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報告書

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(委託研究); 令和元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; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2020-058, 101 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-058.pdf:5.58MB

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、令和元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、平成30年度に採択された「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」の令和元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、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200$$mu$$m$$times$$5$$sim$$10$$mu$$m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共同研究で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

報告書

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2019-040, 77 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-040.pdf:4.61MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、平成30年度「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」について取りまとめたものである。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200$$mu$$m$$times$$5$$sim$$10$$mu$$m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共研で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

論文

A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

Introduction to development of advanced safeguards and security NDA technologies by JAEA-ISCN

瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータによる$$^{3}$$He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念される$$^{3}$$Heに代わるZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色$$gamma$$線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。

報告書

64$$times$$64チャンネル高位置分解能中性子イメージ検出器の検出特性

坂佐井 馨; 片桐 政樹; 松林 政仁; Rhodes, N.*; Schoonveld, E.*

JAERI-Research 2004-020, 19 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-020.pdf:4.57MB

ZnS:Ag/$$^{6}$$LiFシンチレータと波長シフトファイバを用いた背面読み取り法により位置検出を行う64$$times$$64チャンネル高位置分解能中性子イメージ検出器の検出特性を英国ラザフォードアップルトン研究所のISISにおいて測定した。その結果、ISISが実際に用いているApplied Scintillator Technology(AST)社製シンチレータを用いた場合、熱中性子に対して検出効率が24.5%であることがわかった。また、同時に$$gamma$$線感度を$$^{60}$$Co線源を用いて測定した結果、7$$times$$10$$^{-5}$$counts/photonsであることがわかった。原研で開発したZnS:Agと$$^{6}$$LiFとの比が1.5:1としたシンチレータでは熱中性子に対して検出効率が14.5%とISISのものに対して約60%であることがわかった。検出効率については、1-1, 1-2, 2-1、及び2-2コインシデンス法についてそれぞれ評価した。本検出器による中性子イメージ特性は、原研CNRF施設を用いて評価した。直径2mmの穴のあいたCdコリメータを用いて測定した結果、明瞭なビームイメージが得られることがわかった。2-2コインシデンス法を用いた場合には、検出効率は下がるものの位置分解能が改善されることを確認した。

論文

多重$$gamma$$線放射化分析法による鉄鋼標準物質中の微量なヒ素とアンチモンの定量

木村 敦; 大島 真澄

鉄と鋼, 90(12), p.1004 - 1009, 2004/12

鉄鋼スクラップの利用拡大や高機能鋼の発展に伴い、微量不純物元素(トランプエレメント)をsub-ppmオーダーで定量する技術の確立が大きな問題となっている。そこで、本研究では、われわれのグループが開発した多重$$gamma$$線放射化分析法を用いて鉄鋼中のAs, Sbの定量を行った。その結果、定量値は数%$$sim$$0.1ppmの幅広い範囲で認証値とよく一致した。定量下限値は従来の放射化分析法と比べて大きく改善し、定量下限はAsで0.01ppm、Sbで0.005ppmであることが確認された。また、定量値のばらつきを求めるために繰り返し測定を行ったところ、ppmオーダーの測定に対して定量値のばらつきは10%以下のsub-ppm程度と十分に小さく、本手法は定量手法として精度が高いことが確認された。以上の結果から、本分析法により、鉄鋼中の微量As, Sbが化学分離を伴わずに高確度で定量できることが確認された。

報告書

Activity report of the Fusion Neutronics Source from April 1, 2001 to March 31, 2004

核融合中性子工学研究室

JAERI-Review 2004-017, 163 Pages, 2004/07

JAERI-Review-2004-017.pdf:25.47MB

核融合中性子工学用中性子源FNSは1981年に完成した、加速器型の14MeV中性子源である。FNSは中性子断面積測定,積分実験,ブランケット中性子工学実験等の核融合炉開発を目的として中性子工学実験にとって強力な研究手段である。本報告書は大学及び他の研究機関との協力研究も含めて、2001$$sim$$2003年度のFNSの活動をまとめたものである。

論文

14MeV中性子直接問かけ法による高感度検出,1; 金属系ウラン廃棄物

春山 満夫; 高瀬 操*; 飛田 浩; 森 貴正

日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.185 - 192, 2004/06

核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物のほか、このような施設のデコミッショニング計画によって、今後、膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして、これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され、このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは、前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え、その場合の検出性能について検討した。著者らの考案した14MeV中性子直接問かけ法は悪影響を及ぼす中性子減速・吸収効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり、廃棄体マトリックスがコンクリートである場合、従来法に比べて位置感度差がほとんど無く、高感度検出を実現でき、他に比類の無い優れた手法であることを報告した。今回、各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し、本検出法が効果的に適用できるか否かの検討をMVP計算コードを用いた計算機実験によって行った。その結果、本検出法は金属系ウラン廃棄物のクリアランス濃度を十分に検認できるものであった。

