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論文

Dynamics of radiocaesium within forests in Fukushima; Results and analysis of a model inter-comparison

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:56.59(Environmental Sciences)

本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、事故から50年後の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。

論文

$$gamma$$線スペクトロメトリーにおける円柱状体積試料のサム効果補正

山田 隆志*; 浅井 雅人; 米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 平井 昭司*

Radioisotopes, 69(9), p.287 - 297, 2020/09

円柱状体積試料に含まれる$$^{134}$$Csの定量において、日本の標準的な市販$$gamma$$線解析プログラムではサム効果の補正の際に試料体積の効果を適切に考慮していないため、補正が不十分となり、定量値が過小評価となることを確認した。本研究では、一般的なGe検出器に対して試料体積を適切に考慮した実用的なサム効果補正方法を開発して有効性を評価し、誤差1%以下の精度で定量できることを確認した。

論文

Study of oxygen ion diffusion in (Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$ through ${it in-situ}$ neutron diffractions at 300 and 720 K

伊藤 孝憲*; 平井 岳根*; 山下 純一*; 渡部 昌司*; 川田 悦也*; 北村 尚斗*; 井手本 康*; 井川 直樹

Physica B; Condensed Matter, 405(8), p.2091 - 2096, 2010/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:55.02(Physics, Condensed Matter)

酸素イオン伝導体(Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$について、高温中性子回折実験を行い、リートベルト法,最大エントロピー法(MEM)及びMEMに基づくパターンフィッティング法(MPF)解析によって、本物質における酸素拡散機構を解析した。720Kでは、多量の欠損が生じている4${it c}$サイト上に存在する酸素の異方性原子変位パラメータと中性子散乱長密度は4${it c}$及び8${it d}$サイト方向を向いていることから、酸素イオンは4${it c}$-4${it c}$サイト間及び4${it c}$-8${it d}$サイト間を経由して拡散していることを明らかにした。

論文

多重$$gamma$$線放射化分析によるたたら製鉄試料中のヒ素とアンチモンの定量

伊下 信也*; 鈴木 章悟*; 岡田 往子*; 加藤 将彦*; 平井 昭司*; 木村 敦; 初川 雄一; 藤 暢輔; 小泉 光生; 大島 真澄

鉄と鋼, 94(9), p.345 - 350, 2008/09

日本独自の製鉄法として知られるたたら製鉄の発祥や発展については、未だに解明されていない点がある。たたら製鉄試料中のヒ素とアンチモンの濃度を定量分析することで、原料の産地推定が可能であり、このような科学分析がたたら製鉄に関する謎を解く糸口になると考えられる。たたら製鉄関連試料中のヒ素とアンチモンは、ppmもしくはsub-ppmオーダーと低レベルである点、主成分元素や不純物元素の放射化により発生する妨害$$gamma$$線の影響により、検出器1台で行われる通常の機器中性子放射化分析(INAA)では、定量できない場合があった。そこで、本研究ではINAAよりも高感度分析が可能である多重$$gamma$$線放射化分析(NAAMG)により模擬たたら製鉄試料(鉄塊,鉄滓,砂鉄)中のヒ素とアンチモンの定量を行った。定量の結果、ヒ素では定量下限値0.1ppmオーダー、アンチモンは、0.001ppmオーダーで分析が可能であることがわかり、INAAでは定量できなかった試料についても定量できた。現代鉄鋼と比べ、模擬たたら製鉄試料中の不純物は高レベルであり妨害$$gamma$$線強度が大きい条件にもかかわらず、鉄や鉄滓中の低レベルのヒ素とアンチモンの定量ができたことにより、鉄鋼試料に対してのNAAMGの有用性が確認された。

