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Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 2; Validation of reference radiocesium concentration for recycling materials

三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01



Development of a simultaneous evaluation method of radioactivity in soil and dose rate using CeBr$$_{3}$$ and SrI$$_{2}$$(Eu) scintillation detectors for environmental monitoring

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; Roettger, A.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.81 - 85, 2019/01

The simultaneous evaluation of dose rate and radioactivity using newly developed scintillation detectors, i.e. CeBr$$_{3}$$ and SrI$$_{2}$$(Eu) was investigated for environmental radiation measurement in emergency situation. Energy dependence and linearity tests of both detectors were conducted in a low background laboratory operated by the German metrological institute and found to be applicable to environmental monitoring purposes. As a result of environmental $$gamma$$ ray measurements in normal condition, evaluated air kerma rate and radioactivity in/on soil for $$^{137}$$Cs, $$^{134}$$Cs and $$^{40}$$K seemed consistent. Results also support that methods developed in the study are reliable and applicable to the environmental radiation measurement.


Comparison of the Fukushima radioactive mapping by two different aerial radiation monitoring systems

Kim, B.-J.*; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.130 - 133, 2019/01

A radiation monitoring system using unmanned aerial vehicles (UAVs) was developed for post-nuclear accidents by the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS). JAEA has been conducted radiation monitoring in the Fukushima area and undertaking research and development of related technology. Considering future large-scale disasters, it is important that measurement methods using UAVs are unified between the neighbor countries. JAEA and KINS attempted technical collaborations to compare results obtained from different methods. In 2015, measurements were carried out around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Corrections to convert the coefficients from detectors in air to the radiation dose or radioactivity concentration on the surface were carried out in areas previously surveyed as flat and relatively evenly contaminated. Explorations of contamination mapping were conducted in river basins, with contaminants appearing in different water and soil contours, which were expected to make intuitive comparisons easier for multiple mappings. We used a Japanese unmanned helicopter, which is used for agricultural applications such as the spraying of pesticides. The measurement system of JAEA and KINS was installed and the same route was flown once in each case.


Study of the screening survey using an ambient dose equivalent rate survey meter in criticality accidentsy

星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01

When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the $$gamma$$ dose rate mainly from $$^{24}$$Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a $$^{252}$$Cf neutron source. The radioactivity concentration of $$^{24}$$Na produced in the phantom was determined by means of both $$gamma$$-ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ (ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.


Development of analysis method for airborne radiation monitoring using the inverse problem solutions

佐々木 美雪; 石崎 梓; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.63 - 67, 2019/01

福島第一原子力発電所の事故(FDNPS)以来、無人ヘリ等の無人機がFDNPS周辺の空中放射計測に使用されている。従来の解析手法では、UAVの下の地形は平面(平面源モデル)であり線量が一定であり、高度と計数率の関係は指数関数的な相関関係にあることを前提に地上1mに換算する。したがって従来の方法では、山間部や線量率が不均一な場所での測定は地上値と値を一致させることが困難である。本研究では、陽電子放射断層撮影(PET)などの画像再構成に使用されるML-EM(Maximum Likelihood-Expectation Maximization)法を上空からの環境中放射線測定への適用を試みた。


Proposal of framework for decision making of additional monitoring of eye lens dose for radiation workers

古渡 意彦; 吉富 寛; 大石 哲也; 吉澤 道夫

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.86 - 90, 2019/01

This work presents a framework of decision-making for additional monitoring of eye lens dose for radiation workers in reflect to the reduction of the annual dose limit of the eye lens dose. Based on a quantitative scheme to systematically estimate (non-) homogeneity of exposure, the proposed "homogeneity index (HI)" is introduced as a criterion of condition branching for decision making of additional monitoring of eye lens dose.


Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 1; Estimation of reference radiocesium concentration for recycling materials

島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.203 - 207, 2019/01



Dataset of TLD badge response and hair activation for criticality accident neutron dosimetry

辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01

Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.


Measurement of activation cross sections of aluminum for protons with energies between 0.4 GeV and 3.0 GeV at J-PARC

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.171 - 174, 2019/01

核破砕中性子源や核変換システムの核設計の精度向上のためには高精度な核反応断面積が必要となり、コスト削減やより精度の高い遮蔽設計のためには放射化断面積の精度向上が必要とされる。放射化断面積は、これまでに既存施設において測定されてきたものの実験データにおいてバラつきが大きく必ずしも十分な精度でない。特にJ-PARCの核破砕中性子源で用いられている3GeV陽子のデータはほとんどないため、ターゲット構造材の更なる安全性向上のために実験データが必要となる。そこで我々は、J-PARCの加速器施設を用いてターゲット構造材や窓材に使用される核種の測定するためにタングステン、金、インジウム、及びベリリウムの放射化断面積を0.4, 1.3, 2,2及び3GeVの陽子に対し測定した。また試料固定用に設置したアルミニウムの放射化断面積を測定することにより実験の妥当性を検証した。測定で得た実験データを評価済み核データ(JENDL-HE 2007)、及び核内カスケードモデル計算と比較検討した。この結果、アルミニウムの実験結果は、JENDL-HE 2007は実験と比較的よい一致を示すことがわかった。一方、PHITSの核内カスケードモデルによる計算は、実験を約40%程度過小評価することがわかった。この過小評価の原因はPHITSに含まれる蒸発過程モデル(GEM)に問題があることが考えられ、GEMの改良により実験結果を再現できることが分かった。アルミニウム以外の核種は現在解析中であるが、PHITSコードによる計算結果は実験値を再現するものとしないものとあり体系的に比較する必要がある。


AMPX MG library of JENDL-4.0

今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.117 - 121, 2019/01

SCALE6.2.1は2016年に公開され、世界中で使われている。SCALE6.2.1にはENDF/B-VII.0とENDF/B-VII.1の新しいAMPXフォーマットファイル(AMPX MGライブラリ)とAMPX MGライブラリを作るためのAMPX-6コードが入っている。そこで、JENDL-4.0の普及を目指し、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリを作成した。また、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリの検証のため、中心に20MeVの中性子源のある半径1mの鉄あるいは他の物質の球内の中性子、$$gamma$$線スペクトルをANISNコードで計算した。その結果、JENDL-4.0のAMPX MGライブラリ作成には問題がないことが確認された。ただし、遮蔽計算においてAMPX MGライブラリを用いた自己遮蔽補正は依然不適切であることに注意する必要がある。


Characteristics of commercially available CdZnTe detector as gamma-ray spectrometer under severe nuclear accident

谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01



Comparison of airborne and ground-based tools used for radiation measurement in the environment

越智 康太郎; 佐々木 美雪; 石田 睦司*; 眞田 幸尚

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.103 - 107, 2019/01



Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01



A Method for the prediction of the dose rate distribution in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。


ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.


Mutual separation of trivalent lanthanide and actinides by hydrophilic and lipophilic multidentate diamides

佐々木 祐二; 森田 圭介

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.27 - 32, 2018/12



Chemical state analysis of simulated corium debris by EXAFS

岡本 芳浩; 高野 公秀

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.200 - 203, 2018/11



An Experimental investigation for atmospheric effects on Cs chemisorption onto stainless steel

中島 邦久; 鈴木 恵理子; 宮原 直哉; 逢坂 正彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.168 - 170, 2018/11



Dissolution and chemical analysis of Zr-based lanthanide nitrides

林 博和; 千葉 力也*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.196 - 199, 2018/11



Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

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