JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　19 件中 1件目～19件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.3$$times$$10$$^{18}$$Bq (原子炉停止直後)、2.7$$times$$10$$^{16}$$Bq (21年後)、1.0$$times$$10$$^{16}$$Bq (40年後)、2.4$$times$$10$$^{15}$$Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.3$$sim$$0.4% (10$$sim$$13t)、L2が0.0$$sim$$0.4% (0$$sim$$14t)、L3が1.0$$sim$$1.2% (32$$sim$$39t)、CLが98.0$$sim$$98.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

論文

A Study on induced activity in the low-activationized concrete for J-PARC

松田 規宏; 中島 宏; 春日井 好己; 笹本 宣雄*; 金野 正晴*; 北見 俊幸; 市村 隆人; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.74 - 77, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875648

高強度の陽子加速器施設において、トンネル内遮へいコンクリートの放射化することが予想されるため、加速器機器メンテナンス作業時の作業員の$$gamma$$線被ばく線量は低減対策をとる必要がある。そこで、大強度陽子加速器施設(J-PARC)では、トンネル内遮へいコンクリート躯体の一部に、石灰石を骨材とする低放射化コンクリートを採用することとし、低放射化コンクリートの性能指標として新たに$$^{24}$$Na当量を導入した。低放射化コンクリートの有効性を検証するため、低放射化コンクリートと普通コンクリートの粉末試料について、中性子照射実験を原研FNSで行った。J-PARC用に整備した遮へい設計詳細計算コードシステムを用いて計算解析を行い、その結果はファクター2以内の良い一致を示した。また、J-PARCを模擬した体系での検証は、加速器停止後1週間以内のメンテナンス期間において、低放射化コンクリートによる$$gamma$$線被ばく線量が普通コンクリートに比べて1/10以下であり、低放射化コンクリートの使用は有効であることが確認された。

論文

Experimental study on induced radioactivity in boron-doped low activation concrete for DT fusion reactors

佐藤 聡; 森岡 篤彦; 金野 正晴*; 落合 謙太郎; 堀 順一; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.66 - 69, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875646

DT核融合炉では、運転停止後メンテナンスのために、コンクリート製の生体遮蔽体に近づく。したがって崩壊$$gamma$$線線量率を最小化させることが重要である。本研究では、標準コンクリート及び低放射化コンクリートを準備し、DT中性子照射実験により誘導放射能を評価した。ここで用いた低放射化コンクリートでは、Si, Al, Fe等の量が標準コンクリートに比べて1$$sim$$3桁小さい。長寿命核種を生成するCo及びEuの微量元素もまた著しく減少させている。加えて、用いた低放射化コンクリートは、熱中性子を減少させるために1$$sim$$2wt%のホウ素を含んでいる。照射は原研FNSの80$$^{circ}$$ラインで合計で12時間行った。照射後、1日$$sim$$数か月後の誘導放射能を高純度Ge検出器による$$gamma$$線分析機を用いて測定した。照射後10日後の低放射コンクリートの誘導放射能は標準コンクリートより1桁小さいことがわかった。Na-24の誘導放射能が減少したためである。標準コンクリートではZrとRbの微量元素が観測されたが、低放射化コンクリートでは観測されなかった。また、低放射化コンクリートではCoが劇的に減少されていることが実験的に確認できた。本研究で用いた低放射化コンクリートは核融合炉の遮蔽材として非常に有用であると結論できる。

報告書

水蒸気改質反応用触媒の反応特性(受託研究)

大橋 弘史; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2003-046, 47 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-046.pdf:3.15MB

炉外技術開発試験の試験項目の1つとして、HTTR水素製造システムと同温度・圧力条件下で水蒸気改質反応特性を明らかにすることを計画している。炉外技術開発試験における反応特性評価をより正確に実施するために、実験室規模の装置を用いて、メタン流量1.18$$times$$10$$^{-3}$$~3.19$$times$$10$$^{-3}$$mol/s,反応温度500~900$$^{circ}C$$,圧力1.1~4.1MPa,メタンに対する水蒸気のモル比2.5~3.5の条件下で、装置に依存しない触媒固有の性能である活性化エネルギーの評価を行った。この結果、炉外技術開発試験装置で使用する2種類のニッケル触媒の見かけの活性化エネルギーは、51.4及び57.4kJ/molであり、反応速度定数は圧力の-0.15~-0.33乗に比例することを明らかにした。

