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眞田 幸尚; 押切 圭介*; 菅野 麻里奈*; 阿部 智久
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1062, p.169208_1 - 169208_7, 2024/05
福島第一原子力発電所(FDNPP)の廃炉作業の一環として、2023年から貯蔵処理水の放出が開始される。本研究では、FDNPPでのバッチサンプリング測定により確認されたトリチウム水の濃度を連続的に監視する実用的なトリチウムモニタを開発した。このモニターは、安価なプラスチックシンチレータペレットからなるフローセル検出器を配置し、3つの検出器による同時測定、ベト検出器、環境
線の影響を低減するための鉛遮蔽を組み込んだ。このシステムは、測定時間30分で911Bq L-1の検出限界に達し、これはトリチウム水の排出基準1,500Bq L-1よりも低い。このシステムはまた、
線スペクトルを用いて、トリチウム以外の妨害放射性核種やバックグラウンド放射線による妨害の存在を定性的に区別することができる。また、線スペクトルを用いて、トリチウム以外の妨害放射性核種やバックグラウンド放射線による妨害の有無を定性的に区別することができる。
柴田 基樹*; 中西 洋平*; 阿部 淳*; 有馬 寛*; 岩瀬 裕希*; 柴山 充弘*; 元川 竜平; 熊田 高之; 高田 慎一; 山本 勝宏*; et al.
Polymer Journal, 55(11), p.1165 - 1170, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：51.7(Polymer Science)Marine ecosystem degradation due to micro plastics is a significant environmental problem, as acknowledged by Sustainable Development Goal 14. Decomposition of plastics using near critical or supercritical water is one of the promising methods to reduce micro plastics. To attain the optimization of the method for improving environmental friendliness, it is necessary to clarify the structural change of materials during the process. We, thus, investigated the decomposition processes of polystyrene particles dispersed in deuterated water (D
O) during heating under near critical or supercritical conditions by using in situ small-angle neutron scattering. Under subcritical conditions, the PS particles were swollen by DO due to increased compatibility with temperature. Near the critical point in subcritical conditions, the cleavage of PS chains in the particles occurred, so that the swollen ratio was much enhanced though the PS particles kept their shapes. In a supercritical condition, the PS particles were degraded into oil including oligomers or monomers and the phase-separated structures with styrene-rich and DO-rich regions.
小泉 光生; 持丸 貴則*; 弘中 浩太; 高橋 時音; 山西 弘城*; 若林 源一郎*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1042, p.167424_1 - 167424_6, 2022/11
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Instruments & Instrumentation)文部科学省核セキュリティ強化等補助事業の下、広域における核・放射性物質検知技術開発を進めている。出力波形によってガンマ線と中性子を弁別できる棒状のプラスチックシンチレーション検出器を用いることにより、核物質等からの高速中性子を比較的低いバックグラウンドで検知するための装置を開発した。この装置は、2本の検出器とポリエチレンモデレーターを組み合わせたもので、回転させて、中性子源の方向を特定することができる。本論文では、PuBe線源からの高速中性子を測定した実験結果をもとに、シミュレーションの結果と合わせて、検出器および検出器システムの性能を報告し、迅速に放射線源の方向を探索する手法を提案する。
高井 静霞; 行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司
IEEE Transactions on Nuclear Science, 69(7), p.1789 - 1798, 2022/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Engineering, Electrical & Electronic)福島第一原子力発電所内に保管されている大量の汚染コンクリートがれきの量を減らすためには、サイト内で低い放射能のがれきを再利用することが有用である。事故によるがれきの汚染の詳細は明らかでなくホットスポットを含む可能性がある。そのため、安全性を確保しながら再利用を進めるためには、コンクリートがれきの平均放射能だけでなく放射能濃度分布を効率的に評価する必要がある。しかし、厚いまたは密な物質の不均質な汚染の評価は、クリアランスモニタ等の従来の測定システムでは困難であった。本研究では、容器内に収納されたコンクリートの放射能濃度分布の評価に対する、画像再構成アルゴリズムの適用可能性を実験的に確認した。放射線は容器(50
5040cm
)の周囲に設置したプラスチックシンチレーションファイバーにより測定した。局所的なホットスポットは、汚染瓦礫の主要核種の一つである、
Csの標準線源により模擬した。放射能濃度分布は容器内の100または50のボクセル(ボクセルのサイズ: (10cm)または101020cm)に対して評価した。ボクセル数が100の場合容器内部のホットスポットは検知できなかったが、ボクセル数が50の場合容器内部・表面の両者のホットスポットを再現できた。画像再構成アルゴリズムのうち、ML-EM法により評価された濃度分布が最も精度が良く、全7つの実験ケースに対し70%の精度で平均濃度を評価できた。
寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1034, p.166793_1 - 166793_6, 2022/07
被引用回数：3 パーセンタイル：53.91(Instruments & Instrumentation)In this study, a single-end readout type position-sensitive optical fiber radiation sensor was developed. Using the wavelength dependency of light attenuation inside the optical fiber, the incident position of radiation at the fiber can be estimated reversely. Instead of a spectrometer, we employed bandpass filters and photon-counting head as a photodetector to improve detection efficiency. The detection efficiency of a 10 m long plastic scintillation fiber at the 5 m position from the readout end was evaluated to be in the range of 0.08-0.12 % for 662 keV gamma-rays from Cs and 2.6-3.9 % for beta-rays from 
Sr/Y when a bandpass filter transmitting photons with a wavelength of 500 nm was used. A basic measurement test of radiation intensity distribution was conducted using a Sr/Y radioactive point source. A field test was also performed at the difficult-to-return zone in Fukushima Prefecture, and the estimated dose rate distribution roughly agreed with the survey meter measurement.
