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論文

Superconducting MgB$$_2$$ thin film detector for neutrons

石田 武和*; 西川 正利*; 藤田 賢文*; 岡安 悟; 片桐 政樹*; 佐藤 和郎*; 四谷 任*; 島影 久志*; 三木 茂人*; Wang, Z.*; et al.

Journal of Low Temperature Physics, 151(3-4), p.1074 - 1079, 2008/05

 被引用回数:36 パーセンタイル:79.96(Physics, Applied)

本論文では、ボロン同位体(質量数10)を増量した超伝導MgB$$_2$$中性子検出器は比較的高い温度で操作可能であることを示す。基本動作原理は、ボロン同位体が中性子をよく吸収し、核反応を起こすことで、超伝導転移近傍で大きな電気抵抗変化が瞬間的に起こることであり、実験用の原子炉から射出される冷中性子が高感度で検出可能となる。出力となる発生電位差については、デジタルオシロスコープを用いて低ノイズの増幅装置を用いることで十分に検出可能であることが分かった。また、詳細な上記核反応により起こる超伝導非平衡ダイナミクスについては、時間依存のギンツブルク・ランダウ方程式のシミュレーションをスーパーコンピュータ上で実施することにより追跡可能であり、観測事実とよく符号することが分かっている。

論文

Study of stellar reactions in explosive hydrogen burning with CRIB

久保野 茂*; 寺西 高*; 野谷 将広*; 山口 英斉*; 齋藤 明登*; He, J. J.*; 若林 泰生*; 藤川 尚志*; Amadio, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Nuclear Physics A, 758, p.733 - 736, 2005/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Nuclear)

CRIBからの短寿命核ビーム$$^{17}F$$を用いて陽子非弾性散乱を測定した。これにより爆発的水素燃焼過程を理解するうえで重要な$$^{14}O(alpha,p)^{17}F$$における共鳴状態の核物理パラメタを求めた。$$^{23}Mg$$ビームによる非弾性散乱実験の結果も合わせて報告する。

報告書

走行式放射線モニタの高度化に関する研究

石川 久; 根本 典雄; 井崎 賢二; 小林 博英; 谷澤 輝明*; 金澤 吉人*

JNC TN8400 2004-008, 124 Pages, 2004/05

JNC-TN8400-2004-008.pdf:58.81MB

安全研究年次計画「走行式放射線モニタの高度化に関する研究」に基づき放射線モニタリング機能の強化を目的とした走行式放射線モニタの高度化として台車、データ伝送システムの設計、ハンドリング機能の調査及びモニタリング用機器の災害環境下を想定した耐久性試験を実施したので、その結果について報告する。走行式放射線モニタの基本性能としては、小型・軽量化を念頭に施設内での平面走行、不整地面走行、階段昇降、扉の開閉等が可能な機能を有すること、操作方式は搭載したカメラによるPHS回線又はSS無線による遠隔操作とした。また、現場の災害状況をモニタリングできる機能として、計測機器($$alpha$$線計測、$$gamma$$線計測、中性子線計測を中心とした放射線計測機器)をモジュール化して搭載する設計とした。搭載機器の耐久性試験では、臨界事故や火災・爆発事故等を想定した環境下での放射線状況等のモニタリングとして、走行式放射線モニタ搭載予定機器等の耐熱、耐湿度、耐放射線、耐エアロゾル(煙)試験を実施し、想定環境下での機器の健全性確認を行った耐久性試験では、耐熱試験の温度を0$$^{circ}C$$$$sim$$60$$^{circ}C$$、耐湿度試験の湿度を60$$sim$$90%とした。放射線試験では、1GyのX線照射の耐久試験及び中性子線、X線、$$gamma$$線による特性試験を行った。耐エアロゾル試験では、ベントナイト(中位径2$$mu$$m)を用い、濃度40g/m3で耐久性試験を実施した。以上、試験の結果、半導体検出器を除く全ての機器が上記の条件下で正常に作動することを確認した。

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

クラウド型DIS(Direct Ion Storage)個人線量計による個人被ばく管理の検討

山崎 巧; 高田 千恵; 中川 貴博; 石川 久

no journal, , 

再処理施設やMOX燃料施設を擁する原子力機構核燃料サイクル研究所では従業員の被ばく管理に$$beta$$$$gamma$$・中性子線に対応した熱ルミネセンス線量計(以下「TLD線量計」という。)を用いている。東京電力福島原子力発電所事故の復旧支援活動等に従事する職員についても同様の線量計で被ばく管理を行ってきたが、サイト外ではCsからの$$gamma$$線管理が主体となることからTLD線量計と比べ、より管理と測定が簡易なクラウド型のDIS(Direct Ion Storage)個人線量計(以下「DIS線量計」という。)の運用検討のための性能試験を行った。

口頭

東海再処理施設分析所作業者の内部被ばく特殊モニタリング

高田 千恵; 中川 貴博; 山崎 巧; 石川 久; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成24年9月、東海再処理施設の分析所において、非管理区域に設置された排水配管の肉厚検査を実施した作業者の作業衣からプルトニウム等による汚染が検出された(本事象は国等へ法令違反事象として報告済み)。これを受けて実施した内部被ばく特殊モニタリングの結果、作業衣に汚染の発見された作業者には微量の放射性物質の摂取が確認されたが、同室作業者については摂取はないと判断した。本発表ではこのモニタリングの詳細及び線量評価結果等について報告する。

