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：　14 件中 1件目～14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

論文

Calculation of fluence-to-effective dose conversion coefficients for the operational quantity proposed by ICRU RC26

遠藤 章

Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07

https://doi.org/10.1093/rpd/ncw361
 被引用回数：11 パーセンタイル：68.44(Environmental Sciences)

国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0$$^circ$$から90$$^circ$$までは15$$^circ$$間隔、また、180$$^circ$$、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,3; 環境$$gamma$$線の特徴と被ばく線量との関係

斎藤 公明; 遠藤 章

Radioisotopes, 63(12), p.585 - 602, 2014/12

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.63.585

環境中における適切な外部被ばく線量評価に必要な基本情報を提供する。まず、環境中に分布する典型的な線源から放出される$$gamma$$線の基本的な性質について説明するとともに、この性質を考慮して行われた被ばくシミュレーションにより得られた、広い年齢層に対する線量換算係数をまとめて紹介する。さらに、様々な要因による被ばく線量の変動の様子、また、空間線量率の測定値と被ばく線量の関係についても議論する。

報告書

Calculation of age-dependent dose conversion coefficients for radionuclides uniformly distributed in air

Tran, V. H.; 佐藤 大樹; 高橋 史明; 津田 修一; 遠藤 章; 斎藤 公明; 山口 恭弘

JAERI-Tech 2004-079, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-079.pdf:5.02MB

空気中に一様分布する光子放出核種からの外部被ばくに対し、年齢依存線量換算係数を計算した。6種類の年齢群の数学ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードMCNPを用いて、半無限の空気中線源からの照射による臓器及び組織線量を計算した。臓器線量は、10keVから5MeVまでの12種類の単一エネルギー線源に対して計算した。得られた臓器線量から各光子エネルギー及び年齢群に対する実効線量を算定し、これに基づき原子力施設の安全評価上重要とされる160核種に対する実効線量換算係数を計算した。換算係数は、単位濃度及び時間あたりの実効線量(Sv per Bq s m$$^{-3}$$)で与えた。

報告書

Neutronic study on seed-blanket type reduced-moderation water reactor fuel assembly

Shelley, A.; 久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道

JAERI-Research 2004-002, 47 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-002.pdf:3.08MB

高転換,負のボイド係数,高燃焼度の達成を目指すMOX燃料シード・ブランケット型燃料集合体によるPWR型低減速軽水炉の核的検討を行った。集合体燃焼計算結果から、シード燃料棒を内側15層(S15),ブランケット燃料棒を外側5層(B5)に配置したS15B5配列が推奨できる。集合体軸方向構成を最適化した結果、S15B5配列に対して、シード部高さ1000mm$$times$$2,内部ブランケット高さ150mm,軸ブランケット高さ400mm$$times$$2の構成が高転換を得るうえで最良である。本構成により、転換比1,炉心部平均燃焼度38GWd/tが達成された。さらに、シード部高さ500mm$$times$$2とすれば、炉心部平均燃焼度45GWd/tが達成可能であり、その場合、転換比は1よりわずかに小さい0.97となる。両構成ともボイド係数,燃料温度係数は負である。MOX燃料の代わりに金属燃料やトリウムを母材とする燃料(T-MOX:PuO$$_{2}$$+ThO$$_{2}$$)を使用した場合の検討を加えた。金属燃料では、転換比は向上するが、ボイド係数は悪化し、一方、T-MOXでは、ボイド係数は改善するが、転換比は減少する。

論文

Conversion coefficients from fluence to effective dose for heavy ions with energies up to 3 GeV/A

佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*

Radiation Protection Dosimetry, 106(2), p.137 - 144, 2003/11

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006343
 被引用回数：19 パーセンタイル：75.11(Environmental Sciences)

重イオンに対する線量換算係数の評価は、放射線防護の目的から極めて重要である。そこで、最新の重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、3GeV/A以下のエネルギーを持つ陽子,重陽子,$$^{3}$$H,$$^{3}$$He,$$alpha$$粒子,$$^{12}$$C,$$^{20}$$Ne,$$^{40}$$Ar,$$^{40}$$Ca及び$$^{56}$$Feに対する実効線量換算係数を計算した。得られた結果より、重イオンの種類に依存しないフィッティング式を導出し、その精度を検討した。

論文

Optimization of seed-blanket type fuel assembly for reduced-moderation water reactor

Shelley, A.; 嶋田 昭一郎*; 久語 輝彦; 大久保 努; 岩村 公道

Nuclear Engineering and Design, 224(3), p.265 - 278, 2003/10

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00107-9
 被引用回数：15 パーセンタイル：68.14(Nuclear Science & Technology)