論文

Neutron detection by superconducting tunnel junctions on a Li$$_{2}$$B$$_{4}$$O$$_{7}$$ single-crystal absorber

中村 龍也; 片桐 政樹; 浮辺 雅宏*; 池内 隆志*; 大久保 雅隆*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 520(1-3), p.67 - 69, 2004/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:83.83(Instruments & Instrumentation)

Li$$_{2}$$B$$_{4}$$O$$_{7}$$単結晶上に製作した超伝導トンネル接合素子(STJ)により中性子を検出することに成功した。本検出器は、中性子核反応($$^{6}$$Li+n$$rightarrow$$T+$$alpha$$+4.78MeV、あるいは、$$^{10}$$B+n$$rightarrow$$$$^{7}$$Li+$$alpha$$+2.3MeV)の結果励起される多数のフォノンを単結晶表面に製作された超伝導トンネル接合素子により検出することで中性子を検出する。LBO単結晶は、中性子吸収断面積の大きい$$^{6}$$Li, $$^{10}$$Bから構成され、かつ、低原子番号の元素により構成されていることから、ほぼ100%に近い検出効率と低バックグランドが実現される。また、核反応の結果生じる二次粒子の飛程が短いため、直列接合型STJ素子、あるいは、STJアレイ群によりイメージング検出器を構成すると数ミクロン以下の高位置分解能も期待できる。われわれは上述の検出器を製作し、中性子検出に供することができることを実証した。さらに1.3mmの距離をおいて製作した二つのSTJ素子の波高相関測定から、中性子位置検出器としても動作可能であることを確認している。

報告書

熱外中性子検出によるTRACY超臨界実験の出力履歴の測定

中島 健; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-028, 31 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-028.pdf:1.38MB

TRACYを用いた超臨界実験における出力履歴を精度良く測定するために、熱外中性子検出による出力測定を試みた。熱外中性子の測定のために、カドミウム(Cd)被覆の$$^{235}$$U核分裂電離箱を使用し、中性子検出効率を向上させるための中性子減速材としてポリエチレンをCd被覆内に設置した。また、$$gamma$$線によるノイズの影響を低減するために鉛遮蔽体を設けた。測定結果を熱中性子検出器の結果と比較したところ、従来の熱中性子検出では中性子が検出器に到達するまでの飛行時間によって生じる時間遅れの影響により出力に歪みが生じ、また、出力ピーク値が減少することが明らかになった。出力ピーク値の減少率は、添加反応度1.5$の比較的ゆっくりとした出力変化の場合には約4%であったが、反応度が約3$の高速出力変化では、40%以上と大きくなった。

論文

A SrBPO$$_{5}$$:Eu$$^{2+}$$ storage phosphor for neutron imaging

坂佐井 馨; 片桐 政樹; 藤 健太郎; 高橋 浩之*; 中澤 正治*; 近藤 泰洋*

Applied Physics A, 74(Suppl.1), p.S1589 - S1591, 2002/12

 被引用回数:30 パーセンタイル:73.12(Materials Science, Multidisciplinary)

パルス中性子の2次元イメージング用蛍光体としてSrBPO$$_{5}$$:Eu$$^{2+}$$蛍光体の特性を調べた。われわれは本蛍光体が、Gdのような中性子有感物質を添加しなくても、中性子照射後、635nmのレーザー光を照射することによって輝尽性蛍光特性を有することを発見した。単位中性子束あたりの輝尽性蛍光の強度は中性子エネルギーの-0.5乗に比例することがわかった。中性子感度は母体中のホウ素をホウ素-10に濃縮することによって増大することを確認した。$$gamma$$線感度と中性子感度の比は市販の中性子イメージングプレートより10倍優れていることも確認した。

論文

Preparation of a beam quality indicator for effective energy determinations of continuum beams; Establishment of traceability

松林 政仁; 小林 久夫*; J.T.Lindsay*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 424(1), p.165 - 171, 1999/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.12(Instruments & Instrumentation)

中性子ラジオグラフィ装置で使用される中性子ビームの実効エネルギーを決定するために新しく線質計を設計・製作した。新たに製作された5個の線質計の性能をオリジナルと比較した。性能試験ではフィルタを用いる場合と用いない場合の熱中性子(立教大学炉、JRR-3M及びミシガン大学炉)及び導管によって導かれる冷中性子(JRR-3M)が使用された。フィルタとしては鉛及びビスマスが使用された。さらにガドリニウムとX線フィルム、中性子用イメージングプレート、蛍光コンバータと冷却型CCDカメラ及び蛍光コンバータとSIT管カメラの異なる4種類の撮像システムを用いた試験も実施した。その結果、同一中性子ビームに対する5個の線質計の個体差が明らかになったとともに、使用する撮像システムに依存した実効エネルギーの相違が確認された。

