JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　31 件中 1件目～20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

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

https://doi.org/10.15669/pnst.6.134

福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。$$gamma$$線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、$$gamma$$線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる$$pm$$135$$^{circ}$$において感度低下は15%以下であり、200$$mu$$Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。

論文

Neutron capture cross section and capture $$gamma$$-ray spectra of $$^{138}$$Ba in the keV-neutron energy region

片渕 竜也*; 柳田 祥太郎*; 寺田 和司; 岩本 信之; 井頭 政之*

EPJ Web of Conferences, 93, p.02008_1 - 02008_2, 2015/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/20159302008
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.16(Physics, Multidisciplinary)

中性子魔法数をもつ$$^{138}$$Baの中性子捕獲断面積はバリウムの安定同位体においては最も小さいので、その断面積は宇宙での元素合成において非常に興味が持たれている。$$^{138}$$Baの捕獲反応において宇宙での元素合成に係るエネルギー範囲は分離共鳴領域に対応しているため、信頼できる断面積を得るためには測定が必要となる。本研究では東京工業大学において飛行時間法により15から100keV中性子エネルギー領域における$$^{138}$$Baの中性子捕獲断面積を測定した。入射中性子はパルス化陽子ビームによる$$^{7}$$Li(p,n)反応によって作られた。捕獲断面積は波高スペクトルから波高重み法により導出し、得られた結果を以前の測定データ及び評価済データと比較した。また、波高スペクトルをアンフォールディングすることにより捕獲$$gamma$$線スペクトルを導出し、その$$gamma$$線スペクトルの形状が中性子エネルギーに強く依存していることを明らかにした。

報告書

JENDL FP decay data file 2000

片倉 純一; 吉田 正*; 親松 和浩*; 橘 孝博*

JAERI 1343, 79 Pages, 2001/07

JAERI-1343.pdf:4.94MB

原子核工学分野での利用を目指してJENDL FP崩壊データファイル2000を開発した。このファイルはJENDL特殊目的データファイルの1つで、ENDF-6のフォーマットで編集されている。安定核142を含む1229の核種の崩壊形式,Q値,分岐比,$$beta$$線,$$gamma$$線及び$$alpha$$線の崩壊あたりの放出エネルギー及びスペクトルデータが収納されている。このファイルを用いた崩壊熱及び$$beta$$線や$$gamma$$線のスペクトル計算は、測定値と良い一致を示し、総和計算への適用性を確認した。

論文

Estimation of $$beta$$- and $$gamma$$-ray spectra for JENDL FP decay data file

片倉 純一; 吉田 正*; 親松 和浩*; 橘 孝博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.470 - 476, 2001/07

https://doi.org/10.3327/jnst.38.470
 被引用回数：5 パーセンタイル：38.97(Nuclear Science & Technology)

JENDL特殊目的データファイルの1つとしてJENDL FP崩壊データファイルを作成した。ファイルには1229種類のFP核種の崩壊データが収納されている。本論文は、このうち$$beta$$線及び$$gamma$$線のスペクトルについて述べたものである。FP核種の大半は半減期が短いなどにより信頼できるスペクトルの測定データが少ない。このため、理論計算により測定データを補い、すべての不安定なFP核種のスペクトルを推定し、JENDL FP崩壊データファイルに収納してある。スペクトルの収納にあたっては、崩壊熱計算に使用される平均崩壊エネルギーと矛盾のないようにしてある。この収納してあるスペクトルを用いて、核分裂後のFP核種による$$beta$$線及び$$gamma$$線スペクトルを計算し、それらの測定スペクトルとの比較を行った。この比較により、JENDL FP崩壊データファイルに収納されているスペクトルの有効性を確認した。

報告書

耐熱セラミックス複合材料の照射試験; 第1次予備照射試験(97M-13A)照射後試験中間報告

馬場 信一; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 石原 正博; 林 君夫; 斎藤 保; 相沢 静男; 斎藤 隆; 関野 甫

JAERI-Research 2001-028, 109 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-028.pdf:4.55MB