プルトニウム多重サイクルを目的とし転換比1以上を目指した軽水冷却PWR炉心の設計研究を行っている。シード・ブランケット燃料集合体を採用することにして、燃料集合体の最適化についてMVP-BURNコードを用いて集合体計算により広範囲に検討した。集合体計算は炉心径方向の中性子漏れが考慮されないので、ボイド係数は約20pcm/%void程度まで許容されるとした。集合体のシード割合及び大きさについて検討し、シードの割合は50%から60%程度がよい。集合体は燃料棒配置が20列程度の大型にするのが良く、シード燃料棒の配列が15列、ブランケットの配列が5列の場合が良い。この集合体を用い軸方向2重炉心を採用するとして、軸方向ブランケット,内部ブランケット,シード部の高さ等の最適化を行い、それぞれ400mm$$times$$2,150mm,1000mm$$times$$2という結果が得られた。この集合体に対して転換比1.0、ボイド係数は21.8pcm/%voidとなる。軸ブランケットを除く炉心部の平均燃焼度は38.18GWd/t,分裂性プルトニウムの濃縮度は14.6wt%である。この集合体で現行PWR並みに45GWd/tの燃焼度を得るためにはシード燃料の高さを500mm$$times$$2とすると、必要な濃縮度は17.3wt%となり、転換比は0.97,ボイド係数は20.8pcm/%voidとなる。

論文

How good are the internal conversion coefficients now?

Raman, S.*; Nestor Jr., C. W.*; 市原 晃; Trzhaskovskaya, M. B.*

Physical Review C, 66(4), p.044312_1 - 044312_23, 2002/10

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.66.044312
 被引用回数：53 パーセンタイル：89.73(Physics, Nuclear)

励起状態にある原子核が$$gamma$$線を放出する代わりにK,L,M,…原子軌道電子を放出する現象を、$$gamma$$線の内部転換と呼ぶ。核構造を解析するために、内部転換が起こる確率と$$gamma$$線が出る確率との比で定義される、内部転換係数の測定が広く行われている。現在までに5%の誤差内で測定された100種類の内部転換係数について、理論値との比較を行った。理論計算には、相対論的Harterr-Fock-Slater(RHFS)法とDirac-Fock(DF)法の2種類を用いた。その結果、RHFS法よりもDF法による理論計算の方が実験値をより良く再現することを確認した。さらに、DF計算で取り入れた(1)電子の交換相互作用,(2)原子内の電子の空孔状態,(3)有限な核半径の効果の重要性を定量的に示した。

論文

Status on shielding design study for the high-intensity proton accelerator facility

笹本 宣雄; 中島 宏; 平山 英夫*; 柴田 徳思*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1264 - 1267, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1264.pdf

現在、大強度陽子加速器施設の建設計画が進行している。本施設は大出力ビームの加速器であり、非常に厚い遮蔽体を必要とする。合理的で最適な遮蔽設計を実現するために、半経験式と簡易計算法からなる遮蔽設計システムを構築し、部分的にモンテカルロ詳細計算法を導入した。簡易計算法は、高エネルギー計算に対応するためコードの修正を行った。本論文では、当施設の遮蔽設計の現状をレビューし、加速器施設の遮蔽設計の立場から高エネルギー核データの必要性に言及した。

論文

Advanced concept of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) for plutonium multiple recycling

大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道; 山本 一彦*; 岡田 祐之*

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

1.0以上の高転換比と負のボイド反応度係数を達成する低減速スペクトル炉(RMWR)と称する新型水冷却炉を提案している。現在、上記の2つの設計目標を満足する幾つかの概念が提案されているが、これまで、核分裂生成物やマイナー・アクチニドを含まない燃料を対象として設計評価を行ってきた。本論文においては、高速増殖炉(FBR)に対して提案されている様な低い除染係数を有する先進再処理法の下でのプルトニウムの多重リサイクルに対して、低減速スペクトル炉心の成立性を検討しその確認を行った。

報告書

高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計計算のための線量換算係数

坂本 幸夫; 山口 恭弘

JAERI-Tech 2001-042, 29 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-042.pdf:1.79MB

国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告(ICRP Publication 60)の放射線障害防止法等の国内制度への取り入れにより、遮へい壁等の設計の際に評価すべき量が、従来の1センチメートル線量当量から実効線量に変更された。加速器施設の遮へい計算に用いる線量換算係数として、20MeV以下の中性子に対してICRP Publication 74に基づく前方(AP)照射条件の値が放射線障害防止法等の告示別表に示されているが、20MeV以上の中性子に対する値は示されていない。そこで、20MeV以上の中性子に対する線量換算係数の現状を調査するとともに、陽子加速器施設の遮へい体後方の典型的な中性子スペクトルを用いて線量率を試算し、幾つかの線量換算係数を用いた場合の実効線量率等を調べた。この検討結果を基に、陽子加速器施設の遮へい設計計算用の線量換算係数として、20MeV以上の中性子に対してはHEREMESコードシステムによるAP照射条件での実効線量への換算係数を推奨し、熱エネルギーから2GeVまでの中性子77群構造の線量換算係数を作成した。

