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論文

Valence control of charge and orbital frustrated system YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$ with electrochemical Li$$^{+}$$ intercalation

村瀬 知志*; 吉川 裕未*; 藤原 孝将*; 深田 幸正*; 寺西 貴志*; 狩野 旬*; 藤井 達生*; 稲田 康宏*; 片山 真祥*; 吉井 賢資; et al.

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 162, p.110468_1 - 110468_6, 2022/03

混合原子価系YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$における原子価制御の可能性を検討するため、電荷化学的手法によりLi$$^{+}$$イオンの挿入を試みた。対象物質をLiイオンバッテリー類似のセル状にして実験を行い、Li$$^{+}$$の挿入による格子定数および原子間距離の系統的変化を観測した。イオンの挿入は、電荷量に換算し300mAh/g以上であった。放射光吸収分光による局所構造観測を行ったところ、Li$$^{+}$$はYb層とFe層の間に挿入されることが分かった。本測定からは、金属鉄の微粒子が析出することも示唆された。このため、Li$$^{+}$$の挿入による鉄イオンの原子価の系統的な変化は明瞭に観測されなかった。メスバウア分光法などからは、Li$$^{+}$$は空間的に不均一に挿入されることが示唆されたものの、本研究の結果は、YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$の原子価や物性が電気化学的手法によって制御できる可能性を示すものである。

報告書

令和元年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2020-070, 120 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-070.pdf:2.47MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成31年4月1日から令和2年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Compressing the time series of five dimensional distribution function data from gyrokinetic simulation using principal component analysis

朝比 祐一; 藤井 恵介*; Heim, D. M.*; 前山 伸也*; Garbet, X.*; Grandgirard, V.*; Sarazin, Y.*; Dif-Pradalier, G.*; 井戸村 泰宏; 矢木 雅敏*

Physics of Plasmas, 28(1), p.012304_1 - 012304_21, 2021/01

プラズマ乱流の運動論的シミュレーションによって得られた5次元分布関数の時系列データに主成分分析を適用した。これにより、3桁におよぶデータ圧縮を実現しつつ、83%の累積寄与率を保持できた。各主成分ごとの熱輸送への寄与を調べることで、雪崩的熱輸送には速度空間の共鳴構造が関連していることが明らかとなった。

報告書

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Short- and middle-ranges order structures of KNbO$$_3$$ nanocrystals

米田 安宏; 國定 諒一*; 近田 司*; 上野 慎太郎*; 藤井 一郎*; 永田 肇*; 尾原 幸治*; 和田 智志*

Japanese Journal of Applied Physics, 58(SL), p.SLLA03_1 - SLLA03_7, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.92(Physics, Applied)

We studied KNbO$$_3$$ nanocrystals grown by a solvothermal method. Average and local structures were refined by combining Rietveld and PDF analysis. We found that a rhombohedrally distorted NbO$$_6$$ octahedron was maintained in short-range order region, even in the nanocrystals with a cubic average structure. The cubic structure of KNbO$$_3$$ nanocrystals were observed as a disordered phase of the rhombohedral structure. The disordered feature can be understood that the structural transformation owing to the particle-size effect is analogous to the temperature-driven phase transition.

論文

Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

論文

Empirical equations for tensile properties and stress-strain curves of neutron irradiated stainless steels in LWR conditions

福谷 耕司*; 藤井 克彦*; 知見 康弘; 端 邦樹

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.523 - 531, 2019/08

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価に資するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の最新の引張特性データベースを用いたデータフィッティングにより、引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式と、応力-ひずみ関係を示す傾向曲線を提案した。データベースに収められた引張特性データは、日本の国家プロジェクトの報告書と公開文献から得られたもので、データシートの形でまとめた。引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式は、冷間加工316と溶体化304/316ステンレス鋼に対し、照射量の増加に伴って飽和する式に基づき、温度範囲280-350$$^{circ}$$C、損傷量範囲で最大80dpaを対象として検討した。また、応力-ひずみ関係を示す曲線はSwiftモデルに基づいて検討した。こうして得られた経験式と応力-ひずみ関係の計算結果は、実験値によく一致した。本論文では、組成と冷間加工等、材料の相違の影響について議論した。