小泉 光生; 高橋 時音; 弘中 浩太; 持丸 貴則*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*
令和2年度近畿大学原子炉利用共同研究等経過報告書, p.76 - 80, 2021/12
核物質や放射性物質をばら撒くことを目的としたRDD(Radiological Dispersal Device)が、大規模イベント会場などで使用されることを未然に防止するため、透過力が高く遮蔽が難しい高速中性子に注目し、これを検出することにより、核物質や中性子源の放出源を探知する検出器開発を開始した。高速中性子検出器としては、ガンマ線と中性子との発光減衰時間が異なることを利用して、波形から放射線の種類を区別する波形弁別PSD(Pulse Shape Discrimination)ができる、プラスチックシンチレータ(EJ-276)を導入した。中性子を選択的に計数することができるため、環境ガンマ線のバックグラウンドを抑制した信号・ノイズ比(S/N)の高い測定により、中性子に高い感度のある測定が期待できる。近大炉においては、原子炉起動用Pu-Be中性子線源を用いて、製作した長尺のEJ-276プラスチックシンチレータを用いた試験を行いった。検出器単体による中性子・ガンマ線弁別能力試験を行った結果、EJ-276により、環境ガンマ線の影響を抑えた中性子の測定が可能であることが確認できた。開発した長尺の検出器は、角度依存性を持つため、中性子線源の探知に利用できると考えられる。そこで、検出器の角度依存性を単体、及び、検出器2台とポリエチレンブロックとを組み合わせた体系で実験を行った。中性子検出の角度依存性を評価した結果、中性子線源の探知に利用できる可能性を示すことができた。
眞田 幸尚
放計協ニュース, (68), p.2 - 6, 2021/10
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故(以下、発電所事故)の影響により、周辺環境中は放射性セシウム等の放射性物質により汚染された。原子力発電所事故後、適用された線や面的な放射線測定技術の一つとしてプラスチックシンチレーションファイバ が挙げられる。本稿では、一連の開発から実機投入までの開発の経緯についてまとめる。
山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02
JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB
高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向線の検出器応答分布のC/Eは、1.1
1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。
眞田 幸尚; 山田 勉*; 佐藤 義治; 西澤 幸康; 石橋 聖*; 渡辺 将久; 鳥居 建男
JAEA-Research 2016-011, 52 Pages, 2016/09
JAEA-Research-2016-011.pdf:10.54MB
東京電力福島第一原子力発電所では、汚染水の管理が社会的な問題となっており、海洋への流出を防ぐためシビアな対応が必要な状況が続いている。タンクや側溝内の水中における放射性物質濃度をダイレクトに測定し、モニタリングする手法として、プラスチックシンチレーションファイバ(PSF)の適用が考えられる。そこで、汚染水タンクの漏洩監視や側溝における簡易的なモニターとして適用するために、福島第一原子力発電所敷地内において、基礎的な検討を行った結果をまとめる。
長澤 尚胤; 田口 光正
Isotope News, (736), p.47 - 50, 2015/08
学校教育現場ではプラスチックに対する放射線照射効果を理解するための学校教材が求められていたものの、市場にはほとんど無かった。放射線架橋技術を活用して生分解性プラスチックであるポリ(
-カプロラクトン)に耐熱性や形状記憶性を持たせた学校教材を企業と共同開発した。本教材を通じて、学生達が放射線の照射効果を体験し、熱収縮チューブ, 電線ケーブル被覆材, 自動車ラジアルタイヤ, 創傷被覆材の製造など放射線加工技術が社会で利用させていることを理解できる。
齊藤 徹; 大久保 暁一*; 泉 敬介*; 大川 慶直*; 小林 宣博*; 山崎 亨; 河野 勝己; 礒野 高明
低温工学, 50(8), p.400 - 408, 2015/08
