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論文

C12137-01型CsI(Tl)検出器を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド測定のための評価式の決定

安藤 真樹; 松田 規宏; 斎藤 公明

日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.34 - 39, 2021/03

福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の影響のない11地点において、高感度型CsI(Tl)検出器であるC12137-01型を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド評価式を求めた。高感度型KURAMA-IIでは計数率はC12137型CsI(Tl)検出器を搭載した標準型KURAMA-IIを用いた場合の10倍以上となり、標準型KURAMA-IIより測定時間が短くとも精度よいバックグラウンド評価が可能であることが示された。1400-2000keVの計数率と空間線量率のフィッティング式を補正して得られたバックグラウンド評価式は、y($$mu$$Sv/h)=0.062x(cps)であった。走行サーベイ測定データを用い、71区市町の平均値としてバックグラウンド空間線量率を示すとともに、これまでの標準型KURAMA-IIでの測定結果と比較した。高感度型と標準型のKURAMA-IIによるバックグラウンドはほぼ一致しており、高感度型KURAMA-IIでのバックグラウンド測定に適用可能なバックグラウンド評価式を求めることができた。

論文

Study of radiation-induced primary process by ion pulse radiolysis

吉田 陽一*; Yang, J.*; 近藤 孝文*; 関 修平*; 古澤 孝弘*; 田川 精一*; 柴田 裕実*; 田口 光正; 小嶋 拓治; 南波 秀樹

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.183 - 185, 2006/01

シングルフォトンカウンティングシステムを用いて重イオンパルスラジオリシス技術を開発した。このシステムでは、溶液試料入射前に置かれた薄膜シンチレータにイオンを照射した時にシンチレータから発した光を溶液試料中に生成する初期活性種の検出光源として用いた。このシステムを用いて水中における水和電子の時間過渡吸収の測定が達成でき、これにより本技術の有用性が示された。

論文

Analysis of time evolution of neutron intensity measured with a high-sensitive neutron collar during the JCO criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 住田 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(8), p.628 - 630, 2003/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.68(Nuclear Science & Technology)

JCO臨界事故による被ばく線量の評価は、JCOの$$gamma$$線モニタ,原研那珂研の中性子モニタ及び現場周辺で測定されたモニタリングデータに基づいて行われた。臨界継続中、事故現場から約1km離れた三菱原子燃料において、高感度の燃料集合体非破壊測定システム(UNCL)を用いた中性子計測が行われていたことがわかった。日本原子力学会JCO事故調査委員会はこのデータを入手し、委員会メンバーである著者らは、その解析から臨界に伴い発生した中性子強度の推移を評価した。その結果、事故発生から約1時間半後から臨界状態終息までの中性子強度の変化は、$$gamma$$線モニタ,中性子モニタの記録と一致することが明らかとなった。本解析結果は、線量評価に用いられた線量率の時間推移に関するモデルが適切なものであったことを示している。

報告書

硝酸態窒素による地下水汚染とその対策法

三田村 久吉

JAERI-Review 2003-007, 54 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-007.pdf:3.36MB

世界の人口増加圧に伴う不可避的な食料増産やエネルギー消費量の増加は、硝酸態窒素の環境負荷を増加させる大きな要因となっている。窒素はタンパク質の構成元素として動植物の生育に欠かせない成分であるが、硝酸態窒素の過剰な環境負荷は飲料水となる地下水などを汚染し、人や家畜の健康に深刻な被害をもたらすことになる。本報は、硝酸態窒素による地下水汚染の問題点を明らかにし、環境修復・保全の観点から技術開発の新たな方向性を探るため、関連する書籍や論文などを参考にして、硝酸態窒素による人の健康への影響,窒素循環の実態,発生源の種類,汚染対策などについてまとめたものである。

論文

Measurement of reaction rate distributions in a plastic phantom irradiated by 40-and 65-MeV guasi-monoenergetic neutrons

中根 佳弘; 中島 宏; 坂本 幸夫; 田中 俊一

Radiat. Meas., 28(1-6), p.479 - 482, 1997/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:38.2(Nuclear Science & Technology)