報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Raman scattering study of the ferroelectric phase transition in BaTi$$_2$$O$$_5$$

塚田 慎也*; 藤井 康裕*; 米田 安宏; 森分 博紀*; 小西 綾子*; 秋重 幸邦*

Physical Review B, 97(2), p.024116_1 - 024116_7, 2018/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:73.75(Materials Science, Multidisciplinary)

BaTi$$_2$$O$$_5$$は強誘電的相転移温度が743Kの強誘電体で、分極方位が結晶学的に1軸に制限されているため、Uniaxal ferroelectricsとも呼ばれる。このBaTi$$_2$$O$$_5$$の相転移挙動を明らかにするために短距離レンジから長距離レンジに渡る構造解析を放射光X線回折で、また格子ダイナミクスをラマン分光法を用いて観察を行った。実験的結果と第一原理計算の結果から、BaTi$$_2$$O$$_5$$の相転移を理解することができた。すなわち、TiO$$_6$$八面体ユニット中のTiの振動モードの凍結によって空間群が常誘電体の$$C2/m$$から強誘電体の$$C2$$へと変化することがわかった。

論文

Research on neutron capture cross sections at J-PARC in ImPACT Project

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 津幡 靖宏; 松村 達郎; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2017-001, p.15 - 22, 2018/01

高レベル放射性廃棄物にかかわる環境負荷低減技術の基礎データとして、長寿命放射性核種の中性子核データが求められている。革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)が平成26年10月より開始された。その事業の中の「核反応データ取得(Project 2)」で、原子力機構のプロジェクト研究として"J-PARC/MLF/ANNRIにおける中性子捕獲反応断面積測定研究"を開始した。本プロジェクト研究では、高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核分裂生成核種(LLFP)のうち、$$^{135}$$Cs(半減期230万年)を選定し、中性子捕獲反応断面積を測定する。$$^{135}$$Csを測定する際には、試料中に化学的に分離できない$$^{137}$$Csが不純物として混在する可能性があり、$$^{135}$$Csのデータを精度よく測定するためには、不純物である$$^{137}$$Csの寄与を分ける必要がある。このために、併せて$$^{137}$$Cs等の同位体核種の中性子捕獲断面積データも測定する。また、試料の入手が困難なLLFP核種のうち$$^{79}$$Seについて、試料整備の可能性検討を行う。本発表では、ImPACT事業における本プロジェクト研究の開発計画の概要について、研究の目的、過去の報告データの現状、全体スケジュールと進捗などと併せて、現時点で得られている成果について発表する。

論文

Electronic structure and magnetic properties of the half-metallic ferrimagnet Mn$$_{2}$$VAl probed by soft X-ray spectroscopies

永井 浩大*; 藤原 秀紀*; 荒谷 秀和*; 藤岡 修平*; 右衛門佐 寛*; 中谷 泰博*; 木須 孝幸*; 関山 明*; 黒田 文彬*; 藤井 将*; et al.

Physical Review B, 97(3), p.035143_1 - 035143_8, 2018/01

AA2017-0644.pdf:1.01MB

 被引用回数:13 パーセンタイル:63.24(Materials Science, Multidisciplinary)

フェリ磁性体Mn$$_{2}$$VAl単結晶の電子構造を軟X線吸収磁気円二色性(XMCD)、軟X線共鳴非弾性散乱(RIX)によって調べた。全ての構成元素のXMCD信号を観測した。Mn L$$_{2,3}$$ XMCDの結果は、密度汎関数理論を基にしたスペクトル計算により再現でき、Mn 3$$d$$状態の遍歴的性質が明らかとなった。V L$$_{2,3}$$XMCDの結果はイオンモデル計算によって定性的に説明され、V 3$$d$$電子はかなり局在的である。この描像は、V L$$_{3}$$ RIXSで明らかとなった局所的な$$dd$$遷移と矛盾しない。