報告書

ジルコニア系超塑性セラミックス材料への中性子照射試験の検討

柴田 大受; 本橋 嘉信*; 石原 正博; 馬場 信一; 林 君夫

JAERI-Review 2000-008, p.31 - 0, 2000/05

JAERI-Review-2000-008.pdf:1.64MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の一環として超塑性セラミックス材料に関する高温照射試験研究が提案されている。本報ではその効率的な実施に資するため、セラミックスの超塑性変形機構を概観し、その代表的な材料である安定化正方晶ジルコニア(TZP)について、中性子照射が超塑性変形挙動に与える影響について検討した。その結果、照射促進拡散により超塑性変形の活性化エネルギーの低下が期待されることを指摘した。また、TZPの初めての中性子照射試験条件として、高速中性子照射量5$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$、照射温度600$$^{circ}C$$程度を選定し、材料試験炉(JMTR)で予備照射試験を実施することとした。さらに、照射によるTZPの放射化量を評価し、熱中性子3$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$の照射直後で放射能は10$$^{10}$$Bq/gのオーダーであり、1年間で約1/100に減衰することを示した。

論文

The IRAC code system to calculate activation and transmutation in the TIARA Facility

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 細野 雅一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.840 - 844, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10875008

IRACコードシステムを、TIARA施設での各種放射線環境で生成する放射性核種と放射能を計算できるように改訂した。本コードシステムは、150MeV以下の中性子、陽子、重陽子及び$$^{4}$$He, 500MeV以下の$$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{20}$$Ne及び$$^{40}$$Arを入射粒子として、3次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。システムには、放射化断面積、崩壊・光子放出データ及び原子質量等の物理データファイルが用意されている。入力データは、入射粒子、ターゲット、照射・冷却時間、及び計算・出力条件である。$$^{20}$$NeイオンをCoターゲットに入射させた場合に生成する放射能の計算値と測定値の比較を行った。

論文

Measurement of induced radioactivity in copper exposed to high energy heavy ion beam

Kim, E.; 中村 尚司*; 上蓑 義明*; 伊藤 祥子*; 福村 明史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.811 - 815, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10875003

高エネルギー加速器施設において、ターゲット、加速器機器の放射化量を評価することは、施設の設計や被ばく防護の観点から重要である。しかし、イオンビーム照射時の放射化量を評価するための実験データは極めて少ない。そこで、核子あたり290MeV及び400MeVの$$^{12}$$Cイオン、400MeVの$$^{20}$$Neイオンを、厚さ3cm及び5cmの銅ターゲットに入射させ、核破砕反応により生成される放射性核種のターゲット中での分布を調べた。また、この結果を用いて、ビーム停止後の経過時間に対するターゲット周辺における線量当量率を評価した。以上の結果から、加速器保守時の作業者の外部被ばく評価に利用できる有用な知見を得た。

論文

核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し,7; 安全性

関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.795 - 801, 1998/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003827461

核分裂炉との対比により核融合炉の安全上の特徴を明らかにする。その特徴に即して、放射性物質の閉じ込めに重点を置いた安全確保の方策を述べる。ITERという今までで最も詳細な核融合実験炉の工学設計を対象としてなされた安全評価の結果、それ自身の安全性が確実なものとして示されたことを述べる。この結果に基づいて、将来の動力炉において格段に高い安全性を実現できる方策を示す。

論文

Time-dependent chemical compositions of $$^{13}$$N and $$^{15}$$O induced in air by the operation of a high energy electron accelerator

遠藤 章; J.Henshaw*; M.A.Mignanelli*

Health Physics, 74(4), p.456 - 464, 1998/04

https://doi.org/10.1097/00004032-199804000-00007
 被引用回数：2 パーセンタイル：24.11(Environmental Sciences)

高エネルギー電子加速器施設における内部被ばく線量評価に必要な基礎データを得るために、光核反応により空気中に生成される$$^{13}$$N,$$^{15}$$Oの化学形を計算シミュレーション手法を用いて解析した。電磁カスケードコードEGS4を用い、100MeV電子が銅ターゲットに入射した時の空気中での制動放射線スペクトル、エネルギー吸収量を計算した。これを基に$$^{13}$$N,$$^{15}$$O,放射線分解生成物の生成速度を求め、これらの反応により生成される化学種の濃度を、FACSIMILEコードを用いて計算した。$$^{13}$$N,$$^{15}$$Oが、放射線場における化学反応により、時間と共にどのような化学形に変化するかを明らかにし、これが内部被ばく線量評価に及ぼす影響について検討した。