加速器施設の遮蔽計算に用いられる輸送計算コードの20~100MeV領域中性子に対する精度検証を目的として、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射によるアクリルファントム内反応率分布を2種類の検出器で測定した。$$^{238}$$U核分裂反応率分布について、19.6MeV以上の中性子輸送をHETCコード、それ以下をMORSEコードとHILO86群定数で計算した結果、深さ25cmでは、実験値より約25%過大となった。一方全てのエネルギー領域をMORSEコードとHILO86群定数で計算した結果、深さ25cmにおいても実験値とほぼ一致した。また反跳陽子型の固体飛跡検出器の反応率分布についてMORSEコードで計算した結果、40MeV中性子入射、深さ15cmから25cmの範囲では実験値とほぼ一致するが、65MeV中性子入射では1~3割程度過大となり、用いた検出器応答関数などについて検討が必要であることが判明した。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of neutron transport and related nuclear data of JENDL-3.1

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.745 - 752, 1995/00

中性子輸送計算コードとJENDL-3.1の核データの検証のために、D-T中性子源を用いて、銅に関するベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径629mm、厚さ608mmの銅平板で、D-T中性子源から200mmに設置された。数keV以上の中性子スペクトルと$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92}$$Nb,$$^{115m}$$In,$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au等の放射化反応率を14mm$$Phi$$のNE213、小型の反跳陽子ガス比例計数管、放射化箔を用いて測定した。実験解析は、DOT3.5とMCNP-4で行い、核データセットはJENDL-3.1から作られたものを用いた。また、DOT3.5の場合は、群定数による自己遮蔽の影響も調べた。すべての計算は、測定された10MeV以上の中性子データと10%以内で一致した。自己遮蔽の影響は0.1MeV以下で現われ、その補正が不十分であることが明らかになった。また、10MeV以下の中性子データに関しては、実験と解析の間に30%以上の差があり、JENDL-3.1の銅のデータにまだ問題があると考えられる。

報告書

Fusion-neutron diagnostic on the microwave tokamak experiment

小川 俊英; 大麻 和美; 星野 克道; 小田島 和男; 前田 彦祐

JAERI-M 94-021, 45 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-021.pdf:1.33MB

Microwave Tokamak Experiment(MTX)で行なった中性子計測について、MTXトカマクでの較正実験結果とMTXプラズマの中性子測定結果を報告する。中性子計数管とポリエチレン中性子減速材を用いた全中性子発生率測定系は、当初の設計通りに10$$^{8}$$個/秒以上の中性子発生率領域に対応できた。$$^{252}$$Cf中性子線源をトカマク真空容器内に置いて較正実験を行ない、検出器の感度係数を決定した。ジュール加熱時のプラズマから1$$times$$10$$^{11}$$個/秒程度の中性子発生率が測定され、輸送解析コードによる計算と良い一致を示した。プラスチック・シンチレータを用いた高時間分解能測定系は、測定精度を確保できる範囲内で、200マイクロ秒までの時間分解能が得られた。しかし、ピーク出力1GW、パルス幅20ナノ秒程度のFELマイクロ波に対する応答速度としては十分でなく、FELマイクロ波入射時のイオンの応答は検出できなかった。

論文

核燃料物質等総合管理システムの開発

西村 秀夫; 西沢 敏

第14回核物質管理学会 (INMM)日本支部年次大会論文集, p.155 - 162, 1993/11

新日米原子力協定の締結等により核燃料物質等の国際規制物資には一層慎重な管理が求められるようになってきた。また、IAEAの保障措置の強化と合理化を求める動きは結果として、施設の計量管理に対し一層の透明性、確実性、迅速性を求めるものとなると考えられる。一方、施設にとっては核物質防護、安全、財産、経済性といった面での管理も重要であり、合わせて広報にも留意する必要がある。このようないろいろの要求に効率的に応えるには、情報管理を一元化した総合管理システムを構築することであると考える。原研では、このため、十分な調査活動の後にシステム開発に着手した。開発用及び管理用の2台のワークステーションを中心に施設及び管理部門の端末等とネットワークシステムで結ぶ構成とし、計量管理、国籍別管理等の基本的データ以外にも、施設の概観、燃料の形状、保障措置の概要といった情報も取扱うこととしている。

報告書

Second international comparison on measuring techniques of tritium production rate for fusion neutronics experiments(ICMT-2)

前川 藤夫; 前川 洋

JAERI-M 93-017, 53 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-017.pdf:1.67MB

