Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
柴田 裕司; 武内 伴照; 関 美沙紀; 柴田 晃; 中村 仁一; 井手 広史
JAEA-Data/Code 2021-018, 42 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-018.pdf:2.78MB
JAEA-Data-Code-2021-018-appendix(CD-ROM).zip:0.15MB
日本原子力研究開発機構大洗研究所に設置されている材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では過去30年以上、多様な原子炉材料や照射技術及び計測装置の開発が行われてきた。その中では自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detectors: SPNDs)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detectors: SPGDs)の開発も行われており、複数の研究成果が報告されている。しかし、それら成果のほとんどは検出器の開発に関する創意工夫と炉内照射試験、コバルト60によるガンマ線照射試験の結果を整理又は考察したものであり、検出器出力の理論的な解析及び評価はあまり行われてこなかった。そこで、これら自己出力型放射線検出器の理論的な評価を行うための準備として1974年にH.D. WarrenとN.H. Shahが著した論文『Neutron and Gamma-Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors』を基に数値計算コードの作成を行った。本稿は作成した数値計算コードの内容について報告を行うものである。
武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦
KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00
開発中の鉛エミッタ自己出力型
線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って線照射試験を行った。200
6000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。
中道 勝; 山村 千明*; 河村 弘; 佐川 尚司; 中澤 正治*
Fusion Technology 1996, 0, p.1591 - 1594, 1997/00
現在、核融合炉ブランケット設計において、工学データを取得するために、ブランケット構造等を模擬した、ブランケット炉内要素試験を計画している。本炉内要素試験は、核熱特性、トリチウム放出/回収特性等の評価を目的としており、これら特性評価のために、各種設計機器が照射試験体内に装荷されている。計測機器の一つである自己出力型中性子検出器(SPND)は、トロイダル増殖材または中性子増倍材領域内に装荷されるため、照射期間中高温にさらされる。このため、SPNDの高温中性子照射下における特性評価を実施している。本報告書ではSPNDとして、標準型及び高温型の2種類を用いて行った、高温下での中性子照射支援結果について報告する。
坂佐井 馨; 角田 恒巳; 山岸 秀志; 中沢 正治*; 山中 信広*; 井口 哲夫*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 43(3), p.1549 - 1553, 1996/06
被引用回数：7 パーセンタイル：54.39(Engineering, Electrical & Electronic)核励起レーザーはその出力がレーザー光であるため、それは一種の自己出力型中性子検出器として作動する可能性がある。このため、
He(1140torr)、Ne(540torr)、Ar(208torr)の混合ガスを封入したガラスセルを製作し、JRR-4炉心側壁に設置して中性子照射実験を行った。その結果、Ne原子の3p-3s遷移によると考えられる585.3mmの発光スペクトルが観測された。その他の3p-3s遷移、例えば640.2nmや703.2nmのスペクトルも観測されたがその強度は585.3nmに比べて非常に小さかった。また、585.3nmの強度は原子炉出力と良好な比例関係にあり、このシステムが光学的中性子検出に使用可能であることが示された。
河村 弘; 安藤 弘栄; 永岡 芳春; 小向 文作; 新見 素二
JAERI-M 83-133, 27 Pages, 1983/08
JMTRでは、種々の照射孔で軽水炉燃料が照射されており、その照射挙動を解析するために、燃料棒の局所線出力を、より正確に、そして、より簡便に求める努力が続けられている。本報告書では、水ループOWL-1照射孔に装荷されている3本バンドル軽水炉燃料集合体(79LF-39J)内の各燃料棒の局所綿出力評価法について検討した。この検討のために、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて、Dy箔放射化法による実験を実施した。新しい試みとして、局所線出力評価のために必要な、そして出力上昇時変動しやすい軸方向熱中性子束分布係数(Fz)について、3次元核計算結果とJMTRC実験結果を比較した。両者が、非常に良く一致したため、Fzが3次元核計算で評価できることが実証された。さらに、各燃料棒の出力分担比(F
)と軸方向熱中性子束分布についても報告する。
東條 隆夫; 近藤 眞; 寺西 一夫*
日立評論, 54(5), p.1 - 5, 1972/05
炉内中性子測定に適していると考えられるRhおよびCoエミッターの2種の自己出力型検出器の特性測定を原研4号炉で行なった。その結果、Coエミッター検出器は即応答性であるが、その中性子感度が低いため、雑音電流や長寿命核種の生成によるバックグラウンド電流、とくにコレクターの放射化による逆電流の影響が無視できず、中性子測定に問題を残していることがわかった。一方、Rh検出器は応答時間が遅く、中性子束変化に直ちに追従できないが、中性子感度が高いため、検出器飽和出力電流にとくに逆電流などの補正を加えることなく、中性子束測定が可能であることが明らかになった。
伊藤 主税
no journal, ,
原子力機構が自主研究として実施してきた原子炉格納容器・圧力容器内部調査のための技術開発の成果を報告する。ファイバスコープによる観察技術とレーザー誘起ブレークダウン分光による元素分析技術を組み合わせて炉内の燃料デブリの分布を調査する装置の開発では、観察と組成分析の両機能を併用できる水中用のプローブシステムの成立性を確認するとともに、これらの光信号を伝送する光ファイバの耐放射線性を向上させ、積算線量100万Gyまでの使用を可能とした。宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術では、HTTRの炉内を可視化する実験を行い、炉心部と炉内構造物を識別できることを確認し、1Fに適用するための高度化改良計画を立案した。また、JMTRの炉内照射試験技術として開発してきた自己出力型線検出器を1F炉内の線量計測に使えるように高感度化し、検出器を試作して線照射試験を行い、検出下限を10Gy/hまで拡張できたことを確認した。今後、国プロが実施する格納容器・圧力容器内部調査技術開発等において本研究開発の成果に基づく提案を行い、技術の適用を目指していく。
