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論文

Space radiation dosimetry to evaluate the effect of polyethylene shielding in the Russian segment of the International Space Station

永松 愛子*; Casolino, M.*; Larsson, O.*; 伊藤 毅*; 安田 仲宏*; 北城 圭一*; 島田 健*; 武田 和雄*; 津田 修一; 佐藤 達彦

Physics Procedia, 80, p.25 - 35, 2015/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:88.33

宇宙航空研究開発機構(JAXA)では国際宇宙ステーション(ISS)のロシアセグメントにおいて、個人線量計の遮へい材料の影響について検討するALTCRISS計画を進めている。JAXAの受動積算型宇宙放射線計測システム(PADLES)は、固体飛跡検出器CR-39とTLD線量計から構成される。ALTCRISS計画において、個人被ばく線量を正確に測定することを目的として固体飛跡検出器の材料であるCR-39と、旧日本原子力研究所で開発された人体軟組織等価材料(NAN-JAERI)をPADLESに装着した。PADLESをポリエチレン材に装着している、また装着していない条件で得た線量値について、2つの組織等価材(CR-39、NAN-JAERI)を装着した条件での線量値と比較した。今回は、ISSのALTCRISS計画で、2005年から2007年の間に実施したフェーズ1からフェーズ4における測定結果について報告する。

論文

Properties of TNF-1 track etch detector

小倉 紘一*; 浅野 雅春; 安田 仲宏*; 吉田 勝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 185(1-4), p.222 - 227, 2001/12

 被引用回数:28 パーセンタイル:87.81(Instruments & Instrumentation)

放射線感受性の高い素材の開発を進めているが、ジエチレングリコール・ビス・アリルカーボネート(CR-39)に感温材料で知られているN-イソプロピルアクリルアミド(NIPAAm)を少量添加した共重合体(TNF-1)がLETで10keV/$$mu$$mの粒子を検出できることがわかった。また、このTNF-1は27MeVのプロトンも検出できた。このようなTNF-1はCR-39/NIPAAm(99/1)中に0.01%の酸化防止剤(ナウガード)を添加し、70$$^{circ}C$$で24h反応させて作製した。得られたTNF-1は透明な1mm厚さのプラスチック板であった。この論文では、このTNF-1を用いて宇宙線測定,中性子測定そして重粒子線による癌治療時のモニタリングなどのドシメトリーについて検討し、従来素材のCR-39(TD-1)と比較した。

口頭

CR-39飛跡検出器を用いた中間エネルギー重イオンの入射核電荷交換断面積の精密測定

千葉 敏; 太田 周也*; 安田 仲宏*; Sihver, L.*; 小平 聡*; 井手口 悠介*; 長谷部 信行*

no journal, , 

本研究は、宇宙線の起源解明のために有益な情報である、宇宙線起源の元素組成の解明を目標としていている。宇宙線(陽子から鉄など重イオン含め)は発生してから、地球に到達するまでに、星間水素と核反応を起こして、さまざまな二次核を生成しており、地球近傍で観測した宇宙線の元素組成に混じっている。このため、宇宙線重イオンと水素の反応断面積(入射核電荷交換断面積)を正確に測定し、二次核の量を差し引けば、宇宙線起源由来の元素組成が求まる。本研究では、CR-39飛跡検出器を用いた高精度測定手法を開発し、数百$$sim$$千MeV/nのFeやMgビームとC, CH$$_{2}$$標的を用い、断面積測定を行った。

口頭

Precise measurements of projectile charge changing cross sections for intermediate energy heavy ions

