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論文

Review of the performance of a car-borne survey system, KURAMA-II, used to measure the dose rate after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

津田 修一; 谷垣 実*; 吉田 忠義; 斎藤 公明

放射線, 44(3), p.109 - 118, 2018/11

東京電力福島第一原子力発電所事故後、環境中に拡散した放射性同位元素による線量率マッピングを迅速に作成するため、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMAを用いた線量率測定を開始した。KURAMAは一般乗用車に多数搭載して、広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として、京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。継続的な測定データの取得と並行して実施された改良によって、第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化され、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告は、応用物理学会・分科会誌「放射線」の「アンフォールディングとG(E)関数」をテーマとした特集記事として、これまでに実施したKURAMA-IIの放射線特性に関する評価およびシミュレーション解析を総括して報告するものである。

論文

フリッケ線量計による高線量率領域の線量測定法

山本 忠利; 鈴木 伸武

Radioisotopes, 31(3), p.148 - 151, 1982/00

フリッケ線量計による高線量率領域での精度の高い測定方法について検討を行なった。測定精度を高めるため、線量測定に及ぼす水の純度、ガス飽和時間、照射容器の壁材の影響および線量計溶液の化学的安定性について調べ、従来の線量測定法を若干改良した方法、すなわち、Fe$$^{2}$$$$^{+}$$のFe$$^{3}$$$$^{+}$$への転換率を低減化した測定法および単独照射容器による測定法について検討した。さらに、小型照射容器を用いて得られたフリッケ線量計による測定値を電離箱による測定値と比較した。フリッケ線量計による測定値は線量率1.4$$times$$10$$^{5}$$~3.5$$times$$10$$^{6}$$R/hrの範囲内で電離箱による測定値とよく一致した。

論文

プレナー型Si太陽電池を用いた低X,$$gamma$$線量率の簡易測定法

田中 隆一; 宇佐美 晶*

電気学会論文誌,C, 97(11), p.215 - 222, 1977/11

光検出ダイオードを用いた無バイアス下での直流電流測定という簡易な方法によって、$$gamma$$線、X線の低線量率領域の測定を可能にするため、種々の太陽電池とFETを初段に用いた反転増巾型の演算増巾器とを直結する方法で試験を行い、応答-雑音比および線量率計としての諸特性を調べた。その結果プレナー型太陽電池の場合低線量率では線量率換算で0.02$$sim$$0.1R/h程度の雑音レベルが得られ、従来測定可能な加減が100R/h程度とされていたが、0.1R/h程度まで改善できることがわかった。入力換算雑音電流は主として太陽電池の等価内部抵抗とFETの電圧性雑音に依存するが、数+M$$Omega$$以上の等価内部抵抗に対してはFETの電流性雑音の影響が大きくなる。応答-雑音比をさらに改善する方法についても検討した。温度依存性、方向特性が良好なこと、および線量率に対する直線的応答が確認され、低線量率領域での実用線量計、モニターとしての有用性が示された。

論文

A Solid-state ionization chamber for the high-dose-rate measurement of gamma-rays

田中 隆一; 田島 訓; 宇佐美 晶*

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 24(11), p.627 - 637, 1973/11

耐放射線型の$$gamma$$線高線量率測定のためのN/P型シリコン太陽電池を用いた固体電離箱の諸特性、およびその改良について述べた。電離電流は10$$^{2}$$~10$$^{6}$$R/hrの範囲で線量に比例する。放射線損傷による感度の劣化はバルクの比抵抗が高い程小さく、かつ不純物(Cu)のdopeによってさらに小さくできることがわかった。Cuをdopeした200$$Omega$$-cmのバルクを用いたN/P型試料に対して、感度劣化率は1MRあたり0.1%であった。前照射法によって感度を安定化させることも可能である。温度依存性は比抵抗や負荷抵抗にかなり依存するが、100$$Omega$$の負荷抵抗を標準とした場合、出力電流の温度係数は5~60$$^{circ}$$Cの範囲内で最大0.4%/$$^{circ}$$C以下にすることができる。Air dose測定用プローブの方向依存性は、電極からの2次電子の後方散乱を補償することにより、$$pm$$1%程度におさえることができる。

