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報告書

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2021-049, 67 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-049.pdf:7.54MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指すものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行う。

報告書

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数(受託研究)

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫

JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB

現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。

論文

Sensitivity and uncertainty analysis of $$beta_{rm eff}$$ for MYRRHA using a Monte Carlo technique

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

European Physical Journal; Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の$$beta_{rm eff}$$に対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いて$$beta_{rm eff}$$の感度係数を求めた。$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は$$20$$であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めた$$beta_{rm eff}$$の感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2$$pm$$0.2%および2.0$$pm$$0.2%と評価され、その大部分は$$^{239}$$Pu及び$$^{238}$$Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。

報告書

使用済燃料直接処分の臨界安全評価; 燃焼度クレジット評価のためのデータの整備(受託研究)

山本 健土*; 秋江 拓志; 須山 賢也; 細山田 龍二*

JAEA-Technology 2015-019, 110 Pages, 2015/10

JAEA-Technology-2015-019.pdf:3.67MB

使用済燃料の直接処分においては、使用済燃料が核分裂性物質を一定量含むことから臨界安全性が重要となる。近年の高濃縮度燃料の導入によって、燃焼度クレジットの採用により得られる利益が高まっている。本報では、PWR燃料の処分容器体系を対象として、燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価で重要となる、燃焼計算コードの不確かさ、照射履歴、及び、軸方向ならびに径方向の燃焼度分布の考慮の有無による使用済燃料の反応度への影響について評価した。それぞれの因子の影響評価においては、既往の文献調査結果をふまえ、最新のデータならびに評価手法を採用した。本検討の評価手法を適用することで、PWR使用済燃料の反応度について適切な安全裕度を設定することができる。

報告書

MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

報告書

FCAを用いた軟スペクトル場における$$^{238}$$Uドップラー効果の測定(共同研究)

安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*

JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB

軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)において$$^{238}$$Uのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。

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

FCAを用いた岩石型燃料に添加する共鳴吸収物質のドップラー効果測定

安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二

JAERI-Research 2003-029, 72 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-029.pdf:3.41MB

ROX燃料に添加する共鳴物質としてエルビウム(Er),タングステン(W),トリウム(ThO$$_{2}$$)に着目し、これら物質のドップラー効果に対する計算予測精度の検証を行うことを目的とし、FCAを用いて実験を行った。実験は、高速炉体系(XX-2)と中速スペクトル体系(XXI-1D2)において、800$$^{circ}$$Cまでのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、核データにJENDL-3.2を用い、FCA標準解析手法を基本計算とし実験値と計算値を比較した。また、SRACシステムを用いた解析を行い、SRACによる計算の予測精度の傾向を調べるとともに、基本計算の解析結果と比較した。輸送補正を施した基本計算の解析の結果、XX-2炉心では全般的に過小評価となり、XXI-1D2炉心では計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。SRACシステムによる解析の結果、ErサンプルではSRACの方が3%$$sim$$10%小さい計算値を与え、Wサンプルでは、SRACの方が2%$$sim$$5%大きな計算値を与えることがわかった。またThO$$_{2}$$サンプルでは、XX-2炉心ではSRAC解析$$>$$基本計算であるのに対して、XXI-1D2炉心ではその逆となった。

報告書

Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Tech 2003-021, 60 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-021.pdf:4.56MB

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

論文

Burnup importance function introduced to give an insight into the end effect

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 140(3), p.255 - 265, 2002/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

燃焼度クレジットを入れた燃焼燃料の臨界安全評価では端部効果がしばしば議論されるが、その定量的な議論に役立てるためにこの論文では燃焼度インポータンス関数を導入した。この関数は、反応度に対する燃焼の影響を燃料位置の関数として表す。燃焼度インポータンス関数をOECD/NEAの燃焼度クレジット専門家グループで採用されたフェーズIIAベンチマーク体系に適用した。この関数は、端部の燃焼度インポータンスが (1) 燃焼度,(2) 冷却期間,(3) 燃焼度分布及び (4) 核分裂生成物の考慮の場合に増加することを明瞭に示した。

