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論文

Analysis of uranium distribution in rocks by $$mu$$-PIXE

大貫 敏彦; 香西 直文; Samadfam, M.; 安田 良; 神谷 富裕; 酒井 卓郎; 村上 隆*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 181(1-4), p.586 - 592, 2001/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:25.92

$$mu$$-PIXEはUの検出に関し、L線を用いるため、従来のSEM-EDS,EPMAよりも感度について優れていると考えられる。TIARAに設置されている$$mu$$-PIXEは、ビームを1$$mu$$m$$phi$$まで絞ることができ、元素の空間分布を求めることができる。本研究では、岩石試料を用いて、Uの移行挙動を検討するうえで重要な、検出感度と空間分解能に関し、$$mu$$-PIXE法と従来法について比較した。その結果検出限界については、$$mu$$-PIXE$$<$$EPMA$$<$$SEM-EPSの順序となり、空間分解能においては、$$mu$$-PIXE$$simeq$$EPMA$$<$$SEM-EDSとなった。これらの結果から、Uの分布を調べる方法として$$mu$$-PIXEは有効であることがわかった。

論文

14MeV加速器中性子直接問かけ法による固化廃棄体中核分裂性物質の高感度検出

春山 満夫; 荒 克之*; 高瀬 操*

日本原子力学会誌, 43(4), p.397 - 404, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.48(Nuclear Science & Technology)

加速器を用いたアクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍以上に達する非常に大きな位置検出応答差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させ、また、中心部の検出が不可能となったりするという問題があった。今回、これらの諸問題を一挙に解決できる新しい検出法(14MeV加速器中性子を廃棄物固体に直接問いかける検出法)を考案し、この検出特性について測定実験により確認するとともに、理論解析による検出原理の解明を行い、良い結果を得た。本稿では、今回提案する新検出法の独特な検出特性と固化廃棄体測定に対する有効性について、従来検出法と比較しながら述べる。

報告書

分光光度計および光音響分光装置を用いたネオジム(III)およびサマリウム(III)の測定:NP(IV)スペシエーションのための予備的検討

北村 暁; 岡崎 充宏*

JNC-TN8400 2001-009, 54 Pages, 2001/01

JNC-TN8400-2001-009.pdf:1.3MB

分光光度計およびレーザー誘起光音響分光装置の検出感度に関する性能調査を目的として、ネオジム(III)およびサマリウム(III)の吸収スペクトル測定および光音響スペクトル測定を行った。ネオジムもしくはサマリウムの濃度を2$$times$$10-5$$sim$$2$$times$$10-2mol-dm-3の間で変化させ、それぞれの濃度における吸収スペクトルおよび光音響スペクトルを取得した。併せて、雰囲気制御グローブボックス内で吸光測定を行うことができる分光光度計についても同様の測定を行い、吸収スペクトルを取得した。比較のために、光路長を1cmおよび10cmに設定した一般的な分光光度計を用いて、同様の測定を行った。多くの文献では、光音響測定は吸光測定に比べ大幅に低い濃度まで測定できると報告されているが、本光音響分光装置においては光路長を10cmに設定した吸光測定と同程度であるという結果が得られた。また、本実験の結果から、将来の目的としているネプツニウム(IV,V)の検出感度について推定し、特にNp(IV)溶存化学種のスペシエーションの可能性を検討した。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(7)

澤村 卓史*

JNC-TJ8400 2000-053, 41 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-053.pdf:1.6MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユーザーズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・昨年度作成した同期法によるパルス状放射線測定装置の中性子検出感度を上げるために、3個の中性子検出器で同時に測定できるように改良した。これにより、さらに遠方におけるスカイシャイン線の測定を可能にした。・また、パラフィンモデレータ付き3He検出器を作成した。これにより、遠方における計数値のみならず、中性子線量を測定する準備を完了した。・改良した測定系を用いて、北大45MeV電子線型加速器施設の西側300mにわたる中性子到来時間分布および中性子スカイシャイン線の測定を実施した。その結果、150m以遠においては、中性子到来時間分布に見られるパルス状中性子特有の時間構造が、ほぼ、消失する事が分かった。そのため、遠方においては通常の全計数法によって測定した。・本実験で得られたスカイシャイン線に基づく線量の空間依存性はGuiの応答関数によって、ほぼ表現できることが分かった。

報告書

レーザーブレークダウン分光法によるナトリウムエアロゾル検出感度評価試験

林田 均; 荒 邦章

JNC-TN9400 2000-020, 54 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-020.pdf:2.36MB