原研では、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた先端的基礎研究の課題の1つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構の研究」のため、材料試験炉(JMTR)を用いた予備照射試験を進めている。本報告は、このうちの最初のキャプセル(97M-13A)に装荷した試料について、これまでに行った照射後試験(PIE)の結果をまとめたものである。照射後試験は(1)寸法変化(2)熱膨張率(3)X線パラメータ(4)不純物放射能について測定した。黒鉛系及びSiC系複合材料の測定結果は、既存の文献データと同様の傾向を示した。SiC繊維強化及びSiC粒子分散強化複合材料については、モノリシック材料と同様に、温度モニター効果が観察された。

論文

Application of Multidimensional spectrum Analysis for analytical chemistry

初川 雄一; 早川 岳人; 藤 暢輔; 篠原 伸夫; 大島 真澄

CP495, Experimental Nuclear Physics in Europe, p.429 - 430, 1999/11

多重$$gamma$$線スペクトルは微少な$$gamma$$線を高感度で検出できるためこれを用いた研究は核物理、特に核構造研究において顕著な成果を収めてきた。本研究ではこれを分析化学、特に中性子放射化分析法に応用し、微量成分の検出を試み、多重$$gamma$$線スペクトルの分析化学への有用性を検証した。一般に地質学的資料は主要成分であるナトリウムやマンガンから生じる$$^{24}$$Naや$$^{56}$$Mnからの強い放射能のため微量成分の測定には化学分離などを行わなければならないが多重$$gamma$$線スペクトルの高い検出力を用いて非破壊検出を試みた。岩石標準試料はJRR-4で10分間照射され多重$$gamma$$線検出装置GEMINIによって$$gamma$$線測定が行われた。解析の結果岩石試料中の26元素の非破壊同時測定に成功した。特にBrは今までに検出されておらず初の検出に成功した。また検出された最小成分はEuの4ppbであった。

論文

Depth profiles of defects in C-ion-irradiated steel determined by a least-squares fit of S parameters from variable-energy positron annihilation

有賀 武夫; 高村 三郎; 広瀬 雅文*; 伊藤 康男*

Physical Review B, 46(22), p.14411 - 14418, 1992/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.46.14411
 被引用回数：6 パーセンタイル：39.36(Materials Science, Multidisciplinary)

イオン照射した試料の照射欠陥分布を求めるために、試料にエネルギー可変の低速の単色陽電子ビームを当て、消滅$$gamma$$線スペクトルの形状因子Sパラメータを陽電子エネルギーの関数として測定した。測定データと照射前の同パラメータの差が、照射欠陥の濃度分布及び熱化陽電子の振舞を記述する拡散方程式の解にフィットするように欠陥の濃度分布を求める方法を開発した。この方法を用いて250keVのCイオンを室温で照射した316ステンレス鋼中の欠陥濃度分布を求めた結果、欠陥は計算で予測された損傷分布の倍以上の深さまで分布し、分布のピークが予測された深さより表面側に寄っていることを確かめるとともに、損傷分布の予測計算と測定された欠陥分布の違いについて検討した。

論文

Analysis of bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2107 - 2111, 1992/05

ITER等の核融合次期装置の遮蔽設計で使用される安全係数の検証のために原研FNSの14MeV中性子源を利用して行われたバルク遮蔽実験の解析を行った。遮蔽体は厚さ1.12m直径1.20mの大型SUS16円柱である。解析には多群S$$_{N}$$コードDOT3.5とモンテカルロコードMCNPを使用し、核データセットにはJENDL-3から作成したものを使用した。解析の結果、しきい反応率と2MeV以上の中性子スペクトルでは両計算結果とも実験値との一致は良かった。keV領域の中性子スペクトル、$$^{235}$$Uの核分裂率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線核発熱の結果はすべて似た傾向を示し、MCNPの結果は遮蔽体深部(深さ0.91m)まで実験値と数10%以内で一致したが、DOT3.5の結果は深部にいくほど実験値に対して過小評価の傾向がみられ、深さ0.91mの点では実験値の1/2~1/3と大きく過小評価した。

論文

Experiment on induced activities and decay-heat in simulated D-T neutron fields; JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics

池田 裕二郎; 今野 力; 中村 知夫; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Technology, 19(3), p.1961 - 1966, 1991/05

核融合炉の設計では、DT燃焼に伴う構成材の放射化による被曝線量評価、崩壊熱評価が安全性の観点から重要である。本研究は、核融合環境を模擬した中性子場で一連の構成材の誘導放射能特性実験を行い、その実験解析から現状の計算コードの妥当性検証し精度確認を行うものである。実験では、主要構造材Fe、Ni、Crを含む16種類の材料を日米共同実験Phase-IIC体系中のスペクトルの異なる2つの場で30分および10時間照射し、照射後10分から数日における誘導放射能から放出される$$gamma$$線スペクトルを測定した。実験値は計算との比較のために、測定時間中に単位体積から放出した$$gamma$$線の数および崩壊熱に対応するエネルギー積分値として与えた。本稿では、実験解析に必要な実験条件を示すとともに、誤差評価を含め実験データの妥当性、整合性を詳しく述べる。また実験値の比較から得た各材料の放射化特性に言及する。

報告書

コンクリート廃材等区分管理用測定装置とその性能

間辺 巖; 川崎 克也; 南 賢太郎

JAERI-M 90-069, 46 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-069.pdf:1.57MB

原子炉解体時には多量の放射性固体廃棄物が発生し、これらの廃棄物をその放射能レベルに応じて合理的に処分する必要がある。本装置は中でも多くを占める極低レベル廃棄物の区分と確認を、$$gamma$$線スペクトル分析法により効率的に行う為に開発された。装置は廃棄物の走査機構、2台のGe半導体検出器と多重波高分析器、及び小型計算機システムからなり、3種類の容器に収容したコンクリート等の廃棄物の放射能を、核種別に自動測定する。本装置の諸性能の確認試験を行った。廃材等の密度と放射性物質が容器内に均一に分布する時、主な放射性核種に対する測定精度は$$pm$$10%以内である。$$^{60}$$Coに対する検出下限放射能濃度は200lドラム缶を用いた時、600秒の計測時間で7.5$$times$$10$$^{-3}$$Bq/gである。測定処理能力は1時間あたりで約1000kgである。

報告書

燃料中心温度測定実験試料の燃焼度評価

河村 弘; 小向 文作; 酒井 陽之; 川又 一夫; 井澤 君江; 武石 秀世; 伊藤 忠春; 桜井 文雄; 小山田 六郎

JAERI-M 84-228, 61 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-228.pdf:1.88MB

軽水炉燃料の安全性研究のために実施した実験で得た照射中のデータを補完し、さらに詳しく照射挙動を解析する上で、照射後試験によるFPガス分析、XMA観察、燃焼度測定等が重要になる。それらの試験結果の内、燃料度は燃料物性の評価上、特に重要な因子である。本研究ではJMTRでの燃料中心温度測定実験で用いた燃料棒から切断採取したUO$$_{2}$$ペレット片について$$gamma$$線スペクトル測定と化学分析(試料UO$$_{2}$$ペレット片を溶解した後、U量及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs量を定量し、燃焼度を算出すること)を行ない、各々から得た$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs比と燃料度との相関を調べた。その結果、両者が$$pm$$7%の標準偏差内で直線相関していることを明らかにし、両者の相関式を求めた。また、上記$$gamma$$線スペクトル測定により求めたFP核種の放射能と燃焼計算コードORIGENにより求めたFP核種の放射能とが、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除いて$$pm$$10%の誤差範囲内で一致していることを確認した。

報告書

箔実験におけるデータ処理コードシステム

小圷 龍男*; 大部 誠

JAERI-M 84-147, 40 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-147.pdf:1.15MB

