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報告書

個人外部線量測定用蛍光ガラス線量計の基本特性, 平成12年度

伊藤 精; 白石 明美; 村上 博幸

JAERI-Tech 2001-048, 20 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-048.pdf:1.27MB

日本原子力研究所は、放射線業務従事者の被ばく線量を測定するための個人線量計として、原研創立以来使用してきたフィルムバッジに替えて、蛍光ガラス線量計を使用することとし、平成12年度より導入した。蛍光ガラス線量計の使用開始に先がけて、同線量計による測定評価の信頼性を確認するために、個人線量計としての基本的特性、即ち、線量直線性、エネルギー特性、方向特性、異種の放射線の混合照射時の測定性能、経時変化特性等についての試験を行った。この結果、蛍光ガラス線量計は、上記項目のすべてに対して実用上十分な特性を有することが確認された。本報は、この試験で得られた蛍光ガラス線量計の基本特性を纏めたものである。

論文

Analysis of the fracture behavior of hydrided fuel cladding by fracture mechanics

黒田 雅利*; 山中 伸介*; 永瀬 文久; 上塚 寛

Nuclear Engineering and Design, 203(2-3), p.185 - 194, 2001/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:28.08

反応度事故条件下における軽水炉燃料棒の破損挙動を解明するために、水素吸収管の破壊に関する解析を破壊力学に基づき行った。応力強度因子(SIF)、J積分及び塑性降伏荷重といった破壊力学パラメータを用いて破壊評価ダイヤグラム(FAD)を構築し、被覆管の破壊応力を評価した。FADから予測される被覆管の破壊応力は、原研が実施したNSRRパルス照射試験や高速加圧バースト試験の結果と定量的に一致した。

論文

A Response of an imaging plate to heavy ion beams and its LET effects

阿部 健*; 小嶋 拓治; 鈴谷 卓之*; 村上 泰朗*; 斉藤 究*; 藤 健太郎*; 酒井 卓郎; 武部 雅汎*

Radiation Detectors and Their Uses, p.323 - 328, 1998/00

異種放射線混在場における線種・エネルギー弁別画像計測技術を確立するため、イメージングプレート(IP,輝尽発光体:BaFBr:Eu$$^{2+}$$)の放射線応答特性を調べており、既にX($$gamma$$)線、電子線及び軽イオンビームに関しては、IPに含まれる色素の効果や放射線の飛程のちがいを利用した弁別方法を見出した。今回はより高い線エネルギー付与(LET)をもつKrまでの重イオンに対する応答特性を調べた。照射後のIPの光励起スペクトルは、500及び600nmにおいてそれぞれF及びBrの色センターに起因するピークをもつが、これを近似関数を用いて成分分離すると他にも小ピークがあり、これらの存在と強度変化が元のピークの位置や形を決めていることが新たにわかった。さらにこの成分がフェーディング挙動に関連することが示唆された。また照射後光ブリーチングを行うと、ピーク成分が個別に励起光強度に依存し、この現象が機構解明に結びつくことが考えられた。

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。

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, 1997/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.45

放射線プロセス用実用線量計の開発を目的として、安価で大量製造が可能な射出成形法を用いたアラニン-ポリスチレン線量計素子について、プロセス線量レベルのガンマ線線量応答特性、精度、1kGyにおける照射中の温度の影響などの基本的な線量計特性を調べた。この結果、重量補正の有無によらず、0.1~100kGyの範囲で$$pm$$2%(68%信頼度)の精度が得られることがわかった。また1kGyにおける線量応答は、照射温度が5~45$$^{circ}$$Cの範囲で+0.25%/$$^{circ}$$C(25$$^{circ}$$C基準)の係数をもつ温度依存性をもつこと、0.1~100kGyの範囲では照射後の線量応答は25$$^{circ}$$C湿度40%の保存条件下では、少なくとも2ヶ月間は1%以下の減衰しかないことが明らかとなった。