論文

Kinetic parameter $$beta_{rm eff}/ell$$ measurement on low enriched uranyl nitrate solution with single unit cores (600$$phi$$, 280T, 800$$phi$$) of STACY

外池 幸太郎; 三好 慶典; 菊地 司*; 山本 俊弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1227 - 1236, 2002/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:77.82(Nuclear Science & Technology)

STACYにおいて、低濃縮硝酸ウラニル水溶液の動特性パラメータ$$beta_{rm eff}/ell$$を、パルス中性子法により測定した。ウラン濃度を193.7gU/$$ell$$から432.1gU/$$ell$$の範囲で変化させ、測定を系統的に繰り返した。用いた炉心タンクは、直径600mm及び直径800mmの2基の円筒タンクと、厚さ280mm,幅700mmの平板タンクである。本報告では、溶液燃料条件,臨界液位,測定を行った未臨界液位,測定された中性子束時間減衰の減衰定数,外挿された$$beta_{rm eff}/ell$$などの実験データを、パルス中性子法の説明とともに示す。また、拡散コードであるSRACシステムのCITATIONと核データライブラリJENDL 3.2を用いて、$$beta_{rm eff}/ell$$の計算も行った。これらの$$beta_{rm eff}/ell$$の測定値と計算値はよく一致している。

論文

Burnup importance function and its application to OECD/NEA/BUC phase II-A and II-C models

奥野 浩; 外池 幸太郎; 酒井 友宏*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

燃焼の進展に伴い、軽水炉用燃料集合体の反応度は核分裂性核種の減損、特に軸方向中央部の減損により減少する。端部の反応度変化への重要性を描写するために、燃焼重要度関数を局所的な燃焼度変化の反応度減少への重みとして導入した。この関数をOECD/NEA/BUCのフェーズII-Aモデル(使用済PWR 燃料棒を表す)及び簡単化したフェーズII-Cモデル(局所的な燃焼変化による反応度変化を研究)に適用した。フェーズII-Aモデルへの適用は、端部の燃焼重要度が燃焼度あるいは冷却期間の増加に伴い増加することを明瞭に示した。異なる初期濃縮度での燃焼重要度を比較した。簡易化されたフェーズII-Cモデルへの適用の結果は、燃焼重要度関数が、平均燃焼度を一定にし燃焼度変化が最大・最小測定値の間であるという束縛条件下で最も反応度の高い燃焼分布を見い出すのに役立つことを示した。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu by using results of in-pile measurements of effective delayed neutron fraction

桜井 健; 岡嶋 成晃

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 12 Pages, 2002/10

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCA における合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$ベンチマーク実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。さらに、調整後の収率をテストするために、高速炉臨界実験装置ZPRで実施された$$beta_{eff}$$実験の解析を行った。調整後の収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

磁力線に沿った運動が関与する非局所輸送

滝塚 知典; 北條 仁士*; 羽鳥 尹承*

プラズマ・核融合学会誌, 78(9), p.857 - 912, 2002/09

磁場閉じ込めプラズマ中の磁力線に沿った輸送について概説する。無衝突及び衝突拡散的輸送について比較する。その速い輸送のために、磁力線方向のプラズマの性質は非局所的に振る舞いやすい。トカマク中のスクレイプオフ層とダイバータプラズマの非局所的現象の一つを紹介する。その磁力線方向に形成される非対称性はスクレイプ層の電流に関連する熱電不安定性に起因する。MARFEと呼ばれる局所的な現象は強い放射冷却により作られる。磁力線方向に非局所的で磁力線垂直方向に局所的構造を持つスネークはトカマクの中心プラズマに生じている。ミラープラズマにおけるミラー端からの軸方向損失について紹介する。特にピチ角散乱によるロスコーンへの落下及び磁気モーメント断熱性の破れによる損失が非局所的な軸方向輸送に関連することを述べる。