箔照射による反応率測定を有効かつ効率的に進めるためのデータ処理コードシステムを開発した。照射箔より発する$$gamma$$線スペクトルの測定および解析を自動的に行ない、反応率分布の結果まで一貫した処理を行うことが可能となった。$$Gamma$$線スペクトルのピーク解析機能としてデータ平滑化、一次微分および二次微分によるピーク探索および非線形最小自乗法に基く関数フィッティングによるピーク面積および誤差等の算定機能を具えている。また、ピーク解析コードにより求められた実験値を用いて、核種毎の崩壊定数を決定し、時間補正および箔の重量補正を行ない反応率を求める。これらのコードは、使用言語にFORTRAN-77を用い小型計算機PDP-11/44(DEC)用に開発したものであり、最大プログラムメモリーサイズは、32Kと制約を受けている。

報告書

小形計算機によるフォイル解析コード「GSFIT」

小圷 龍男*

JAERI-M 84-104, 28 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-104.pdf:0.8MB

本報告書はFCAのフォイル実験に使用されているGe検出器から得られる$$gamma$$線スペクトルを自動的に処理するためのコード「GSFIT」の内容および使用方法について記したものである。このコードは、使用言語にFORTRAN-77を用い小型計算機PDP-11/44(DEC社製)用に開発されたものであり最大プログラムメモリーサイズは32Kと制約を受けている。機能として、データ平滑化、一次微係数および二次微係数を用いてのピーク探索および関数フィッテング法によるピーク面積および誤差の算出等を具えている。関数フィッティング法による$$gamma$$線スペクトル形状のモデル関数としてピーク部分をガウス関数、またベース部分を一次式をして与え、非線形最小自乗法によりパラメータを求めている。

論文

$$gamma$$線スペクトル測定用のしゃへい体と自動試料交換装置

間辺 巖; 吉田 真; 沼宮内 弼雄

Radioisotopes, 32(11), p.559 - 562, 1983/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.32.11_559

放射線管理用の試料の$$gamma$$線スペクトルを自動的に測定するための大型しゃへい体と試料交換装置を開発し、その評価を行った。装置は環境管理用の試料が測定可能な15cm厚の鉛しゃへい体と、各種形状の試料が60個まで並べられる自動試料交換装置で構成される。本装置を用いて同一の試料を繰り返し測定した結果、試料が検出器上に置かれる位置がずれることにより生じる測定誤差は$$pm$$2%以下であった。またしゃへい体の横に設置した試料架台上の試料からの放射線による影響を調べた結果、放射能の弱い環境管理用試料の測定に対しても支障がないことが明らかになった。本装置の開発により多種多数の試料の連続測定が可能になり、測定業務の能率が飛躍的に向上した。

論文

放射線管理試料の自動測定解析システムの開発

間辺 巖; 吉田 真; 沼宮内 弼雄

保健物理, 17, p.469 - 478, 1982/00

https://doi.org/10.5453/jhps.17.469

東海研の放射線管理試料の測定と解析を効率的、経済的に行うとともに、測定の斉一化をはかる放射能試料自動測定解析システムを開発した。システムは小型計算機を中核に、$$alpha$$、$$beta$$、$$gamma$$(x)線スペクトロメータが8台迄と、2台のグロスカウンタが接続でき、測定は並列して行える。小型計算機は240K語のメモリと標準I/O装置で構成する。データの収集と解析は並列処理が可能である。リアルタイム処理にはデータ収集、スペクトル解析、エネルギー校正、計数効率校正、RIテーブルを基にする定性、定量などのデータ解析プログラムの他、業務の省力化をはかる自動実行プログラムがある。測定データはディスク装置にファイルされ常時照会に応じられると共に、放射線管理月報の要素データとなる。本システムは少人数で年間3万件以上の測定が可能である。

報告書

Usage of the BOB7-Series Programs for the Analysis of Ge(Li) Gamma-Ray Spectra

馬場 宏

JAERI-M 7017, 80 Pages, 1977/03

JAERI-M-7017.pdf:2.02MB

本書は$$gamma$$線スペクトル解析用のプログラムBOB73/735およびBOB75のために書かれた解説書であり、先に印刷されたJAELI-memo6120の改訂版である。序文において、本プログラムを使用する上での一般的な注意を与えたのち、2節でプログラムの機能と構成について説明する。3節から6節までは入力様式の解説に費やされた。即ち3節で入力データの構成を示し、4節ではコントロール・カードを説明、5節で各スペクトル・データに附されるべきヘッディング・カードを、又6節ではエネルギー較正と計教効率の補正のための入力データの作り方を説明する。最後に7節で2種類のスペクトルを例として、その入力ならびに出力データのリストを与える。