レーザ誘起ブレークダウン分光法によるレーザNa漏洩検出システム(Laser Sodium Leak Detector:以降LDDと略す。)は,レーザ光によりナトリウムエアロゾルをプラズマ化し,それにより発生する蛍光中からナトリウム特有の光スペクトルを検出するもので,ナトリウムを選択的に検出するために,ナトリウム微少漏洩を早期に信頼性高く検出できる可能性がある。本報告では,LLDのナトリウム微少漏洩検出への適用性を検討するために,LLDの原理的な動作確認と基本的な性能把握を目的に,ナトリウムエアロゾルを用いて各種条件で検出特性を試験した結果についてまとめた。その結果,以下のような知見を得た。1)LLDにより,原理通りにナトリウム特有の光スペクトルを検出できることが確認できた。2)ナトリウム濃度とLLD蛍光強度の関係は,Na濃度10のマイナス11乗$$sim$$10のマイナス8乗g/cmの3乗の広い範囲で,ほぼ比例する。3)本試験範囲でLLD信号は,サンプリングガス流量,酸素濃度,水分濃度などの影響をほとんど受けない。LLDはナトリウム濃度にのみ大きな反応を示すので,極微少な漏洩においても高SN比の信号が得られ,信頼性の高い検出が可能である。これらから,LLDは,ナトリウム微少漏洩を,早期に信頼性高く検出する手法として適用できる可能性が明らかになった。

報告書

地下水中の原位置ラドン測定手法に関する研究(継続)

田阪 茂樹*

JNC-TJ6400 2000-007, 48 Pages, 1999/03

JNC-TJ6400-2000-007.pdf:1.23MB

平成8年度フォトダイオード(PD)を用いた水中ラドン検出器(PD水中ラドン検出器)が開発された。この検出器を試錐孔の深さ1mに投入して、水中ラドン濃度を測定している。水中に溶解しているラドンガスは検出器の底部開口端に装置されている機能性ガス分離膜を透過して検出器に入ってくる。検出器内のラドンは崩壊してラドン娘核種を生成する。このとき娘核種は正イオンになっているので、静電捕集法を用いてPDの表面に集められ、それらの放出するアルファー線のエネルギーを高精度で測定する。平成9年12月から、PD水中ラドン検出器を使用して、露天掘場跡地中央のH1試錐孔における観測を開始した。しかし、この井戸では地下水の流動が非常に少なく、硫化水素やメタンなどの不純ガスが発生して水中に溶解しており、ラドンガスといっしょに検出器内に入ってくる。そのため、PDを用いた静電捕集法では、ラドン娘核種が不純ガスや水蒸気の影響で電気的中和作用をおこして、ラドン検出器感度が低下することが判明した。そこで平成10年度は、光電子増倍管(PMT)とシンチレーターの組み合わせによる水中ラドン検出器(PMT水中ラドン検出器)の開発に取り組んだ。PMT水中ラドン検出器は静電捕集法を用いてないので、PD水中ラドン検出器よりも効率よくラドンを検出器よりも効率よくラドンを検出できることが期待される。光電子増倍管には浜松ホトニクス(株)の「R7354」を、シンチレータは化成オプトニクス(株)の「ZnS:Ag」を用いた。新たにPMT用の増幅回路と高圧回路を製作した。検出容器はPD水中ラドン検出器とまったく同じのものを使用した。次の3つの異なるガス雰囲気中でラドンの検出感度を求める実験を行った。第1は二酸化炭素ガス雰囲気中、第2は窒素ガス雰囲気中、第3は純空気中で相対湿度が10%から60%の雰囲気中のであるその結果、PMT水中ラドン検出器のラドン濃度校正係数は、3つの異なるガス雰囲気中でも、0.59$$pm$$0.07[(count/h)/(Bq/m3)]とほぼ誤差の範囲内で一定であることが分かった。一方、PD水中ラドン検出器のラドン濃度校正係数は、0.045から0.089[(count/h)/(Bq/m3)]の範囲で変化することが分かった。新しく開発されたPMT水中ラドン検出器は、PD水中ラドン検出器と比較して、約7倍以上のラドン検出感

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(III)

not registered

PNC-TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03

PNC-TJ1600-98-004.pdf:1.63MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、$$gamma$$線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・$$gamma$$線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.$$gamma$$線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(II)

not registered

PNC-TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-002.pdf:4.13MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.$$gamma$$線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測