論文

自然環境未攪乱土壌中におけるHTガスの拡散係数およびHTOへの転換速度定数の推定

村田 幹生; 野口 宏

日本原子力学会誌, 34(2), p.149 - 152, 1992/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.34.149
 被引用回数：2 パーセンタイル：42.65(Nuclear Science & Technology)

元素状トリチウム(HT)の放出に伴う環境被曝線量を精度よく予測計算するにあたって不可欠な、HTガスの土壌内拡散係数D及び土壌内におけるHTからHTOへの転換速度定数Kの推定を行った。カナダにおけるHTガスの野外放出実験で実測したHTガスの空気中濃度、沈着速度及び土壌内HTO沈着量分布データと、理論式によって予測されるHTOの沈着量分布との比較から、最もよく再者がフィットするDとKの最尤推定値をもとめた。細砂ローム土壌にたいするKは2.4$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/s、粗砂土壌にたいするKは3.2$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/sであることが明らかになった。

論文

Accuracy of cell calculation methods used for analysis of high conversion light water lattice

C-J.Jeong*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.515 - 523, 1990/06

https://doi.org/10.3327/jnst.27.515

MOX燃料棒の稠密格子から成る高転換軽水炉体系におけるセル計算手法の精度を共鳴計算手法(NR,IR近似、超詳細群衝突確率法)及びセル形状(六角、円筒)と境界条件(完全反射、等方反射)に関して検討、確認を行った。一連の計算は、高転換軽水炉に関する国際ベンチマークで採用された格子モデルを参照体系として行った。中性子増倍率、転換比、減速材ボイド特性等の諸物理量を広範囲な減速材対燃料体積比、燃料種類と富化度に対して評価し、連続エネルギーモンテカルロ法による計算値との比較により、これらの計算手法の予測精度と適用性を明確にした。IR近似の精度はNR近似に比べて良好であるが、特にスペクトルが硬くなる場合に悪くなる。また、円筒化近似の精度は、ウラン燃料格子系に比べ、プルトニウム燃料系で悪化することが確認された。

論文

EPプレートアウト非破壊定量測定法の検証実験

寺田 博海; 片桐 政樹; 若山 直昭

日本原子力学会誌, 23(10), p.762 - 771, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.762
 被引用回数：1 パーセンタイル：24.24(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉やIn-pileガスループなどにおける一次系配管機器にプレートアウトしたFP核種を定量する目的で開発した「FPプレートアウト非破壊定量測定法」に対して検証実験を実施した。本FPプレートアウト非破壊定量測定法では、配管内面のプレートアウト密度($$mu$$Ci/cm$$^{2}$$)を求めるためにプレートアウト換算係数を用いている。この換算係数は、本測定法において最も重要な量であり、理論式と実験式とを組み合わせた近似的計算手法によって求めている。今回行なった検証実験では、点状の標準線源を利用してプレートアウト模擬装置を製作して、実際の換算係数を実験によって求め、近似計算による換算係数との比較を行なった。比較の結果、カンマ線エネルギー100keV~2MeVの範囲で、実験値と計算値は良く一致した。このことから、換算係数の近似的計算法の妥当性が実験によって検証されたといえる。

論文

In-situ measurement of fission product plateout in in-pile gas loop using portable Ge(Li) gamma-ray spectrometer

寺田 博海; 片桐 政樹; 高橋 秀武; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(3), p.225 - 240, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.225
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.58(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉一次系配管の内面に沈着するFP核種のプレートアウト密度を非破壊で定量測定する方法の開発を行なった。配管の内面に沈着した核種が放出するガンマ線を鉛コリメーターを取り付けた可搬型Ge(Li)検出器を用いて外部から走査する方式である。OGL-1における最初の被覆粒子燃料高温照射試験が行なわれた後の一次系配管に対して、本方式によるFPプレートアウトのIn-situ測定を実施した。測定したガンマ線スペクトルから同定された核種は、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I,$$^{9}$$$$^{5}$$Zr,$$^{9}$$$$^{5}$$Nb,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$La,$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{8}$$Co,$$^{5}$$$$^{4}$$Mn,$$^{5}$$$$^{1}$$Cr,$$^{6}$$$$^{5}$$Zn,$$^{5}$$$$^{9}$$Fe,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{2}$$Sb,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf,$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{4}$$$$^{6}$$Sc、などであった。また、これらの核種のプレートアウト密度は10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/cm$$^{2}$$の範囲にあることが検出器の較正実験と解析計算とから求めた換算係数を用いた定量により明かになった。

14 件中 1件目～14件目を表示
  • 1