報告書

FPGAM: 核分裂生成物の$$gamma$$線スペクトル計算プログラム

田坂 完二

JAERI-M 6898, 64 Pages, 1977/01

JAERI-M-6898.pdf:2.37MB

DCHAIN コ-ドによる核分裂生成物の生成量の計算結果をもとにFPの$$gamma$$線スペクトルを計算するプラグラムFPGAMを作成した。本プログラムにより$$gamma$$線検出器の検出効率、フォトピークのガウス分布、及びコンプトン散乱スペクトルを考慮して$$gamma$$線スペクトルを計算することが可能であり、測定した$$gamma$$線スペクトルからピーク成分を分離することなく直接計算結果と比較する事ができる。この機能は照射後短い冷却時間でピークが密接に重なりあっており、個々のピーク成分の分離が困難な場合に特に有効である。$$gamma$$線スペクトルの計算結果はプロッターで作図する事が可能である。

論文

An Analytical representation of the response of the NaI(Tl) detector for the gamma-ray spectrum analysis

馬場 宏; 関根 俊明

Journal of Radioanalytical Chemistry, 29, p.109 - 119, 1976/00

$$gamma$$線スペクトルの自動解析を目的として、$$gamma$$線に対するNaI(Tl)検出器の応答関数を表わす解析関数が求められた。応答関数は6つの部分に分けられ、その各々は隣接する関数となめらかに接続された。応答関数を規定するすべてのパラメーターは$$gamma$$線のエネルギーの簡単な関数として与え得ることが見出された。これらの関数は、三つの大きさの異なる検出器について検討され、一般化が試みられている。得られた応答関数は、実測スペクトルと比較され、充分良い近似がなされていることが確かめられた。

報告書

標準スペクトルを使った$$gamma$$線スペクトルの解析法

田坂 完二

JAERI-M 6145, 74 Pages, 1975/06

JAERI-M-6145.pdf:2.38MB

標準スペクトルの形の$$gamma$$線エネルギーに対する依存性を正しく考慮し標準スペクトル法の適用範囲を拡大した。数種類の$$gamma$$線エネルギーに対して求められた標準スペクトルを$$gamma$$線エネルギーに関して内挿し、各$$gamma$$線に対する標準スペクトルを求める。単一ピークのスペクトルからバックグランドを取除き、データを平滑化して各エネルギーに対応する標準スペクトルは求められる。本方法はフォトピークの形を標準スペクトルで表わし、バックグランドを一次式で近似し、最小2乗法により$$gamma$$線スペクトルを解析するものである。

報告書

標準スペクトル法による$$gamma$$線スペクトルの解析およびその照射済燃料への適用

田坂 完二

JAERI-M 5947, 285 Pages, 1975/01

JAERI-M-5947.pdf:9.31MB

原子炉燃料の燃焼率等をその$$gamma$$線スペクトルから求めることを目的とし、$$gamma$$線スペクトルを精度よく解析する方法-標準スペクトル法-が提唱されその適用性に検討が加えられた。標準スペクトル法は解析する$$gamma$$線と近いエネルギーの単色の$$gamma$$線のスペクトルの測定結果をもとに、それからパックグランドを差引きデータを平滑化したものを標準スペクトルと定義し、この標準スペクトルでフォトピークの形を表わし、パックグランドを1次式で近似し、最小2乗法により$$gamma$$線スペクトルを解析するものである。この方法の主な特徴はピークの形が精度よく必要最小限の数のパラメータで表現されている為、数多くのピークが複雑に重なりあっている$$gamma$$線スペクトルでも精度よくしかも収束性よく簡単に解析できる点にある。照射済燃料の複雑な$$gamma$$線スペクトルに本方法を適用し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲反応率、燃料の燃焼率、燃焼履歴などが求められた。

31 件中 1件目～20件目を表示