測定」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22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。さらに附録として、(I) 8種の標準線源を放射平衡に達した$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$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)の集束ガンマ線のスキャニングによる有感寸法などの測定、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、が報告されている。

報告書

原研20MeV電子線加速器の放射線管理

吉田 芳和; 北野 匡四郎; 芹沢 正彦; 白石 忠男

JAERI 1063, 33 Pages, 1964/06

JAERI-1063.pdf:1.69MB

原研20MeV LINACは1963年2月に50m中性子飛行管が完成した。本稿は、LINACの放射線管理のためにおこなわれたモニタリングの結果および放射線防護施設と放射線管理の概要について述べたものである。高放射線区域への立入りはインターロック、安全キィ、非常スイッチ盤等により管理されている。漏洩放射線の測定結果に基いて遮蔽の補強、管理区域の拡大設計がなされ、現在問題になるような放射線の漏洩は認められない。運転中、空気の放射化により生成されるガスとしてNの(r、m)反応生成物$$^{1}$$$$^{3}$$Nのほかに、Arの(r、p)反応生成物$$^{3}$$$$^{9}$$C1が検出されたが、いずれも許容濃度以下であり、障害上問題にはならない。ターゲット容器、加速管の構成材の誘導放射能は、その核種が主に$$beta$$$$^{+}$$放射体であるために全身被曝のほか、$$beta$$$$^{+}$$線による皮ふ線量が問題になる。その線量率は被曝時間で制御できる程度以上であって、治具の使用、遠隔操作による被曝の防衛が必要であり、その被曝の監視と防衛に留意しなければならない。

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