論文

Fading characteristics of an alanine-polystyrene dosimeter

小嶋 拓治; L.Chen*; 春山 保幸; 橘 宏行; 田中 隆一

Applied Radiation and Isotopes, 43(7), p.863 - 867, 1992/00

ポリスチレン成形アラニン線量計の線量応答に及ぼす照射中及び照射後(郵送中)の温度の影響を、東南アジア諸国におけるkGyレベルのトランスファー線量測定(素子を郵送によってやりとりして線量測定・校正等を行う)を目的として調べた。線量応答は、0~70$$^{circ}$$Cの範囲において、照射中の温度に比例して増加し、この傾き(温度係数)は1、10、100kGyいずれの線量レベルにおいても0.24%/$$^{circ}$$Cとなった。照射後の線量応答は、線量及び温度が高くなるほど減衰が早い傾向があった。放射線滅菌線量10kGyレベルの厳密なトランスファー線量測定においては、日本国内の環境では問題ないが、環境温度40$$^{circ}$$C付近の国で行われる場合、照射後のフェーディングを考慮する必要があることがわかった。また、フェーディング曲線が、速度の異なる2成分からなること、及びそのメカニズムについて考察を行なった。

論文

Computer code TERFOC-N to calculate doses to public using terrestrial foodchain models improved and extended for long-lived nuclides

外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(4), p.360 - 374, 1990/04

原子力施設の平常運転時に大気へ放出される放射性核種によってもたらされる公衆の被曝線量を算出するための計算コードTERFOC-Nを開発した。本コードは、食物摂取及び呼吸による内部被曝、空気中の核種及び地表に沈着した核種からの直接線による外部被曝という4つの被曝経路からの個人線量の最大値及び集団線量を計算する。このうち、食物連鎖モデルは米国原子力規制委員会規制指針1.109のモデルを基礎とし、軽水炉以外の原子力施設に起因する被曝線量もより現実的に評価することができるように改良・拡張した。本報告では採用したモデルを記述し、本コードを使用した計算例を示す。感度解析の結果から食物摂取による被曝線量に敏感なパラメータが同定された。また、本コードで改良・拡張したモデルの中で被曝線量に大きな影響を及ぼすモデルが確認された。

報告書

Evaluation of Neutron Nuclear Data for Deuterium

柴田 恵一; 成田 孟; 五十嵐 信一

JAERI-M 83-006, 45 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-006.pdf:1.32MB

$$^{2}$$Hの中性子核データを10$$^{-}$$$$^{5}$$eVから20MeVの中性子エネルギーにわたって評価した。評価した量は全断面積、弾性散乱断面積、中性子捕獲断面積、(n、2n)反応断面積、弾性散乱角度分布および(n、2n)反応二重微分断面積である。弾性散乱角度分布および(n、2n)反応からの放出中性子スペクトルはFaddeev方程式にもとづいて計算された。評価すみデータはENDF/Bフォーマットでファイル化されており、日本の評価ずみ核データライブラリーの第2版、JENDL-2に格納される。

報告書

コバルト・ガラスによる$$gamma$$線の線量測定

中村 義輝; 田中 隆一

JAERI-M 5976, 25 Pages, 1975/02

JAERI-M-5976.pdf:1.09MB

$$gamma$$線照射施設におけるコバルト・ガラスを用いた実用的な線量測定法について研究した結果を本報にまとめた。放射線着色のFading効果に対する補正は、吸光度変化の実測値、実験的に決定されたFading、照射時間、および照射終了後測定するまでの時間に対する経験式として与えられた。Fadingに対する温度の影響は0~50$$^{circ}$$Cの温度範囲でほとんど無視できる。Fading効果の補正式を用いて、線量算出のための経験式がつくられた。この経験式により線量は10$$^{4}$$~10$$^{6}$$Rの範囲にわたり約2%(S.D.)の再現性で決定できることがわかり、その測定精度について検討した。照射済試料は500$$^{circ}$$Cで熱処理することにより十分再利用が可能なことがわかった。照射線量分布、深部線量分布への応用例、他の積分型固体線量計との比較、測定の実用的手法などについても述べた。

論文

コバルト・ガラス線量計のFading効果とその補正法

田中 隆一; 中村 義輝

Radioisotopes, 24(1), p.1 - 5, 1975/01

コバルト・ガラス線量計を信頼性の高いガンマ線の大線量測定法として確立するため、放射線着色のFading効果を詳しく測定した。その結果、Fading定数は温度ばかりでなく、線量に依存するか、Fading定数の温度係数は線量に依存しないことがわかった。電子線による短時間照射により実測されたFading定数をもとにして、照射時間の長いガンマ線用のFading補正のための経験式を決定した。これにより広い範囲の照射時間、照射終了後測定するまでの時間、および吸光度の実測値に対して、正確なFading補正を行なうことが可能になった。

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