論文

In-situ observation of surface blistering in silicon by deuterium and helium ion irradiation

五十嵐 慎一; 武藤 俊介*; 田辺 哲朗*; 相原 純; 北條 喜一

Surface & Coatings Technology, 158-159, p.421 - 425, 2002/09

低角度入射電子顕微鏡法を用いて、シリコンブリスタリングのその場観察を行った。重水素照射により形成されるブリスターの大きさ,密度は、電子線照射領域内では領域外より明らかに小さいことがわかった。これは高エネルギー電子線による電子励起により、シリコン不飽和結合の重水素による終端化が抑制されたためである。また、フラックスが高いと、ブリスターが形成されるより前に、フレーキングが起きることも明らかにした。さらに、重水素照射では、注入重水素の最大飛程よりさらに浅いところで、重水素終端された欠陥が形成され、そこで劈開が起こり、ブリスターとなることを明らかにした。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction $$beta_{eff}$$

桜井 健; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:41.16(Nuclear Science & Technology)

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、$$^{238}$$Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、$$^{239}$$Puの収率は2.6%大きくなり$$^{235}$$Uの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Re-evaluation of the effective delayed neutron fraction measured by the substitution technique for a light water moderated low-enriched uranium core

中島 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1120 - 1125, 2001/12

計算コードと核データ検証用ベンチマークデータを取得するために、軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の実効遅発中性子$$beta_{eff}$$を再評価した。$$beta_{eff}$$は置換法により測定されていたが、今回の評価では、反応度の測定に関する最新の知見をもとに置換反応度を見直すとともに、過去の測定では無視されていた補正(燃料棒と置換した吸収体の吸収断面積の差に関する補正)を計算により行った。この結果、ベンチマークデータとして使える軽水炉系の$$beta_{eff}$$を取得できた。JENDL-3.2ライブラリと輸送コードTWODANTを用いた計算との比較では、計算値が実験誤差をわずかに上回る過大評価となった。

論文

Evaluation of delayed neutron data using FCA $$beta$$$$_{eff}$$ benchmark experiment

岡嶋 成晃; Zuhair*; 桜井 健; H.Song*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.963 - 965, 1998/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.2(Nuclear Science & Technology)

FCAの$$beta$$$$_{eff}$$国際ベンチマーク炉心の実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)を、様々な遅発中性子データを用いて計算し、その結果を相互比較した。計算された$$beta$$$$_{eff}$$は、遅発中性子データ間では大差ないが、炉周期と逆時間方程式を用いて求めた基準反応度には、遅発中性子データ間に差が生じることが分かった。

論文

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2の$$^{238}$$U非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$、ZPPR-9炉心については約0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主に$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

論文

Alanine-polystyrene dosimeters prepared by injection moulding

小嶋 拓治; 柏崎 茂*; Zhang, Y.*

Applied Radiation and Isotopes, 48(7), p.965 - 968, 1997/07

放射線プロセスで大量に使用するルーチン線量計の開発を目的として、低価格で均一な素子の大量製造が可能な射出成形法を用いて、ポリスチレンで成形したアラニン/ESR線量計の素子を製造した。加工レベルの高線量域におけるガンマ線に対する線量応答特性、精密度、1kGy照射時における照射中の温度依存性等主要な線量計特性を調べた。0.1-100kGyの線量範囲における線量応答の精密度は素子の重量による補正の有無によらず、68%信頼度で$$pm$$2%以内であった。線量1kGyでは、5$$sim$$45$$^{circ}$$Cの照射温度で応答は+0.25%/$$^{circ}$$Cの係数をもつ依存性を示した。また0.1$$sim$$100kGyでは、照射後のESR応答は、25$$^{circ}$$C及び湿度40%で少なくとも2ヶ月間は1%以下の減衰しかなく安定であった。

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