論文

Electrode properties of Li$$_{2}$$MnO$$_{3}$$ (${it C}$2/${it m}$) for a lithium-battery cathode in several charge-discharge potential ranges

中尾 靖宏*; 小澤 清*; 藤井 宏樹*; 茂筑 高士*; 岩井 秀夫*; 土屋 佳則*; 井川 直樹

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 38(2), p.229 - 233, 2013/12

リチウムイオン電池用正極材Li$$_{2}$$MnO$$_{3}$$(空間群;${it C}$2/${it m}$)を共沈法によって作製し、2.0-4.6, 2.0-4.8及び2.0-5.0V領域における充放電サイクル特性を解析した。すべての測定領域において、充放電サイクルを重ねることで電気化学キャパシティは徐々に増加するが、その増加傾向は電圧域に依存した。すなわち、2.0-4.6Vの電圧域では、放電能は1サイクルでの12.5mAh$$^{-1}$$から99サイクルでの22.5mAh$$^{-1}$$程度の増加に対し、2.0-5.0Vの電圧域では、20.0から110.2mAh$$^{-1}$$へと大幅に増加した。中性子回折実験の結果、2.0-5.0Vの電圧域における放電能の大幅な増加は、充放電サイクルを重ねるにしたがって、斜方面体相が発生するためであることを見いだした。

論文

Electrochemical characteristics of layered Li$$_{1.95}$$Mn$$_{0.9}$$Co$$_{0.15}$$O$$_{3}$$ (${it C}$2/${it m}$) as a lithium-battery cathode

小澤 清*; 中尾 靖宏*; 茂筑 高士*; Cheng, Z.*; Wang, L.*; 岩井 秀夫*; 土屋 佳則*; 藤井 宏樹*; 井川 直樹

Journal of the Electrochemical Society, 159(3), p.A300 - A304, 2012/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:49.71(Electrochemistry)

リチウムイオン2次電池正極材Li$$_{1.95}$$Mn$$_{0.9}$$Co$$_{0.15}$$O$$_{3}$$を共沈法によって作製し、その電気化学的特性を解析した。中性子回折実験及びRietveld解析によって求めた本材料の結晶構造は、空間群${it C}$2/${it m}$のLi$$_{2}$$MnO$$_{3}$$型と同定できた。本材料の充放電サイクル特性は、電流密度が30mAhg$$^{-1}$$の場合は、2.0-4.8Vの電圧域で最初からの11サイクルまでに放電能が46.3から196.5mAhg$$^{-1}$$へと増加し、その後23から58サイクルでは175.5mAhg$$^{-1}$$を保持していた。サイクリックボルタモグラム及びX線光電子分光実験の結果から、本材料では最初の10サイクル程度でMnの還元反応が活性化されていることが明らかとなった。

論文

An Inter-comparison of the neutron calibration fields by D$$_{2}$$O moderated $$^{252}$$Cf source at JAEA and KAERI

古渡 意彦; 藤井 克年; 堤 正博; Kim, B.-H.*; Lee, K.-C.*; 吉澤 道夫; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.217 - 220, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.92(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構(JAEA)と韓国原子力研究所(KAERI)では、ISOで推奨されている直径30cmの重水球で$$^{252}$$Cfを覆った線源(以下「重水減速$$^{252}$$Cf線源」という。)を整備し、おもに実作業環境で利用される中性子線量計のための中性子校正場として構築している。それぞれの機関が整備した重水減速$$^{252}$$Cf線源を用いる中性子校正場の信頼性の向上を目的として、双方の機関の中性子校正場の特性を測定し、相互比較を行った。注目した中性子校正場の特性は、重水減速$$^{252}$$Cf線源から散乱せずに直接測定点に到達する成分の中性子スペクトル及びフルエンス、並びに測定点で評価される散乱成分である。測定はJAEAで整備された多減速材付中性子スペクトロメータを双方の校正場に持ち込んで実施した。測定点に直接到達する中性子スペクトルの比較では、数十keVから数MeV程度のエネルギー領域で、KAERIで整備された中性子校正場のスペクトルはJAEAのものより大きくなった。これは双方の機関で整備された重水減速$$^{252}$$Cf線源の構造の違いを反映した差異であると考えられる。本研究は、JAEA-KAERI研究協力計画に基づき行われた研究の成果である。