アラミド繊維強化プラスチック(AFRP)は軽量、かつ高強度の長所を有する構造材料として開発されてきた。本研究においては、室温、液体窒素温度(77K)と液体ヘリウム温度(4.2K)中における、鉄筋代替コンクリート補強材として用いられる市販品のAFRPロッドの引張強度を評価するために、張力試験を行った。これまでは極低温環境下での試験において、試験片がつかみ部ジグをすり抜ける現象か生じるため、引張試験を実施することは困難であった。そのため、AFRPロッドの滑りを防ぐために、ジグに樹脂を充填して行った。また、グリップジグを改良し、ロッドの表面処理を行い、AFRPロッドのグリップ力を高めるために極低温用エポキシ樹脂を使うことによって、適切な引張試験条件を確立させた。各温度環境下での引張強さは1100MPa以上を示し、さらに、試験温度の減少に伴いヤング率が増加する温度依存を示した。ヤング率の増加の要因はアラミド繊維がエポキシ樹脂より支配的であることを確認した。
眞田 幸尚; 卜部 嘉; 織田 忠; 高村 善英; 鳥居 建男
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
東京電力福島第一原子力発電所事故より3年が経過し、周辺地域において農業を再開させる際に、農業用ため池底に蓄積している放射性セシウムの濃度及び分布の調査が求められている。水底の堆積物中の放射性セシウム濃度の測定にはサンプリングが必要であったが、プラスチックシンチレーションファイバーを使用することにより、現場での直接測定を可能とした。本稿では、水底の放射線分布測定技術の概要と農業用ため池への適用について解説する。
眞田 幸尚; 鳥居 建男
日本原子力学会誌ATOMO
, 57(2), p.94 - 98, 2015/02
東京電力福島第一原子力発電所事故より3年が経過し、周辺地域において農業を再開させる際に、農業用ため池底に蓄積している放射性セシウムの濃度及び分布の調査が求められている。水底の堆積物中の放射性セシウム濃度の測定にはサンプリングが必要であったが、プラスチックシンチレーションファイバーを使用することにより、現場での直接測定を可能とした。本稿では、水底の放射線分布測定技術の概要と農業用ため池への適用について解説する。
八木 敏明
第14回放射線利用技術セミナー; 広がる放射線の産業利用講演テキスト, p.67 - 72, 2004/10
生分解性プラスチックは、通常の使用に耐え、使用後は土壌中の微生物によって分解する環境に優しい高分子である。放射線橋かけが難しい生分解性プラスチック(ポリ乳酸など)や天然高分子の多糖類(デンプン,セルロース,キチン・キトサンなど)について、放射線による橋かけ構造を導入する技術開発を行った。ポリ乳酸は放射線橋かけにより、高温(160
C以上)にも耐える耐熱性が得られ、熱収縮材への応用が可能である。また、デンプンやセルロースなどは放射線橋かけにより、高吸水性多糖類ゲルが得られ、医療・福祉,農業,衛生用品などへの応用が期待できる。
Suhartini, M.; 三友 宏志*; 長澤 尚胤; 吉井 文男; 久米 民和
Journal of Applied Polymer Science, 88(9), p.2238 - 2246, 2003/00
被引用回数：46 パーセンタイル：79.83(Polymer Science)生分解性プラスチックは耐熱性が低いため、応用分野が限られている。放射線橋かけは耐熱性の改善に有効な方法であるため、アクリレート,メタクリレート及びアリル化合物の1分子内に二つ以上の二重結合をもつ多官能性モノマーを添加し橋かけ促進効果について調べた。その結果、生分解性のポリブチレンサクシネート(PBS)の橋かけ助剤にトリアジン環をもったトリメタアリルイソシアヌレート(TMAIC)が1%という極めて低い濃度で効率的に橋かけを起こすことを見出した。ゲル分率から評価した橋かけ収率は、TMAICを添加しない試料は50kGyでほとんど橋かけしないのに対し、1%TMAIC添加試料は85%のゲル分率が得られた。この橋かけにより耐熱性が著しく向上し、熱湯水で全く変形の起こらないものが得られた。土壌中での生分解性は,橋かけ試料でもオリジナル試料とほぼ同様に分解した。
Suhartini, M.; 三友 宏志*; 吉井 文男; 長澤 尚胤; 久米 民和
Journal of Polymers and the Environment, 9(4), p.163 - 171, 2001/10
被引用回数：25 パーセンタイル：66.18(Engineering, Environmental)生分解性のポリブチレンサクシネート(PBS)は耐熱性が低いため、その改善が求められてる。特にアジペートとの共重合体は熱湯水中で融解が起きる。本論文では、エネルギー移動や橋かけ開始点を増加させるためにPBSに無機物を混練し、照射を行った。その結果、活性炭や二酸化珪素の添加により低い線量から橋かけが起き、橋かけ収率が増大した。添加濃度は2%が最も効果的であった。耐熱性は熱湯にも耐えられるものが得られた。生分解性は、酵素分解と土壌中に埋め重量変化から評価した。無機物添加はオリジナル試料と比較して、未橋かけ試料及び橋かけ試料の生分解性を促進するという興味ある結果が得られた。これは、熱分析の結果無機物添加により結晶化度が低下するためと考えられる。