論文

Tritium inventory measurements by "in-bed" gas flowing calorimetry

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 奥野 健二

Fusion Technology, 30(3), p.931 - 935, 1996/12

原研・TPLでは、核融合炉用大量トリチウム貯蔵設備におけるその場トリチウム計量技術の開発を進めている。一般にトリチウムは金属水素化物として貯蔵され、その貯蔵ベッドのトリチウム計量は、ベッドを昇温し、大量のトリチウムを解離・移送する容量法によって実施されてきたが、時間や労力大で安全上にも問題をひめている。本研究では、金属ベッド内にHeガスを循環できる2次配管を設置し、その循環Heガスのベット出入口温度差とトリチウム量(崩壊熱0.32W/1g当り)との関係から計量する通気式熱量法を採用し、最大25gのトリチウムを貯蔵可能な試験装置を作成して計量特性を取得・蓄積してきた。本報では、実際にトリチウムを貯蔵した時の計量結果をまとめるとともに、「確からしさ」は1000Ciレベル、検出感度は500Ci程度であること、その値は試験ベッドの真空断熱層圧力等、計量時の条件の安定性に大きく左右されること等を議論する。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究

成田 正邦*; 澤村 晃子*

PNC-TJ1600 96-005, 52 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-005.pdf:1.4MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は$$gamma$$線に感度がないこと、検出限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性を解明することを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.臨界エネルギーの計算2.中性子検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の把握1.過熱液滴型検出器の温度・圧力の依存性2.過熱液滴型検出器の$$gamma$$線に対する感度特性

論文

海洋放射能モニタリングシステムの開発; 水槽実験

柳瀬 信之; 上野 隆; 関根 敬一; 小林 義威

第34回環境放射能調査研究成果論文抄録集; 平成3年度, p.96 - 97, 1992/12

Ge検出器を用いる海洋における放射能モニタリングシステムの開発を目的として、水槽実験を行った。Ge検出器及びNaI検出器の海水中での$$gamma$$線スペクトルの比較、及びGe検出器の海水中での検出感度並びに検出限界放射能濃度を検討した。これらの値をこれまでに報告されている海水中$$^{137}$$Cs及び$$^{60}$$Coの放射能濃度と比較し、本Ge検出器の海水中での性能を評価した。その結果、NaI検出器の分解能では検出できなかった濃度(約0.3mBq/ml)の$$^{137}$$Cs及び$$^{60}$$Coが、Ge検出器では検出可能であった。水槽の大きさを検討した結果、Ge検出器について得られた海水中$$^{40}$$K,$$^{137}$$Cs,$$^{60}$$Coの検出感度19,19,17cps/(photon/s・ml)は、実際の海洋での測定に十分適用可能と思われる。

論文

Nondestructive detection method of trace amount of fissile materials by using a neutron generator

春山 滿夫; 五藤 博; 河村 敏秀; 高瀬 操*

KEK-PROC-91-5, p.125 - 135, 1991/07

加速器中性子を用いて再処理廃棄物固化体中に含まれる核分裂性物質を非破壊で検出するアクティブ中性子法について、その検出装置、検出方法、測定実験、データ解析及び結果等について述べたものである。核分裂による即発中性子と加速器中性子とを効率良く弁別測定するための速中性子検出体系の構造、測定回路及び中性子発生用加速器について紹介した。加速器からの中性子が廃棄物固化体中に存在する核分裂物質の核分裂を誘発し、その結果発生する即発中性子を測定する原理及び取得したデータを解析する手法について説明した。解析して得られた結果から、廃棄物模擬試験体を構成する各種マトリックスによる検出感度の違い、内蔵する核分裂性物質の量に対する正味計数値が広い範囲で直線性を持つ、各種マトリックスに対する核分裂性物質に対する検出限界等について述べた。

報告書

直流電位差法による高温での疲れき裂長さの測定

松本 正勝; 山内 勇*; 古平 恒夫

JAERI-M 82-068, 16 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-068.pdf:0.88MB

疲れき裂進展試験におけるき裂長さの測定を自動的、連続的に行うために、直流電位差法による方法を採用した。本報告は上記の方法によって高温疲れき裂長さを電位差変化として定量的に得るために、SUS304鋼と2 1/4Cr-1Mo鋼についてキャリブレーションカーブを求めたもので高温試験においても室温と同様の精度でき裂長さの測定が可能であることがわかった。

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