Model design of a compact delayed gamma-ray moderator system using Cf for safeguards verification measurements

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.01.002

Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate 2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a Cf source that results in cm passing through the sample space with 70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in 20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq Cf source is required.

Temperature dependence of the transmission loss in KU-1 and KS-4V quartz glasses for the ITER diagnostic window

西谷 健夫; 杉江 達夫; 森下 憲雄; 横尾 典子*

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.871 - 874, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.183

ITERの分光計測用の窓材としては2種類のロシア製溶融石英、KU-1とKS-4Vが候補になっている。KU-1はOH基を約800ppm添加することにより耐放射線性を高めており、逆にKS-4Vは不純物を極力少なくすることにより耐放射線性を高めている。ITERにおける窓の取付け位置の線量は数MGyであり、そのような線量領域の照射効果の温度依存性のデータはほとんどなかった。そこで、原研高崎研究所のCo-60線照射施設を用い、KU-1とKS-4Vの透過率変化を室温,100,200,300Cの4点において、10MGyの線量まで測定した。試料寸法は16mm8mmである。1902500nmの波長域で測定したが、400nm以上では有意な変化は見られなかった。KS-4Vでは100C以上においてほとんど温度依存性がみられないが、215nmにおいても70%近い透過率を保っている。これに対し、KU-1では温度依存性が大きく、高温ほど透過損失が小さいが、室温200Cでは215nmにおいて1%以下に減衰している。以上のことからITERの分光計測用窓材としてはKS-4Vが優れており、100C程度で加熱して使用すれば、さらに透過損失の増加を抑制できることがわかった。

On the radiation-induced polyaddition of bisperfluoroisopropenyl terephthalate with 1,4-dioxane

榎本 一之*; 成田 正*; 前川 康成; 吉田 勝; 浜名 浩*

Journal of Fluorine Chemistry, 125(7), p.1153 - 1158, 2004/07

https://doi.org/10.1016/j.jfluchem.2004.03.003

線照射下、Bis(-trifluoromethyl-,-difluorovinyl)terephthalate(BFP)と1,4-Dioxane(DOX)とのラジカル重付加は、過酸化物開始で得られたポリマーよりも高分子量のポリマーを与えた。本論文では、BFPとDOXとの放射線重付加に関するモノマー組成比と照射線量の分子量に与える影響について詳細な検討を行った。BFPの反応率は、照射線量の増加に伴い増加し、BFPが定量的に消費されるのに必要とした照射線量は、BFPに対してDOX量が8倍モルで2000kGy、16倍モルで1500kGy、32倍モルで750kGyであった。本重付加は、照射線量の増加に伴い(すなわち、BFPの転化率が高いほど)ポリマーの分子量が増加していることから、逐次重合で進行していることが示唆された。モノマーの組成比と照射線量により、ポリマーの分子量を調節できることがわかった。一方、重合反応後期、ポリマーの分子量分布に著しい増加が観測された。DOX量が8倍モルで3000kGy照射すると、複分散で重量平均分子量が23600のポリマーを与えた。このことは、線架橋と主鎖切断によるポリマー間の架橋反応が進行したと考えられる。上記検討により、本重付加の反応機構を提案した。

Studies on two types of built-in inhomogeneities for polymer gels; Frozen segmental concentration fluctuations and spatial distribution of cross-links

則末 智久*; 貴田 祐介*; 増井 直樹*; Tran-Cong-Miyata, Q.*; 前川 康成; 吉田 勝; 柴山 充弘*

Macromolecules, 36(16), p.6202 - 6212, 2003/08

https://doi.org/10.1021/ma030067h

インテリジェント材料として注目されている温度応答性を示すpoly(N-isopropylacrylamide)ゲルの架橋構造と収縮速度との関係を調べた。架橋剤を用いたモノマー重合法及び線を用いたポリマー架橋法により、架橋構造の異なる2種類のポリマーゲルを作製した。モノマー重合法で作製したゲルの収縮速度はポリマー架橋法で作製したものとほとんど同じだった。ところが、小角中性子散乱法や動的/静的光散乱法より、それらのミクロ構造は全く異なることがわかった。これらの検討より、モノマー重合法で得られたゲルは、ポリマー架橋法で得られたゲルの持つ凍結濃度ゆらぎに起因する不均一性に加えて、ゲル化過程で生じる架橋点の空間分布に起因するもう一つの不均一性を有することがわかった。

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

An Experimental study on radiation streaming through a labyrinth in a proton accelerator facility of intermediate energy region

田中 進; 中島 宏; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 田中 俊一; 中村 尚司*; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.