古高 和禎
JNC TN8400 2000-028, 70 Pages, 2000/10
JNC-TN8400-2000-028.pdf:1.71MB
本報告は、著者が核燃料サイクル開発機構において、平成9年11月から平成12年10月までの期間に博士研究員として行った研究内容をまとめたものである。本報告は、二つの内容に分かれる。すなわち、一つは、熱中性子吸収断面積の測定の高度化に関する研究である。今一つは、HHS検出器を用いた光核反応断面積の微細構造測定の高度化に関する研究である。1)放射化法を用いた線測定による熱中性子吸収断面積測定において、得られる結果の精度に影響を及ぼす主な要因には、線収量の統計精度の他に(1)線ピーク検出効率の校正精度、及び(2)線放出率の精度があげられる。本研究では、高速三次元同時計測システムを作成することにより、(1)線ピーク検出効率を精密に校正するための、-同時計測法を用いた標準線源放射能の精密測定、及び(2)短寿命核の線放出率の精密測定に用いるための、線検出器にプラスチックシンチレータを用いた-同時計測法の開発及び、それを使用した100Tcの線放出率の精密測定を行い、熱中性子吸収断面積測定の高度化を図った。2)熱中性子吸収断面積が小さい核種に対しては、巨大共鳴領域の線を用いた光吸収反応による核変換が提案されている。光吸収反応による核変換を効率的に行うためには、光吸収断面積の入射線エネルギー依存性を詳細に知る必要がある。本研究では、高分解能高エネルギー線スペクトロメータ(HHS)を用いた光吸収断面積の微細構造測定をより精密で信頼できるものとするために、精密なモンテカルロシミュレーション計算を実施し、検出器の標準線応答関数の整備を行った。
畠山 睦夫; 伊藤 博邦; 柳原 敏
JAERI-Tech 2000-056, 38 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-056.pdf:5.23MB
原子力施設の廃止措置において、作業の最終段階で必要となる建家床面の放射能汚染を測定する移動型放射能測定装置を開発した。本装置による汚染分布の測定は、
Co等から放出される放射能のうち、線のみを弁別して定量するものである。また、検出器は、10cm10cm単位のプラスチックシンチレーション検出素子を12体集合した構成とし、局所的な汚染も検出できるよう考案した。本装置による性能試験の結果より、検出限界値は、60秒の測定時間で約0.1Bq/cm
であり、埋設配管等からの外部放射線の影響の有無を把握できることがわかった。また、装置の測定能力は、測定モードにより異なるが、約4~5m/hであり、手動による全面測定の3倍以上の測定作業効率が得られた。
中根 佳弘; 坂本 幸夫
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05
加速器施設の放射線安全設計において重要な数10MeV領域中性子に対する線量評価法を確立するため、TIARAの40及び65MeV準単色中性子がプラスチック平板ファントムに入射した際の吸収線量分布人体組織等価型比例計数管を用いて測定した。また、この結果から平均線質係数及び線量当量を求め、粒子輸送計算コードによる計算結果と比較した。15MeV以上の中性子に対しては、HETC-3STEPコードによる2次荷電粒子の沈着エネルギー分布計算から吸収線量を算出し、15MeV以下の中性子に対してはMORSE-CGコードによる中性子スペクトルとKerma係数から吸収線量を計算した結果、吸収線量計算値は実験値をおおむね10%以内で再現した。また平均線質係数及び線量当量の計算結果は、実験値を16%及び21%以内で再現したことから、数10MeV領域中性子に対する線量当量の評価計算精度は20%程度であることがわかった。
幕内 恵三
ポリマーダイジェスト, 51(3), p.81 - 98, 1999/03
放射線加工のなかでもっとも実用化の進んでいるプラスチックの放射線橋かけについて、応用の基礎となるプラスチックの放射線橋かけによる物性変化をレビューし、次いで放射線橋かけの御三家といえる電線・ケーブル、発泡体、熱収縮チューブの現状をまとめ、放射線橋かけによるプラスチックの物性変化では、実用上重要な機械的性質、熱的性質、電気的性質、化学的性質などの変化を解説した。各分野の現状及び動向を見た後、リサイクルできる橋かけ製品の開発と生分解性プラスチックの放射線橋かけについて将来を展望した。