報告書

高温用核分裂計数管型電離箱の開発研究

若山 直昭

JAERI-M 85-193, 160 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-193.pdf:5.06MB

多目的高温ガス炉など新型原子炉開発計画の一環として、極めて高性能でかつ600$$^{circ}$$Cでの使用に耐える高温核分裂計数管型電離箱を開発した。まず早い計数ガスと電極などの構造材料との関連において、電離箱のパルス出力性能と高温耐熱化の両立性を研究した。この結果、電離箱は94%アルゴン、5%窒素及び1%Heを混合した計数ガスと約78%のニッケル、16%のクロムを含む金属材料で電極及び構造金属部品を製作することにより、その両立性を得ることができた。また高温耐熱のメタルセラミック封着技術、高温においてスプリング等無しで電極等の熱膨張差を吸収できる電極保持構造などを開発し目標の核分裂計数管型電離箱を試作した。試作電離箱について各種の試験を行ない、出力パルス電流が1.5~2.6$$mu$$A、電荷収集時間43~100nsの高性能特性を有し、800$$^{circ}$$Cまで作動することを確認した。また600$$^{circ}$$Cで6.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$ncm$$^{2}$$に照射試験に耐えまた3年余にわたる炉内実作動試験に耐えた。

報告書

リチウム・ガラス・シンチレータによるトリチウム生成率の測定法

山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋

JAERI-M 85-086, 40 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-086.pdf:1.12MB

核融合炉中性子工学実験への適用を目的とし、$$^{6}$$Li、$$^{7}$$Liガラス・シンチレー夕を用い、$$^{6}$$Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の利点は、(1)感度が高いので、重照射を必要とせず、(2)オンラインで測定できることである。$$Gamma$$線パックグランドは、両シンチレータの波高分布を差し引くことにより除いた。差引の際に必要となる、両シンチレ一タの$$gamma$$線検出効率比は、測定により決定した。$$^{6}$$Li(n,n'd)$$^{4}$$He反応等の競合反応の寄与については、運動学的解析による評価を行なった。また、自己遮蔽効果、および、$$alpha$$粒子・トリトンの逃げの割合についても検討を加えた。本方法を、D-T中性子場に置いた核融合炉ブランケット模擬体系内におけるTPR分布測定に応用し、測定されたTPR分布を中性子輸送計算の結果と比較検討した結果、本方法が、核融合炉中性子工学実験において有効であることが実証された。

論文

Integral-versions of some kinetic experiments for determining large negative reactivity of reactor

金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(7), p.402 - 412, 1975/07

 被引用回数:5

中性子源増倍法、制御棒落下法および中性子源引抜法等の原子炉の大きな負の反応度測定法に対して積分的な改良が提示された。つまり、動的固有関数を基底とする展開法により、これらの実験法適用時の原子炉動特性を解析して、従来の一点観測形の原理式にかわって多点観測形の原理式が反応度を決定するために導出された。この多点観測形の原理式においては、多点において観測された核分裂計数管の計数面積が共役中性子束と核分裂スペクトルの積を重みとして、全炉心領域について空間的・エネルギー的に積分されるが、この過程において従来の一点観測形の原理式において系統誤差の原因となっていた動的歪曲や空間高周波の効果が払拭され正確な静的反応度が算出されることが結論された。また以上の問題のほか、中性子源挿入法による原子炉出力の絶対測定における中性子源の実効的強さのそのエネルギースペクトルや挿入位置依存症の評価式を導出した。

口頭

Developing delayed gamma-ray spectroscopy for reprocessing plant nuclear safeguards; Neutron detection system development

Lee, H.-J.; Rodriguez, D.; Rossi, F.; 小泉 光生; 高橋 時音

no journal, , 

Under the MEXT research program, The Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security of the Japan Atomic Energy Agency is developing Delayed Gamma-ray Spectroscopy (DGS). The DGS instrument irradiates a sample with neutrons to induce fission and then observes gamma rays emitted during the radioactive decay of the fission products. Since DGS uses neutron sources, it is important to monitor these to both confirm the source consistency and normalize delayed gamma-ray spectra. In addition, prompt-fission and delayed neutron signatures can be used to verify the DGS analysis. To do this, $$^{3}$$He and $$^{4}$$He neutron detectors have been investigated. Since the DGS instrument must be compact, the neutron detectors will be close to the neutron sources and fissionable samples within the instrument. Consequently, several characterization studies were performed for short source-detector distances. This paper will describe experimental results with associated simulations, in light of how the neutron detection systems will be integrated into the DGS instrument.

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