論文

Phonon anomaly on Na$$_x$$HfNCl superconductors with ${it T}$$$_c$$=22 K

社本 真一; 平井 淳郎*; 山中 昭司*; 阿曽 尚文*; 梶谷 剛*

Journal of Neutron Research, 12(4), p.295 - 300, 2004/12

T$$_c$$=22Kのx=0.27と0.38のNa$$_x$$HfNCl超伝導体について、中性子粉末非弾性散乱実験を行った。その結果、例えば前者の試料では、E=15, 29, 76と81meVで、温度に依存したフォノン異常が見つかった。そのなかで、Q=6$AA $^{-1}$$で、E=14.5meVのフォノン異常は両方の試料で再現され、T$$_c$$よりもずっと高い40Kから、その異常が始まることを見つけた。 そのフォノンは、ab-面内のE$$_u$$モードであり、おもに塩素とハフニウム原子が振動している。この振動は、バンド構造を変調するものである。キャリアの不均一性の観点から、フォノン異常を議論した。

報告書

東海再処理施設の複数ユニットの臨界安全評価

白井 更知; 田口 克也; 飯沢 昇司; 大部 智行; 佐藤 信晴*; 須藤 俊幸

JNC TN8410 99-055, 69 Pages, 1999/09

JNC-TN8410-99-055.pdf:2.98MB

東海再処理施設の安全性確認の一環として実施した臨界安全及び遮蔽設計に用いられた基本データの確認については既に報告している。この報告の中では、臨界安全設計における複数ユニットの臨界安全に関しては、プルトニウム製品貯蔵セルを代表としてその臨界安全性を確認している。本報告は、複数ユニットの臨界安全性について、臨界管理対象施設のうち、初期に設計・建設された分離精製工場及びウラン貯蔵所を対象に追加評価を行ったものである。分離精製工場では、濃縮ウラン溶解セル、給液調製セル、分離第2セル、分離第3セル、ウラン精製セル、ウラン濃縮脱硝室、プルトニウム精製セル、プルトニウム濃縮セル、プルトニウム製品貯蔵セル及びリワークセルを、ウラン貯蔵所では貯蔵室を対象箇所とした。これらの対象箇所は複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

論文

Evaluation of aseismic integrity in HTTR core-bottom structure, II; Vibrational characteristics of keyed graphite components

二川 正敏; 伊与久 達夫; 白井 浩*; 高田 昌二; 石原 正博

Nucl. Eng. Des., 148, p.83 - 90, 1994/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:42.35(Nuclear Science & Technology)

HTTR炉床部構造に用いるキー連結黒鉛要素は非線形振動挙動を有する。この振動挙動を把握するために、キー/キー溝構造試験体を用いた振動試験を実施した。試験結果に基づき、解析コードを開発した。主な結論を以下に示す。(1)キー溝部の応力分布は、動的あるいは静的負荷状態かにほとんど依存しない。(2)キー/キー溝構造のバネ剛性は、接触挙動に起因する非線形特性を示す。(3)キー/キー溝構造に非線形バネ剛性を用いた解析コードにより、キー連結黒鉛要素の振動特性を再現できる。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244g}$$Am反応の実効断面積及び$$^{244g}$$Amの$$gamma$$線放出率

中村 詔司; 太田 雅之; 原田 秀郎; 白井 理*; 山名 元*

no journal, , 

$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244g}$$Am反応における実効断面積の測定を行った。併せて、$$^{244g}$$Amからの$$gamma$$線放出率を高い精度で求めた。さらに、今回得られた結果から$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244m}$$Am反応断面積を見積もった。

口頭

Np-237の熱中性子捕獲断面積とPa-233及びNp-238の$$gamma$$線放出率の測定

原田 秀郎; 中村 詔司; 太田 雅之; 白井 理*; 山名 元*

no journal, , 

Pa-233及びNp-238の$$gamma$$線放出率を測定し、従来の$$gamma$$線分光法で求めたNp-237の熱中性子捕獲断面積に補正を加えるとともに、独立にアルファ線分光法によりNp-237の実効熱中性子捕獲断面積を測定した。