太田 周也*; 安田 仲宏*; Sihver, L.*; 小平 聡*; 井手口 悠介*; 長谷部 信行*

no journal, , 

本研究は、宇宙線の起源解明のために有益な情報である、宇宙線起源の元素組成の解明を目標としている。宇宙線(陽子から鉄など重イオン含め)は発生してから、地球に到達するまでに、星間水素と核反応を起こして、さまざまな二次核を生成しており、地球近傍で観測した宇宙線の元素組成に混じっている。このため、宇宙線重イオンと水素の反応断面積(入射核電荷交換断面積)を正確に測定し、二次核の生成量を差し引けば、宇宙線起源由来の元素組成が求まる。本研究では、CR-39飛跡検出器を用いた高精度測定手法を開発し、100から1000MeV/nucleonのFeやMgビームと$$C$$,$$CH_2$$標的を用い、全断面積及び、各元素を生成する断面積(部分断面積)測定を行った。測定した断面積は、エネルギーの重複する範囲で過去の実験データと一致し、本測定方法の有効性が確認できた。また、300MeV/n以下では、本測定が初めてのデータとなったが、モデル計算から15%以上大きい値を示し、従来の断面積計算モデルの改良やさらなる実験データ取得の必要性を示すことができた。

口頭

Application of CR-39 plastic nuclear track detectors for quality assurance of MOX fuel pellet

小平 聡*; 安田 仲宏*; 細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 佐藤 光弘

no journal, , 

プルサーマルは原子力発電における使用済みウラン核燃料の再利用のための一つの方法として期待されている。4-9%程度にプルトニウムを濃縮した酸化プルトニウムと使用済みウラン燃料からの酸化ウランを混合したMOX燃料は、核分裂反応を利用することで放射線同位元素の半減期を短縮することができる。MOXペレット中のプルトニウム分散性・均一性は、品質管理上重要な測定項目である。プルトニウム濃度が局所的に高い領域はしばしばペレット内にPuスポットとして観測され、異常燃焼の要因となり得る。Puスポットの検出とその大きさや濃度の評価は、MOXペレットを用いた原子力発電における安全利用のための重要な品質評価項目である。我々はCR-39プラスチック飛跡検出器をMOXペレット内のPuスポットの測定に適用した。CR-39はペレット内に存在するPuからの$$alpha$$粒子を記録することができ、オートラジオグラフィのようにMOXペレットの断層を画像化することができる。Puが均一に分散した領域に比べて、Puスポットでは$$alpha$$粒子による飛跡が濃集するために、視覚的に「黒点」として観察される。我々は、CR-39に記録されたPuスポットをフィルタリングやクラスタリング等の画像処理アルゴリズムを用いて自動検出・抽出する測定システムを開発した。検出効率は、従来の人の目で測定した場合と比較してほぼ100%を達成しており、Puスポットの数や大きさ、ペレット上での位置に関する情報を得ることができる。本システムはMOXペレットの品質評価における強力なスクリーニングツールとして期待される。

口頭

Feasibility study for visualization of radioactive material distribution in Fukushima nuclear reactor based on OSL technology

Nanda, N.*; 宇佐美 博士; 森下 祐樹; 杉田 武志*; 鳥居 建男; 安田 仲宏*

no journal, , 

The accident in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants (FDNPP) on March 11, 2011 released large amounts of radionuclides into the atmosphere. There are still contaminated areas with considerable amounts of radioactive substances in Fukushima prefecture. Some of the most contaminated areas are the reactor buildings, and very large amounts of radionuclides (mainly $$^{137}$$Cs) have been detected from measurements inside the reactor buildings. Therefore, to execute decommissioning tasks in the reactor buildings, radiation distribution measurements inside the buildings are necessary. For the decommissioning and decontamination processes, it is necessary to know the radiation levels inside the reactor and other buildings. To measure and monitor gamma-ray radiation is therefore important. There have been several attempts to measure the radiation distributions inside the reactor buildings by using gamma-ray detectors with a wide Field of View, which can quantitatively visualize the Cs contamination. These active detectors can measure the radiation distribution rapidly to identify the locations of the radiation sources. However, with the large amounts of radionuclides still inside the reactor buildings, it is difficult to obtain information about local dose distributions. Gamma spectrometers or radiation area monitors are not always working. They are also easily broken, and not resilient to high dose radiation fields. In this research, an integral type gamma-ray imager based on Optically Stimulated Luminescence (OSL) technology are proposed. OSL has been used extensively for personal radiation dosimetry for many years. By combining it with a Pinhole camera principle, this passive detector is capable to visualize the position of radioactive substances. Therefore, to optimize the structural design and detection measurement system we are using the simulation code PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System) and then compare the calculated results with the experiments.

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