報告書

Measurement of reactivity worths of Sm,Cs,Gd,Nd,Rh,Eu,B and Er aqueous solution samples

小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB

使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。

報告書

IRACM: イオン及び中性子による生成放射能計算コードシステム

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

JAERI-Data/Code 97-019, 91 Pages, 1997/05

JAERI-Data-Code-97-019.pdf:2.58MB

加速器施設では、加速イオン及び二次中性子により加速構成機器及び試料中に放射能が生成されることから、放射線被曝、放射性同位元素及び放射性廃棄物の低減のために、これらの生成放射能の評価が重要である。このため、加速器施設の放射線場で生成される核種、放射能を計算するコードシステムIRACMを開発した。本コードシステムは入射粒子として、中性子、陽子、重陽子、$$alpha$$、$$^{12}$$C、$$^{14}$$N、$$^{16}$$O、$$^{20}$$Ne、$$^{40}$$Arを考慮した任意の1次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。本システムは、計算プログラム、及び放射化断面積、崩壊・ガンマ線データライブラリで構成されており、FACOM-M780大型計算機及びDECワークステーションで実行可能である。

論文

Measurement of neutron activation cross sections for the $$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo, $$^{99}$$Tc(n,$$alpha$$)$$^{96}$$Nb, $$^{99}$$Tc(n,n$$alpha$$)$$^{95}$$Nb, and $$^{99}$$Tc(n,n)$$^{99m}$$Tc reactions at 13.5 and 14.8MeV

池田 裕二郎; E.T.Cheng*; 今野 力; 前川 洋

Nuclear Science and Engineering, 116, p.28 - 34, 1994/01

https://doi.org/10.13182/NSE94-A21478
 被引用回数：6 パーセンタイル：51.65(Nuclear Science & Technology)

脳や肝臓の癌の診断で有効な$$^{99m}$$Tcの親核である$$^{99}$$Moの需要は年々増加している。$$^{99}$$Moは核分裂生成物の分離あるいは$$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo反応を用いて製造されているがその比放射能は高いものではない。そこでFMIF,ESNIT等の材料照射用強力中性子源の有効利用として$$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo反応を用いた高比放射能$$^{99}$$Moの製造が検討されている。本研究では上記概念の成立性検討の基礎となる14MeV近傍の断面積を放射化法で測定するとともに、長寿命放射性核$$^{99}$$Tcの核変換反応(n,$$alpha$$),(n,n$$alpha$$)の断面積も同時に測定した。REAC$$ast$$2コードを用いたFMIFでの$$^{99}$$Mo製造の試算では現在の試料需要価値を仮定すると年間12M$の利益が見込まれる。しかしながら、REAC$$ast$$2では反応断面積40mbを用いており、本実験データ、14mb、に基づく限り3倍程度の過大評価となっている。しかしながら、高比放射能$$^{99}$$Moの提供及び中性子源の有効利用の観点からこの概念の成立性は高いと結論できる。

論文

Development of IRAC code system to calculate induced radioactivity produced by ions and neutrons

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 横田 渉; 神谷 富裕; 渡辺 博正; 山野 直樹*; 白石 忠男; 畑 健太郎

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.965 - 971, 1994/00

イオン照射研究施設における作業者の被曝低減化および廃棄物管理等に有用な、イオンおよび中性子とターゲット核種との核反応、崩壊によって生成される放射性核種と放射能の計算コードシステムを開発した。コードシステムとして、ターゲットを1次元多重層体系とした汎用システムIRACと、3次元体系としたIRAC3Dシステムの2システムを作成した。ここでは、IRACコードシステムを構成している誘導放射能計算コード;放射化断面積、放射性核種の崩壊データおよびガンマ線放出データライブラリの機能の説明と計算例について報告する。

論文

Elution of residual ions with etching of heavy ion-injected polyimide

古牧 睦英; 石川 二郎; 桜井 勉; 松本 安世*

Radiat. Meas., 23(4), p.725 - 729, 1994/00

https://doi.org/10.1016/1350-4487(94)90009-4
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