口頭

多重$$gamma$$線放射化分析による模擬たたら製鉄試料中のAsとSbの定量

伊下 信也*; 平井 昭司*; 岡田 往子*; 鈴木 章悟*; 木村 敦; 大島 真澄

no journal, , 

日本独自の製鉄法として知られるたたら製鉄の発祥や発展については、未だに解明されていない点がある。たたら製鉄試料中のAsとSbの濃度を定量分析することで、原料の産地推定が可能であり、このような科学分析がたたら製鉄に関する謎を解く糸口になると考えられる。たたら製鉄関連試料中のAsとSbは、ppmもしくはsub-ppmオーダーと低レベルである点、主成分元素や不純物元素の放射化により発生する妨害$$gamma$$線の影響により、検出器1台で行われる通常の機器中性子放射化分析(INAA)では、定量できない場合があった。そこで、本研究ではINAAよりも高感度分析が可能である多重$$gamma$$線放射化分析(NAAMG)により模擬たたら製鉄試料(鉄塊,鉄滓,砂鉄)中のAsとSbの定量を行った。測定の結果、Asでは定量下限値0.1ppmオーダー、Sbは、0.001ppmオーダーで分析が可能であることがわかり、INAAでは定量できなかった試料についても定量できた。現代鉄鋼と比べ、模擬たたら製鉄試料中の不純物は高レベルであり妨害$$gamma$$線強度が大きい条件にもかかわらず、鉄や鉄滓中の低レベルのAsとSbの定量ができたことにより、NAAMGの有用性が示された。

口頭

$$^{134}$$Cs等が放出するカスケード$$gamma$$線のサム効果補正法の開発,2; 円柱状体積試料のサム効果補正計算法

山田 隆志*; 阿部 敬朗*; 浅井 雅人; 米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 平井 昭司*

no journal, , 

放射能測定で一般的に使用されているカスケード$$gamma$$線に対するサム効果補正法は、試料全体の平均の検出効率を使用して補正係数を計算する。この方法は厳密ではないものの十分に実用的であるとされてきたが、最近の国際共同試験の結果により若干の補正不足が認識されるに至った。この問題を解決するため、本研究では円柱状試料を面線源に分割し、各面分に対してサム補正を施した後に積分する方法を開発し、補正不足を解決した。

口頭

$$^{134}$$Cs等が放出するカスケード$$gamma$$線のサム効果補正法の開発,1; 日本分析化学会放射能標準物質作製委員会の共同実験

米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 高橋 孝紀*; 青野 辰雄*; 前田 智史; 阿部 敬朗*; 荒川 史博*; 木方 展治*; 秋山 正和*; 松村 勇*; et al.

no journal, , 

日本分析化学会(JSAC)が主催した玄米認証標準物質及び魚類認証標準物質の国際共同比較試験(IICE)の結果、我が国の試験所の共同分析結果から決められた$$^{134}$$Csの認証値は、効率曲線法におけるサム効果の補正不足によってIICEの平均値より2%$$sim$$4%低いことが分かった。現在、我が国の多くの試験所では$$^{134}$$Cs等からのカスケード$$gamma$$線のサム効果補正には、Gamma StudioとGamma Explorerの2種類の$$gamma$$線スペクトル解析プログラムが使われている。JSACの放射能標準物質作製委員会は、これらのプログラムによるサム効果補正を検証するため、$$^{134}$$Csの標準線源を利用した共同実験を実施した。

口頭

Dynamics of radiocaesium in forests deposited by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident; Long-term monitoring and modelling approaches

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

no journal, , 

森林でのCs-137の過去から将来にわたる動態を評価するためにモデリングアプローチを適用した。構造,プロセス,パラメータ,数値アプローチの異なる6つのモデルがモデル相互比較に参加し、予測と不確実性について分析した。適切なキャリブレーション後のモデル相互比較により、フォールアウト後初期に対して、モデルは実測データを信頼ある範囲で再現することが確認された。一方、50年後の長期予測では大きな相違が示された。本モデル相互比較は、将来予測のためのモデルを改善するために、様々な森林タイプに対して10年オーダーのデータ、および総合的で長期のデータを用いた検証の繰り返しが重要であることを示した。

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