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論文

クリーンルームにおける保障措置環境試料中の極微量U及びPu分析手法の開発

高橋 正人; 間柄 正明; 桜井 聡; 黒沢 節身; 江坂 文孝; 田口 拓志; 高井 木の実; 福山 裕康; Lee, C. G.; 安田 健一郎; et al.

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 8 Pages, 2002/09

未申告の原子力施設及びその活動を検知することを目的としたIAEAの保障措置強化・効率化策の一つとして、原子力関連施設の内外で採取したスワイプ試料中のU及びPuに対する分析技術の開発を原研は行っている。スワイプ試料に採取されるU及びPuは極微量のため、クリーンルーム内での分析により外部からの汚染等を十分に管理し、分析結果の信頼性を確保することが必要である。試料を化学処理し各試料の平均値としての核物質量及び同位体比を求めるバルク分析においては、測定の簡易性の観点から少量多検体の試料分析に有効であるICP-MSを導入し、極微量のU及びPu同位体測定手法について検討している。現在までに、分析環境からの対象元素の混入や分析上妨害となる因子等について評価した。その結果、プロセスブランクの低減により100pgまでのU同位体分析が、またPuについてはU-Pu混合試料による回収率とUによる妨害を評価することにより100fgまでのPu同位体分析が可能であることが明らかとなった。本発表では、バルク分析を中心に保障措置環境試料分析にかかわるこれまでの開発状況についても報告する。

口頭

原発事故由来の放射能汚染が建築空間に及ぼす影響に関する研究,2; フィールド調査を意図した$$gamma$$線方向線量率の測定手法の検討

山守 諒*; 小林 光*; 本多 祥平*; 吉野 博*; 野崎 淳夫*; 一條 祐介*; 吉田 浩子*; 古田 琢哉

no journal, , 

広範囲の土壌中に放射線源が存在する環境中で、新たに建築する建物内の線量率を予測するためには、その環境での放射線場を理解する必要がある。建物の遮蔽を考える上で、敷地での線量率の情報だけでは不十分であり、どの方向からどの様なスペクトルの放射線が寄与するかという情報が重要である。方向線量率及びスペクトルの測定は、鉛遮蔽体を使用したシンチレータで行えるが、その際の視野角は使用する遮蔽体とシンチレータの形状で異なり、目的に応じて適切に組み合わせる必要がある。本研究では、直径3インチのシンチレータを備えた計測器を用いて、遮蔽体無しの計測値から計測面前に鉛遮蔽板を配置した計測値を差し引きすることで方向線量率を測定する手法を採用する。シミュレーションにより、視野角90度の計測値を得るための最適な鉛遮蔽板の大きさ及び計測面までの距離を調べた。取り回しのために遮蔽版の重さを考慮すると、直径15cmの遮蔽版(10kg)を計測面から3cmの距離に設置する測定手法が最適であることが分かった。

口頭

測定精度およびフィールド調査を意図した$$gamma$$線方向線量測定器の開発

山守 諒*; 小林 光*; 本多 祥平*; 吉野 博*; 野崎 淳夫*; 一條 祐介*; 土方 吉雄*; 吉田 浩子*; 古田 琢哉

no journal, , 

広範囲の土壌中に放射線源が存在する環境中で、新たに建築する建物内の線量率を予測するためには、その環境での放射線場を理解する必要があり、フィールドでの方向線量(特定視野角からの$$gamma$$線空間線量)の測定が不可欠である。そこで、遮蔽体無しの計測値から計測面前に鉛遮蔽板を配置した計測値を差し引きすることで方向線量率を測定する手法を採用し、測定精度を考慮した上での測定器総重量の軽量化の検討を行った。この検討では、遮蔽板径$$phi$$、遮蔽板と計測面の距離$$ell$$$$phi$$=10, 15, 20cm、$$ell$$=1, 3, 5cmと変化させた12の条件について、各方向から入射する$$gamma$$線に対するレスポンスをPHITSで解析した。解析によると、目的とする90$$^{circ}$$視野に対応する条件が3ケース見つかり、遮蔽版径を大きくするほど測定精度が良くなることが明らかになった。一方で、遮蔽版径を大きくすることは測定器が重くなることを意味し、フィールドでの運用性は悪化する。そこで、十分な測定精度を持つだけでなくフィールドでの運用性も考えた測定器として、直径15cmの遮蔽版(10kg) + 検出器(3.4kg) + 支持具1.0kgの測定器の開発に至った。

口頭

廃炉のためのCR-39検出器を用いた中性子源イメージング技術の開発

林田 凱*; 鳥居 建男*; 石塚 晃弘; 奥山 慎一; 加藤 慎吾; 野崎 達夫; 安田 仲宏*

no journal, , 

2011年の東京電力福島第一原子力発電所事故により拡散した燃料デブリを安全に取り出すために、位置や組成の情報が必要である。中性子測定によりデブリの位置や組成を推定できると考えられるが、デブリを覆うセシウムが放出する高$$gamma$$線により放射線検出器は短時間で電子回路が破損して使用できなくなる問題があり、中性子測定を困難にしている。$$gamma$$線に不感で電力が不要なCR-39検出器を用いて中性子源のイメージングを行う方法を考案した。格納容器周囲に検出器を並べ、デブリからの中性子の痕跡(エッチピット)から位置を推定する方法と、取り出したデブリを複数の角度から測定してデブリ内の中性子源の分析を行う方法の2つアイデアを基に、燃料デブリを可視化する技術を開発する。

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