一定図形のマスク越しにポリイミドに重イオンを多重照射しエッチングすると、一定深さの溝を持つ図形が形成される。重イオン照射・エッチング法による微細加工が可能となる時、図形形成後の溝中に残存するイオン量を知ることが重要となる。特に絶縁体のポリイミドが電子部品に応用される時、絶縁性能が影響される。しかし、現在、イオンを一個づつポリイミド中で計測する方法はない。そこで、注入イオンを放射化し、エッチングに伴って溶出して残るポリイミド内放射能を測定し、エッチングと注入イオン、残存イオンとの関係を調べた。~16$$^{2}$$/cm$$^{2}$$のイオン注入に際しては、イオンの飛程の深さの計算値より10%余分に溶解すると、残存放射能は検出感度以下となることが分った。

報告書

Joint report of JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics; Induced radioactivity measurements in fusion neutron environment

池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 中村 知夫*; 前川 洋; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*

JAERI-M 93-018, 164 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-018.pdf:4.96MB

核融合ニュートロニクスに関する原研/米国DOE共同実験計画の一環として1988年より誘導放射能実験が開始された。目的はDT中性子場での一連の核融合構造材の放射化特性を明らかにし設計に用いる計算コード及び核データの妥当性の検証を行うことにある。これまでに第2段階C、第3段階A,Bで実験が終了し、主要構造材を含む20の材料を対象として照射時間が、30分、10時間、冷却時間が10分から1週間までの崩壊$$gamma$$線スペクトルデータを測定した。得られた実験データを基にして、主な計算コードシステム、THIDA-2,REAC$$ast$$2,DKRICF及びRACCによる実験解析を行った結果、幾つかの物質で、計算に用いた崩壊データ並びに放射化断面積の不備が示され、本実験の果たした役割の重要性が明らかとなった。本レポートは、実験手法、これまでの実験データ及び一連の解析結果を共同報告書としてまとめたものである。

論文

Measurement of Doppler effect up to 2000$$^{circ}$$C at FCA

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 早野 睦彦*; 笠原 芳幸*; 工藤 文夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.523 - 524, 1992/11

高温領域でのドップラー効果の予測精度向上のため、2000$$^{circ}$$Cまで測定可能な実験装置を開発し、FCAにおいて実験を行った。測定方法は、UO$$_{2}$$サンプルを1500$$^{circ}$$Cまで加熱するサンプル加熱・反応度変化測定法とUO$$_{2}$$箔を2000$$^{circ}$$Cまでレーザーで加熱する箔加熱・反応率測定法の2つを組せた。$$^{238}$$Uと実験装置の高温構造材(W)との共鳴の干渉効果を評価する超微細群セル計算コードを作成し、干渉効果が小さいこと確認した。計算値と実験値を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eが0.8であり、箔加熱法では両者は良い一致を示した。

報告書

最適照射条件選定のための核種生成量算出用プログラム; CODAC-No.5入力手引

武田 常夫

JAERI-M 7392, 184 Pages, 1977/11

JAERI-M-7392.pdf:7.56MB

CODAC-No.5プログラムは、核分裂生成物などを含む複雑な生成壊変Chain中の各核種存在量(生成量)を算出するためのプログラムである。既報のCODAC-No.4プログラムでは得られなかった様々の図表出力18種が準備されている。特に、各種の実験目的に応じた最適照射条件(照射時間と冷却時間の組合せ)の選定を行うときに便利な図表を出力することができる。例えば、ある核種の生成量がある指定された核種合計の生成量に対して占める割合が、どのような照射時間と冷却時間の組合せのときに最大となるかといった事柄である。これらの出力項目中には、いわゆる生成量マップ・各種の式(例えば、ある核種の生成量を照射時間と冷却時間の関数としてあらわした式)なども含まれている。このプログラムには、任意の複雑なChainを入力することができる。そして、入力法は簡便かつ容易なものである。プログラムの全文・入力手続・入出力例も合せて示した。

論文

Rapid assessment of thermal neutron activation in consideration of time after irradiation

岡田 実

Journal of Radioanalytical Chemistry, 26, p.215 - 219, 1975/03

「天然に存在する元素を熱中性子で照射したのち任意の時間を経過したあとでの放射能」を簡単迅速に求めることのできる図式計算法について述べる。その図上操作は、一対の曲線を核種配列図の上で平行移動させるだけである。応用として、高純度金属中の一不純物元素を非破壊的に放射化分析する場合の時間的最適条件の求め方を例示する。

19 件中 1件目～19件目を表示
  • 1