現在の技術によるトリチウム生成率の測定精度評価を目的として、第2回核融合中性子工学実験のためのトリチウム生成率測定法の国際比較が実施された。原研FNSとローザンヌ工科大学(スイス)のLOTUSの2つの14MeV中性子源施設が使われた。単純幾何形状からなる核融合模擬ブランケット体系内の均一中性子場で、7ヶ国の9機関から送られたリチウム化合物の試料が照射され、試料中のトリチウム生成率が各機関独自の方法で測定された。また、未知ではあるが同一濃度のトリチウム水試料が配布され、その濃度を各機関が測定して共通の基準とした。測定されたトリチウム生成率の機関内のバラつきは、FNS,LOTUS照射共に標準偏差で約10%であり、期待していた値である5%を越えた。このバラつきは主に、照射試料からのトリチウム水抽出過程における各機関依存の系統的な誤差に原因の多くがあると推察された。

報告書

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値が$$^{238}$$U捕獲反応率/235U核分裂率および$$^{238}$$U核分裂率/$$^{235}$$U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

論文

Rapid anion exchange separation of berkelium with (III) mineral acid-methyl alcohol mixtures

臼田 重和; 吉川 英樹*; 間柄 正明; 初川 雄一

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Letters, 117(6), p.329 - 336, 1987/06

$$^{4}$$He+$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am反応で$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{3}$$$$^{,}$$$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$BK(半減期:4.5,4.35時間)を合成し、3価BKの鉱酸-メタノール混合溶媒による陰イオン交換挙動を調べた。塩酸を含む混合溶媒を用いると、BKはAm及びCmとCf及びFmグループの中間に溶離された。この系を用いて主なFP及びAlキャッチャーフォイルからの高温下でのBKの分離と、$$alpha$$及びX線スペクトル測定のための試料調製を5分以内に行うことができた。硝酸を含む混合溶液でのBKの吸着挙動についても検討し、Ceからの迅速分離法を確立した。

論文

球形減速材付BF$$_{3}$$比例計数管のエネルギー応答特性の評価

浅野 芳裕

保健物理, 22, p.445 - 451, 1987/00

放射線防護上中性子測定を行う場合、その対象とするエネルギー範囲は熱領域から10数MeVにおよぶ。この広いエネルギー範囲を測定するものとしてポリエチレンなどの減速材と中性子検出器を組み合わせた減速材付検出器がよく用いられている。これらの検出器のエネルギー応答特性の多くは中性子輸送計算やモンテカルロ計算によって得られたものであり、高い信頼性を得るためには加速器を用いた単色中性子線などによる実験値と計算値との比較がなされる必要がある。そこで今回、球形のBF$$_{3}$$カウンタを内蔵した減速材の厚さが1cmから14cmまでの8種類の球形減速材付検出器を製作し、そのエネルギー応答特性を実験および計算を行うことにより評価し良好な結果が得られたので報告する。

論文

Experimental modeling of steam-water countercurrent flow limit for perforated plates

傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p.723 - 732, 1985/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.63(Nuclear Science & Technology)

蒸気-水の多孔板における対向流抑制(CCFL)の実験を、孔径、孔縁切欠き、板厚を変えて行った。その結果、既存のCCFL相関式はこれらの形状変化に依存していることが示された。多孔板における流動の観察に基づいて、CCFL流量を算出する簡潔な相分離モデルを導き出し、これを種々の形状範囲の実験について検討した。その結果、形状のみから決まるパラメータを用いて、実験結果をよく予測できることが示された。

論文

半導体検出器用前置増幅器

熊原 忠士; 大川 彰一*

放射線, 10(2), p.150 - 156, 1984/00

半導体検出器特集号の1編として、半導体検出器用前置増幅器についてまとめた。各章は、1.はじめに、2.電荷型前置増幅器の基本構成、3.前置増幅器の雑音特性、4.低雑音前置増幅器の高計数率比、5.まとめ、で構成されており、3,4章では最近の半導体検出器用前置増幅器の動向について触れた。

報告書

Acoustic Emission Measurement in a 20$$_{M}$$$$_{J}$$ Superconducting Magnet System of the Cluster Test

