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池田 義雅*; 竹谷 篤*; 高村 正人*; 須長 秀行*; 熊谷 正芳*; 大場 洋次郎*; 大竹 淑恵*; 鈴木 裕士
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 833, p.61 - 67, 2016/10
被引用回数:37 パーセンタイル:96.72(Instruments & Instrumentation)小型中性子源を利用した透過イメージングや小角散乱、反射率測定など、小型中性子源による工学的応用に関する議論が広まるなか、小型中性子源のフラックスの低いゆえに回折実験に関する検討はなされてこなかった。そこで本研究では、理化学研究所の小型加速器中性子源RANSを用いることにより、中性子工学回折実験への応用の可能性について検討した。まず、光学系の最適化によるバックグラウンドノイズの低減により、10分間の測定でも十分に認識可能な回折パターンを得ることができた。110回折のプロファイルから計算した分解能は約2.5%であり、中性子回折によるひずみ測定には不十分である。RANSのモデレータによる減速時間が約30sと分解能の決定に最も支配的なパラメータであることから、モデレータの改良が分解能の向上につながる。一方で、回折パターンの変化から、塑性変形に伴う集合組織の変化をとらえることに成功するとともに、リートベルトコードによる回折パターンのフィッティングにより、オーステナイト相の体積率の評価にも成功した。RANSは、集合組織や残留オーステナイト量の測定を目的とした中性子工学回折の応用に有効と考えられる。
高村 正人*; 池田 義雅*; 須長 秀行*; 竹谷 篤*; 大竹 淑恵*; 鈴木 裕士; 熊谷 正芳*; 浜 孝之*; 大場 洋次郎*
Journal of Physics; Conference Series, 734(Part B), p.032047_1 - 032047_4, 2016/08
被引用回数:4 パーセンタイル:86.54中性子回折法は、中性子線の優れた透過能を活かすことで、金属材料のバルク集合組織を測定できる技術として知られている。しかしながら、この測定技術は、原子炉や加速器施設などの大型実験施設を必要とするため、あまり広く利用されていないのが現状である。一方、理研小型中性子源(RANS)は、実験室レベルで容易に利用できる中性子源として開発されている。本研究では、RANSを用いることにより、塑性変形した鋼板の集合組織の変化を捉えることに成功した。本結果は、金属材料のミクロ組織解析に対する小型中性子源の可能性を示すものであり、塑性変形挙動のより良い理解につながるものと期待される。
杉田 武志*; 鳥居 建男; 高村 篤*
KEK Proceedings 2005-10 (CD-ROM), p.7 - 21, 2005/11
新たに開発されたモンテカルロ計算コードEGS5にCG法が適用できるようにユーザールーチンを作成した。従来、単純な計算体系しかできなかったが、今回作成したCG法をEGS5コードに組み込むことにより、単純な幾何構造の組合せで複雑な幾何構造でも輸送計算ができるようになった。さらに、その高速化を図ることにより、複雑な体系でも十分な速さで計算できるようになった。
三枝 純; 小古瀬 均; 高村 篤*; 杉田 武志*
no journal, ,
これまでに、線スペクトロメータの効率校正を行う方法として「代表点法」を開発した。代表点法を円滑に実施するため、CREPT-MCNPコードシステムを整備・公開した。CREPT-MCNPは、Windows PC環境でGUI形式で動作する。本コードシステムには、体積試料の計数効率曲線に等価な計数効率曲線を与える点(代表点)を探索するための機能や、代表点で測定した計数効率に対し自己吸収効果の補正を行う機能などが含まれている。適用対象は、p型及びn型Ge半導体検出器により測定可能な、エネルギー範囲が20keVから2MeVの光子である。
高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一; 伊東 岳志; 助川 武則; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置においては、施設の解体作業に伴う周辺公衆への被ばく線量評価が必要であり、原子力機構では評価に必要なパラメータの整備を進めている。既往のデータとしては「廃止措置工事環境影響評価ハンドブック第3次版(以下、ハンドブック)」が整備されているが、コールド試料を対象に実施した試験をもとにしているデータが大部分であり、これをもとに保守的な値がまとめられている。そこで、本研究では、ホット試料を対象に機器解体時の環境影響評価にかかわるデータを取得し、ハンドブックのデータと比較・検証し、安全評価のためのデータとして再整理することとしている。平成19年度は、ホット試料としてJPDR解体廃棄物の中から放射化金属配管及び汚染金属配管を選択し、エアプラズマ切断機を用いて切断試験を実施し、放射能基準での放射性粉じんの飛散率を取得した。また、得られたデータと既存データとの比較も行った。
