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飯村 秀紀; M
ller, P.*; 市川 隆敏*; 佐川 弘幸*; 岩本 昭*
JPS Conference Proceedings (Internet), 6, p.030102_1 - 030102_4, 2015/06
原子核荷電半径をFinite-Range Droplet Model (FRDM)を基にして計算した。計算結果を、実験データのある全ての核種(884核種)について比較した。その結果、多くの核種において、計算値は実験値よりも大きくなることが判明した。このずれを解消するために、原子核の周辺部の密度減少を決めるパラメータを小さくすることを行った。これにより不一致は改善されたが、パラメータを電子散乱の実験で許容される範囲を超えて小さくしなければならない欠点がある。また、軽い原子核については計算した核半径が実験値より大きく、逆に重い原子核については小さくなるという系統的なずれが残ることも分かった。FRDM以外に、波動関数による微視的計算も行い、実験と比較した。
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12
JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120
C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 佐川 民雄
JAEA-Conf 2008-010, p.325 - 332, 2008/12
反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定手法(BEI法)は、スタズビック社により開発された照射後試験技術である。当該技術は被覆管中に析出した水素化物の反射電子像を撮影し、得られた像中の水素化物の面積率を画像解析にて計測することにより水素濃度を算出する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度を測定するのに非常に適した水素濃度測定法である。燃料試験施設では、このBEI法の試料調製法と画像解析法に改良を加え、より精度の高い「改良BEI法」を開発した。前回のJoint Seminarで既報の未照射被覆管を用いた確認試験において、改良BEI法と高温抽出法それぞれによって得られた水素濃度は良好な一致を示し、改良BEI法の信頼性の高さを確認することができた。今回はこの改良BEI法を用いて、照射済被覆管の軸方向及び半径方向の水素濃度分布測定を行った。その結果、改良BEIは他の水素濃度測定手法と比較し、局所水素濃度をより詳細に分析できることが確認できた。
木名瀬 栄; 三枝 純; 佐川 宏幸*; 細田 正洋*
保健物理, 39(4), p.307 - 311, 2004/12
本報告は、2004年5月23日から28日にかけてスペインマドリッドで開催された第11回国際放射線防護学会(IRPA11)の印象記である。
O
の溶解特性佐野 浩行*; 藤澤 敏治*; 佐川 洋介*; 古川 智弘; 青砥 紀身
no journal, ,
Pb-Bi共晶合金(LBE)を冷却材として用いた炉システムにおける課題のひとつに、LBEによる冷却配管材料の腐食がある。これを防止するため、酸素分圧を制御し管内壁に酸化物層を形成させ、それを保護膜とすることが考えられている。この場合、鋼成分(Fe,Cr)の溶解が腐食を支配する。本研究では(Fe,Cr)OのLBE中における溶解特性を調査し、酸化物保護層が安定的に形成される条件を検討した。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月にICRPは、水晶体の組織等価線量に関する線量限度を現在の年間150mSvから大幅に下回る5年間平均が20mSv、単一年度に50mSvを超えないようにすべきとの声明を発表した。これに伴い、MOX燃料製造施設においても、現行の水晶体被ばく評価方法が妥当か検証する必要がある。そこで、同施設で不均等被ばくの可能性の高いグローブボックス(GB)周辺の
線及び中性子線の線量率分布測定を行った。その結果、線量率が高く不均等被ばくの可能性の高い場所(GBポート部やグレーチングなど)を特定することができた。今後、これらの場所で人体形状ファントムを用いた測定を行い、現行の頚部TLDによる評価の妥当性を検証していく。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
現在、眼の水晶体の線量限度には、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告(Publication 60)に基づき、等価線量として年150mSvという値が法律上定められている。2007年勧告(Publication 103)でも、限度として同じ数字が勧告されている。2011年4月21にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明に、水晶体の線量限度を変更(5年平均で年間20mSv、年最大で50mSv)と記載された。これに伴い、現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸頚部が高い被ばく線量を受ける可能性のある作業として、グローブボックス(GB)作業がある。本研究では、GB周囲に着目し、その周囲の詳細な線量分布の測定を行い、水晶体被ばくの可能性の高いポイントを抽出するとともに、水晶体及び体表面の線量分布評価が可能なシステムの構築を行った。
菅 巧; 森下 祐樹; 佐川 直貴; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月21日にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明で、水晶体の線量限度を5年平均で年間20mSv、年最大で50mSvを超えないように変更すべきと発表された。これに伴い、MOX燃料製造施設における現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。本研究では、MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸部が高い被ばく線量を受ける可能性のあるグローブボックス(GB)作業に着目し、人体形状ファントムとSi半導体検出器を用いて、現行のGB周囲での水晶体及び体表面線量分布の測定を行った。またこの結果から水晶体被ばく評価方法の妥当性を検証した。