論文

Evaluation of the characteristics of the neutron reference field using D$$_{2}$$O-moderated $$^{252}$$Cf source

古渡 意彦; 藤井 克年; 高橋 聖; 吉澤 道夫; 清水 滋; 川崎 克也; 山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.138 - 144, 2007/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.87(Environmental Sciences)

一般的に利用される中性子用の個人線量計は、$$gamma$$線用の線量計と比較してエネルギー応答特性が悪い。そのため中性子線量計は、線量に関して適切な校正がなされないと、作業環境で使用した場合、真の線量に対して大きく異なる値を指示する場合がある。この差異を小さくするには、実際の作業環境場の中性子スペクトルに近い中性子校正場で中性子線量計を校正するのが有効である。放射線標準施設棟では種々の中性子線量計に対して実際の作業環境場に近い中性子スペクトルによって得られる校正定数を提供する目的で、$$^{252}$$Cf中性子線源を重水で満たされたステンレス球(30cm$$phi$$)の中心に配置して得られる中性子校正場(以下「重水減速場」という)を整備した。本研究では重水減速場の重要な特性(ステンレス球表面から校正点に直接到達する一次線の中性子フルエンス率,中性子エネルギースペクトル,線量換算係数,線量当量率、及び散乱成分の照射距離に対する変化)を計算シミュレーションと多減速材付中性子スペクトロメータによる実測により評価した。一連の計算シミュレーションと実験で、中性子フルエンス率とスペクトルを実測する際の室内散乱成分の補正手法の有効性について議論した。加えて個人線量計のための校正場として利用する場合の、最適な照射距離についての評価も行った。

報告書

平成17年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書,排水

武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 中野 政尚; 小嵐 淳; 水谷 朋子; 河野 恭彦; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2006-024, 133 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-024.pdf:6.69MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規程及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成17年4月1日から平成18年3月31日までに実施した原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から放出した低レベル放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

平成16年度東海事業所放出管理業務報告書(排水)

武石 稔; 宮河 直人; 渡辺 均; 植頭 康裕; 水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 純*

JNC TN8440 2005-008, 136 Pages, 2005/08

JNC-TN8440-2005-008.pdf:4.14MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成16年4月1日から平成17年3月31日までに実施した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

平成15年度東海事業所放出管理業務報告書(排水)

篠原 邦彦; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕; 水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 純*

JNC TN8440 2004-015, 138 Pages, 2004/12

JNC-TN8440-2004-015.pdf:7.78MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成15年4月1日から平成16年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。 再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

東京消防庁特殊災害対策車輌用遮へい体の性能評価

佐藤 達彦; 藤井 克年; 村山 卓; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 佐藤 行雄*; 相馬 信行*; 藤崎 登*; 原 聡*; 相川 行雄*; et al.

JAERI-Tech 2002-028, 20 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-028.pdf:5.01MB

東京消防庁は、臨界事故等の放射線災害時の救助活動にも適応可能な、放射線遮へい機能を有する特殊災害対策車輌を設計・製作した。しかし、この車輌ボディに用いた複合遮へい体により中性子または$$gamma$$線の線量がどの程度減衰されるか(線量減衰率)は、近似法を用いて簡易に評価したのみで、より精度の高い評価が必要とされていた。日本原子力研究所は、東京消防庁からの依頼により、この複合遮へい体の性能に関する詳細な評価を行った。評価は、放射線輸送計算コードMCNP4Bを用いたシミュレーションにより行った。また、車輌の側面及び背面に用いた遮へい体の試験体による線量減衰率の測定を行うことにより、計算結果の信頼性を確認した。この結果、最も厚い遮へい体の場合、中性子線源からの線量を10%程度に、$$gamma$$線源からの線量を25%程度に減衰させることが明らかとなった。これは、近似法を用いて簡易に評価した結果とほぼ一致しており、特殊災害対策車は期待されている遮へい性能を有することが明らかとなった。

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