Health Physics, 81(4), p.406 - 418, 2001/10

https://doi.org/10.1097/00004032-200110000-00005

日本原子力研究所高崎研究所イオン照射研究施設において、68MeVの陽子で銅ターゲットを照射している照射室及び長さ29mの3脚迷路内の漏洩放射線測定実験を行った。実験では、中性子及び線のエネルギースペクトル並びに線量当量率、中性子反応率を各種検出器及び線量計で測定した。中間エネルギー領域の陽子加速器施設の設計において、測定値は、照射室内の熱中性子束及び迷路内漏洩熱中性子の評価に経験式が応用可能であることを示した。測定データは、中性子捕獲反応による生成2次線が支配的となっている迷路内の線線量当量率の評価が必須であることを示唆している。

External doses in the environment from the Tokai-mura criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 吉澤 道夫; 津田 修一

Radiation Protection Dosimetry, 93(3), p.207 - 214, 2001/00

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006431

JCO臨界事故における事故現場周辺の主たる放射線被ばくは、ウラン溶液が注がれた沈殿槽内の核分裂反応で発生した中性子及び線によってもたらされた。そこで、周辺住民の線量を評価するために、JCO敷地内外におけるモニタリングデータ及び放射線輸送シミュレーション手法を用いて、周辺環境における中性子及び線の線量当量を評価した。事故発生から終息までの期間における時刻及び距離ごとの積算線量を算出した。その結果、避難要請が行われた350m圏以遠の住民等の線量は、1mSv以下と推定された。本評価値は、家屋の遮蔽性能及び行動調査とあわせて、各個人の線量を推定するための基礎データとなった。

Enhanced decomposition of dichloromethane in air by multi-pass electron beam irradiation

Wahyuni, S.*; 廣田 耕一; 箱田 照幸; 新井 英彦; 橋本 昭司; 川本 二三男*; 椋木 康雄*

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 73(8), p.1939 - 1943, 2000/08

https://doi.org/10.1246/bcsj.73.1939

塩化メチレンは、各種産業で使用され、かなりの分が最終的に大気へ放出され、大気汚染源の一つとなっている。従来、活性炭で処理されているが、コストが高いなどの問題がある。本研究では、塩化メチレンを100ppm前後含むモデル空気試料を調製し500ml容量のガラス照射容器に採取し、バッチ式で電子ビーム照射を行い、その分解挙動を調べた。その結果、1パス照射では分解率は線量を増しても65%位で飽和するが、低い線量率で間欠的に多重パス照射する方法によれば32kGyで100%近い分解率が得られることを見いだした。また、水を4ml添加して照射すると、1パス照射でも100%近い分解率が得られることを見いだした。本研究では、電子ビーム照射による塩化メチレンの分解及び上記多重照射効果並びに水添加効果のメカニズムも明らかにした。

放射線加工レベル大線量校正用Co線照射施設の特性評価

橘 宏行; 小嶋 拓治; 羽田 徳之; 金子 広久; 四本 圭一; 田中 隆一

Radioisotopes, 48(4), p.247 - 256, 1999/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.48.247

原研では、放射線加工レベルの大吸収線量校正用Co線照射施設を独自に設計・製作した。そして、その特性及び線量測定に関する性能を全体にわたり調べることにより、原研における線量値にかかわる不確かさを評価した。線量計校正装置は、線量率5~200Gy/h及び400Gy/h~20kGy/hの異なる線量率範囲を与える二つの線源、線量計固定用ステージ、正確な照射線量率測定用平行平板型電離箱、及び特定の照射条件下における線量計校正に用いるために付属した温度・湿度制御照射容器によって構成した。本装置は、一般的な運転時間(8h)内で0.5Gy~160kGyの線量範囲の既知線量を、不確かさ2.2%(95%信頼度相当)で被校正線量計に与えるために十分な照射場の特性及び線量測定の性能を持っている。また、原研で校正したアラニン線量計を用いたトランスファー線量測定により、不確かさ3.4%(95%信頼度相当)で線量を評価することが可能である。

研究炉利用における研究成果集; 平成9年度

豊田 政幸*; 小山 芳己

JAERI-Review 99-007, 528 Pages, 1999/03

JAERI-Review-99-007.pdf:29.12MB

平成9年度における研究炉での実験利用、照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。