口頭

NaI(Tl)サーベイメータの校正における$$gamma$$線の室内散乱による影響の評価

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 石川 久

no journal, , 

福島での原子力発電所事故以降、簡易で廉価な$$gamma$$線の線量当量率サーベイメータの需要が高まっている。NaI(Tl)シンチレータはエネルギー依存性をもつため、正確な測定にはエネルギー補償回路が必要となるが、廉価な測定器では補償回路を備えていないものも少なくない。本試験では、NaIサーベイメータの校正における散乱線寄与の基礎的データを取得するとともに、エネルギー補償回路の有無による室内散乱の影響の違いを明らかにする。エネルギー補償後の指示値に対する散乱線寄与率は線源高さに強く依存する。線源が床から近い場合、寄与率は距離に比例して増加した。距離の増加とともに直接線に対する散乱線の相対割合が増加するためである。線源を床から十分に離すと入射散乱線が少なくなるため距離に対する寄与率の変化は著しく緩やかになり、散乱線の影響を抑えることができる。一方、エネルギー補償前の信号の場合、距離に比例して寄与率は著しく増加した。低エネルギーほどNaIシンチレータの感度が高く、散乱線の影響を大きく受けるためである。エネルギー補償回路を持たない測定器を校正する場合は、室内散乱の影響に留意する必要がある。

口頭

$$gamma$$線サーベイメータの校正に及ぼす室内散乱の影響について

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 石川 久

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、経験的に室内散乱線が少ないとされており、定量的な評価はされてこなかった。昨今、エネルギー依存性を補正しない測定器が散見され、これらの測定器を校正する場合、低エネルギーの室内散乱線の影響を受けると予想される。本研究では、校正施設の室内散乱線を定量・評価し、エネルギー補正の有無による室内散乱の影響の現れ方の違いを明らかにする。非コリメート線源を用いて放射線測定器を校正する場合、ISOは散乱線寄与率を5%未満にするよう規定している。一般的な測定器を模擬した条件(NaI(Tl)検出器、エネルギー補償後信号)で、線源高さ3.43m, $$^{137}$$Csで照射すると、線源検出器間距離が0.25-1.5mの範囲で寄与率は5%以内に抑えられる。簡易測定器の模擬条件(NaI(Tl)及びCsI(Tl)で検出、エネルギー補償前信号)、$$^{137}$$Cs線源で照射したとき、散乱線が抑制される条件(線源高さ3.43m)で照射しても、線源検出器間距離1.5mでの寄与率は22%と著しく増加した。散乱線が十分に抑制される校正場でも、エネルギー補正機能を備えない測定器の場合は、校正結果に対して室内散乱が無視できない影響を及ぼすことに留意すべきである。

口頭

原子力災害に適応する全身カウンタの管理の在り方に係る考察

滝本 美咲; 高田 千恵; 中川 貴博; 山崎 巧; 石川 久; 百瀬 琢麿

no journal, , 

全身カウンタ(WBC)は、原子力施設の立地地域等に多数配備されている。しかし、実際の原子力災害時においては複数核種が測定対象となること、バックグラウンドの変動や装置本体・被検者の表面汚染が測定精度に大きく影響すること等を十分考慮した備えを行っている所有者は多くない。本発表では、我々が行った福島第一原子力発電所従業者や福島県民対象のWBC測定及びWBC所有者からの相談対応の経験をもとに、災害時に使用するWBCを所有者が備えておくべき事項及び災害対応時に留意すべき事項等について考察した結果を紹介する。

口頭

MOX燃料施設における眼の水晶体の線量測定の現状と課題

山崎 巧; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 石川 久

no journal, , 

原子力機構のMOX燃料施設では、$$^{241}$$Amから放出される$$gamma$$線(60keV)からの外部被ばくが主となる。そこで、グローブボックス作業等に従事する作業者は、エプロン型の防護衣(鉛エプロン)を着用している。これら作業者の体幹部の被ばくには、鉛エプロンで覆われた胸腹部とそれ以外の部位とで線量に差が生じる(不均等被ばくとなる)ため、鉛エプロン内側の胸腹部の線量計とは別に鉛エプロン外側の頚部にも線量計を着用している。2011年4月、ICRPが発表した眼の水晶体の等価線量限度の引き下げ(5年間平均で年間20mSv、単年度最大で50mSvに変更)を受け、線量測定の現状と課題を整理した。

口頭

$$beta$$線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,2; TLDによる測定

山崎 巧; 滝本 美咲; 菅 巧; 星 勝也; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久

no journal, , 

原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、$$^{90}$$Sr-$$^{90}$$Y $$beta$$線による眼の水晶体の等価線量を評価する場合、作業者の胸腹部等に着用した個人線量計から算出した70$$mu$$m線量当量を実験的に決定した係数を用いて3mm線量当量に換算する。ただし、作業者が呼吸保護の目的で着用した防護具(全面マスク)による遮へい効果は考慮されていない。したがって、水晶体の等価線量は現在過大評価されていると考えられる。そこで、小形のTLD線量計と頭部ファントムを用いる実験により、現在使用している防護具についての$$beta$$線遮へい効果を調べた。さらに、TMI事故の復旧作業中に実施された水晶体の防護対策(全面マスク+防護メガネの併用)による防護効果についても同様に調べた。

口頭

$$beta$$線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,1; サーベイメータによる測定

滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久

no journal, , 

原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて$$beta$$線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70$$mu$$m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、$$^{90}$$Sr-$$^{90}$$Y$$beta$$線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の$$beta$$線遮へい効果を実験的に検証する。

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