報告書

$$gamma$$線電離箱による線量測定

岡田 実

JAERI-M 4886, 13 Pages, 1972/07

JAERI-M-4886.pdf:0.65MB

本稿は当所の基礎課程用に作成したもので次の項目から成っている。測定原理、$$gamma$$線電離箱の構造、電離電流の測定、電離箱の飽和特性を調べる実験、電荷集積報法による電離電流の測定、照射線量率と電離電流との関係を調べる実験、$$^{6}$$$$^{0}$$Coと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能の測定、GMサーベイメーターの較正

口頭

異なる形状をもつシンチレーション検出器から得られた環境中の線量率測定データの相互比較,1; 実験

吉田 忠義; 津田 修一; 谷垣 実*; 奥村 良*; 斎藤 公明

no journal, , 

一般に$$gamma$$線線量率測定器の校正は、特定の方向(通常は前方)から$$gamma$$線を照射して行う。一方、原子力発電所事故等による放射性物質の飛散によって形成された環境中の放射線場における測定では、様々な方向から放射線が入射するため、検出器形状によって測定値が変化する可能性がある。そこで、検出器形状の異なるシンチレータをもつ測定器を用いて、相互比較測定を行った。その結果、放射性物質の飛散によって形成された環境中の放射線場における測定では、JIS Z 4333の要求性能を満たした測定器であっても検出器形状の違いによって、有意な差が生じることが分かった。一方、測定環境の放射線入射条件に近いG(E)関数を用いることで、測定精度の向上が図れることが分かった。ただしこの場合、校正時の放射線入射条件と異なるため、校正方法に課題が残る。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,2; 高放射性廃液貯槽セル内の線量率分布測定試験

所 颯; 鈴木 敏*; 三好 竜太; 桜井 康博; 松木 拓也; 蔦木 浩一; 関根 恵; 清水 靖之; 中村 仁宣

no journal, , 

東海再処理施設の高放射性廃液貯槽セル内の線量率は、セル内点検用のガイドチューブを介し、新たに設計・製作した点検装置を用いて測定する。ガイドチューブを利用した線量率分布測定をはじめて実施することから、モックアップにより挿入可能を確認した点検装置を用いて、作業の安全性・操作性及び線量計の挿入距離に対する測定位置の関係を確認し、実機においてセル内線量率分布測定試験を実施した。

口頭

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価について

山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊藤 主税

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構(UCS)を撤去し、キャスクに収納した。旧UCSは、「常陽」建設時より使用された機器であり、高い表面線量率を有する。UCS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分布を旧UCS撤去前に直接測定し、C/E補正する手法を導入することで、旧UCSの表面線量率の評価を行った。旧UCS引き抜き後、当該評価手法の妥当性を検証するため、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UCSを収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線強度分布を測定し、計算値と比較した。その結果、測定値と計算値でピーク形状は一致し、C/E値は1.1$$sim$$1.7となり、「常陽」旧UCS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。高速炉で長期間使用した大型構造物の当該線量率評価手法を適用した前例はなく、ここで蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、有用なものと考える。

口頭

高線量率用TOFシンチレーション光ファイバー放射線センサーの特性評価

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 鳥居 建男

no journal, , 

福島第一原子力発電所(以下、1F)事故による1Fサイト内汚染の効率的な除染及び作業員の外部被ばく線量の低減のためには、放射性物質が周辺と比較して多く集積している場所(ホットスポット)の詳細な分布測定が必要である。放射性物質分布を計測する手段として、1F事故後よりプラスチックシンチレーションファイバー(PSF)にTime-of-Flight(TOF)法を適用した放射線分布測定法(以下、TOF光ファイバー法)が1F汚染水タンク周りからの汚染水漏洩監視等の現場で応用されている。本手法を汚染が深刻な1F原子炉建屋内に適用するためには高線量率対応が必要となるが、TOF光ファイバー法は高線量率照射時に偶発同時計数が問題となる。そこで、本研究ではTOF法の偶発同時計数特性を実験的に確認し、その補正法の検討を行った。

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