高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置を計画・実施するにあたっては、施設解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となるコード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率について検討した。JPDR解体廃棄物(放射化金属配管及び汚染金属配管)の切断試験を実施して、放射性粉じんの粒径分布,放射能量等のデータを取得するとともに、放射化と汚染による粉じん発生のメカニズムについて考察した。粉じんの粒径分布と放射能量の比較から、0.1m程度の小粒径側に放射能が濃縮される傾向があることを明らかにするとともに、比放射能の粒径依存性はCo-60とNi-63に違いがないことを確認した。また、今回の試験では内面が汚染した配管を外側より切断したが、汚染金属から気中へ移行する放射性粉じんの粒径は放射化金属のそれより大きく、放射性粉じんの発生メカニズムの違いが示唆された。放射性粉じんの発生メカニズムを推察するとともに、メカニズムを解明するための具体的な課題を抽出した。
島田 太郎; 高村 篤; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置を計画実施するにあたっては、施設炉解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となる計算コード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率を、実機を用いた切断試験によって取得するとともに、これまでおもに非放射性材料を用いて蓄積されてきた既存データの妥当性について検討した。原子力機構に保管廃棄中のJPDR解体廃棄物のうち放射化金属配管及び汚染金属配管を対象としてエアプラズマによる気中切断試験を実施し、切断時に飛散する放射性粉じんの移行挙動にかかわる各種データを取得した。放射化金属についてのCo-60及びNi-63粉じんの飛散率は0.002-0.01であった。この値は、既存のデータを合理的に説明できる範囲で一致することを確認した。汚染金属についての放射性粉じんのCo-60飛散率は0.4以内でばらついたが、既存のデータ0.7の保守性を支持する結果が得られた。
助川 武則; 島田 太郎; 宇野 祐一; 大島 総一郎; 伊東 岳志; 高村 篤; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置終了後の敷地を解放しようとする場合、施設の操業及び廃止措置に起因し、敷地に残存する放射性物質が、ある基準値以下であることを確認することが必要である。そのためには、あるエリアが履歴情報から放射性物質の影響を受けていない領域(非影響領域)であるかどうかを判断して、区分することが合理的であると考えられる。原子力施設の敷地内及び周辺では、事業者及び周辺自治体によって継続的あるいは定期的に環境モニタリングが実施され、蓄積されたデータは公開されている。本検討では、東京電力福島第一及び福島第二原子力発電所の環境モニタリングデータを参考に、発電所敷地内のエリアが非影響領域であると判断するための情報となり得るかどうかを検討した。ダストモニタの検出目標レベルのCo-60がモニタ周辺の空気中に常時存在し、40年間に渡って土壌に蓄積したと仮定すると、表層濃度は0.0045Bq/gになると試算された。この値は、例えばドイツの濃度基準0.03Bq/g(敷地を無条件解放する場合の土壌に残存するCo-60濃度)と比較して有意な差があり、ダストモニタによるモニタリングデータが非影響領域の判断に有効であることがわかった。一方、モニタリングポストでの空間線量率データについては、基準(例)を下回るような濃度に対応できず、非影響領域の判断には不十分であることがわかった。
島田 太郎; 高村 篤*; 神谷 敦司*; 助川 武則; 田中 忠夫
no journal, ,
新型転換炉ふげんから切り出した原子炉冷却系等の配管をグリーンハウス内で切断し、放射性粉じんの飛散率,粒径分布及びフィルタの捕集効率を測定した。筒状通常配管についてのCo-60の飛散率は1823%と、半割した配管における飛散率3443%と比較して約50%低減されることを明らかにした。粗じんフィルタの捕集効率は5580%であったが、1m未満の粒子は捕集できないことがわかった。また、HEPAフィルタの捕集効率は99.9%以上であることを確認した。