R.S.Kensley*; 吉田 清; 辻 博史; 島本 進

JAERI-M 9696, 17 Pages, 1981/09

JAERI-M-9696.pdf:0.57MB

本文は原研で行われたクラスター・テスト・コイルの第2回目の実験で測定したアコーステック・エミッション(AE)の結果を記録したものである。クラスター・テスト・コイルは今日迄アコーステック・エミッションの測定の行われた最大の超電導コイルである。AEの振幅と発生率を電流の関数として示した。この電流は三回の定格電流迄の掃引値である。振幅は電流の掃引のくり返しにより減少することが認められた。一方、AEの発生率はくりかえしにより高電流領域では増加することが認められた。振幅が減少し、発生率が増える現象はAEの発生が大きなものから数多くの小さなものに移行していることを示している。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,2; 皮膚汚染の$$beta$$線線量率測定のための試験

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

保健物理, 14(1), p.1 - 10, 1979/00

電離箱型サーベィメータ5器種、GM計算管型サーベィメータ1器種について、皮膚汚染による線量率を測定するための校正試験を実施した。皮膚汚染による線量率を測定評価するには、皮膚表面から検出器前面までの距離を10mmに保ちながら、フィルタを開いた状態および閉じた状態で2度測定し、その差から正味の測定値を得る。線量率は、正味の測定値に換算倍率を乗ずることによって求める。換算倍率は線源の直径が小さいときには、直径の逆2乗にほぼ比例し、線源の直径が検出器の直径よりも大きくなるに従って徐々に一定の値に近づく。電離箱型サーベィメータの場合、換算倍率は$$pm$$30%差を容認すれば5器種とも同じ値となり、また、エネルギー依存性も無視できる。GM計数管型の場合は、エネルギー依存性があり、$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tl$$beta$$線線源に対する換算倍率は、天然ウラン$$beta$$線線源の場合の約3倍である。測定距離が10mmから$$pm$$2mm変化したとき換算倍率の変化は$$pm$$20%以内である。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,1; 作業環境の$$beta$$線線量率測定のための試験

備後 一義; 梶本 与一; 須賀 新一

保健物理, 13(4), p.279 - 285, 1978/00

$$beta$$線の線量率を、フィルタを開いた状態および閉じた状態で測定したときのサーベィメータの指示値の差に、線量率への換算計数を乗ずることにより求める方法を採用し、この換算計数を決定するための試験を実施した。電離箱型サーベィメータの場合、体表面(表皮層7mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるための換算計数は、$$beta$$線の最大エネルギーに依存して異なる値となることがわかった。しかし、指先(表皮層40mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるときは、入射$$beta$$線の最大エネルギーに関係なく、換算計数の値として、4(mrad/h)/(mR/R)を採用することができる。GM計数管型サーベィメータの場合、換算計数は、電離箱型サーベィメータの場合よりも、$$beta$$線最大エネルギーに大きく依存することがわかった。

報告書

原研型・放射線管理用モニタ

金原 節朗; 木村 和磨; 土屋 俊男; 熊原 忠士; 猪俣 新次; 金子 記一; 小沢 皓雄; 古川 政美; 安納 勝人; 田和 文雄; et al.

JAERI-M 4964, 205 Pages, 1972/09

JAERI-M-4964.pdf:25.36MB

「放射線管理用モニタ規格」に従ってモジュール化した放射線管理用モニタの製作についてまとめている。最初にモニタ・ユニットの種類や測定系、アラーム系等の系統的なな説明を行ない、次に各ユニットとユニットを組み合わせたセットについて説明している。これらのユニットは各種GMプローブ、3種のプリアンプ、イオンチェンバ・プローブ、ログ・カウントレート・メータ、DCアンプ、HVサプライ、2種のアラーム、サンプラ・コントローラ、ビン用電源等の16種である。

論文

Automatic start-up of a research reactor, 2; Design of logarithmic counting-rate and period meter, and automatic start-up experiments

藤沢 武夫; 住田 健二; 渡辺 光一

Journal of Nuclear Science and Technology, 1(9), p.350 - 361, 1964/00

抄録なし

口頭

核燃料サイクル工学研究所$$^{252}$$Cf線源の更新に伴う中性子放出率の決定と作業の安全対策

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所において校正や試験に使用するCf-252中性子線源(999MBq)を更新した。旧線源は国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていたが、今回の更新では、ボナー球やロングカウンタを用いた測定によって自社施設において放出率を決定した。併せて、高線量率の線源を取り扱う際の安全管理の方法、並びに更新当日の作業について報告する。

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