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Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦
Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09
被引用回数:1 パーセンタイル:27.23(Nuclear Science & Technology)Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.
Malins, A.; 越智 康太郎; 町田 昌彦; 眞田 幸尚
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.147 - 154, 2020/10
Compton-to-peak analysis is a method for selecting suitable coefficients to convert count rates measured with in situ gamma ray spectrometry to radioactivity concentrations of Cs & Cs in the environment. The Compton-to-peak method is based on the count rate ratio of the spectral regions containing Compton scattered gamma rays to that with the primary Cs & Cs photopeaks. This is known as the Compton-to-peak ratio (RCP). RCP changes as a function of the vertical distribution of Cs & Cs within the ground. Inferring this distribution enables the selection of appropriate count rate to activity concentration conversion coefficients. In this study, the PHITS Monte Carlo radiation transport code was used to simulate the dependency of RCP on different vertical distributions of Cs & Cs within the ground. A model was created of a LaBr(Ce) detector used in drone helicopter aerial surveys in Fukushima Prefecture. The model was verified by comparing simulated gamma ray spectra to measurements from test sources. Simulations were performed for the infinite half-space geometry to calculate the dependency of RCP on the mass depth distribution (exponential or uniform) of Cs & Cs within the ground, and on the altitude of the detector above the ground. The calculations suggest that the sensitivity of the Compton-to-peak method is greatest for the initial period following nuclear fallout when Cs & Cs are located close to the ground surface, and for aerial surveys conducted at low altitudes. This is because the relative differences calculated between RCP with respect to changes in the mass depth distribution were largest for these two cases. Data on the measurement height above and on the Cs & Cs activity ratio is necessary for applying the Compton-to-peak method to determine the distribution and radioactivity concentration of Cs & Cs in the ground.
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
Nuclear Science and Engineering, 192(1), p.70 - 79, 2018/10
被引用回数:1 パーセンタイル:11.24(Nuclear Science & Technology)これまでTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式の脱塩システム(SDS)に対して、アスペクト比の小さな吸着塔を円筒形状に近似して、その軸方向のみを対象にしたgammaスキャニングに関する解析的研究を進めてきた。本研究では、事故時の報告書をもとに再現した現実系の軸方向のスキャニングを模擬した計算を行い、円筒形状の結果と比較するとともに、径方向のスキャニングも新たに試みて、吸着塔内の核種分布の3次元評価の可能性を模索した。吸着塔の上面および底面からの径方向のスキャニングの模擬計算では、ゼオライト充填層中に仮想的なディスク形状とシェル形状に設定したCs-137がそれぞれ明瞭に観察可能であることを確証した。
Lopez-Martens, A.*; Henning, G.*; Khoo, T. L.*; Seweryniak, D.*; Alcorta, M.*; 浅井 雅人; Back, B. B.*; Bertone, P. F.*; Boilley, D.*; Carpenter, M. P.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 131, p.03001_1 - 03001_6, 2016/12
被引用回数:1 パーセンタイル:43.58(Chemistry, Inorganic & Nuclear)原子番号が100を超える原子核の核分裂障壁の高さとその角運動量依存性を初めて測定した。核分裂による崩壊が優勢となり始める励起エネルギーを決定できる初期分布法という方法をNoの測定に適用した。Noの核分裂障壁はスピンゼロにおいて6.6MeVと決定された。このことは、Noが原子核の殻効果によって強く安定化されていることを示している。
野尻 直喜; 島川 聡司; 高松 邦吉; 石井 喜樹; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2003-086, 136 Pages, 2003/11
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力分布を定量的に確認するために、燃料体の核分裂生成物から発生するグロスガンマ線を測定する出力分布測定実験を行った。測定した燃料体は使用中の燃料であり、平均燃焼度は約4400MWD/tであった。運転停止中に炉内から燃料体を一時的に取り出した状態でGM管によりガンマ線測定を行い、3次元の出力分布の情報を得ることができた。測定実験の決定誤差は、燃料コンパクト1個当たりの軸方向については36%、燃料体1体当たりの炉心径方向及び軸方向については4%であった。実験結果からHTTRの出力分布はおおむね設計の通りであることが明らかになった。また、モンテカルロコードMVPと核種生成消滅コードORIGEN2によるガンマ線分布の計算値は測定値とよい一致を示した。本報は、出力分布測定実験の測定方法,測定手順,測定データの分析,補正方法,測定結果の評価及び計算値との比較についてまとめたものである。
坂本 隆一; 斎藤 公明
Radiation Protection Dosimetry, 106(2), p.165 - 175, 2003/11
被引用回数:6 パーセンタイル:41.64(Environmental Sciences)自動車による移動サーベイで得られた放射線レベルを道路周辺地上値に換算するための換算係数を計算シミュレーションによって定量的に評価した。計算では、Cs核種で汚染された実環境のように、いくつかの道路幅と道路周辺環境が仮定された。計算された換算係数は、20%の精度で、測定されたものと一致することを示した。
則末 智久*; 貴田 祐介*; 増井 直樹*; Tran-Cong-Miyata, Q.*; 前川 康成; 吉田 勝; 柴山 充弘*
Macromolecules, 36(16), p.6202 - 6212, 2003/08
被引用回数:76 パーセンタイル:89.34(Polymer Science)インテリジェント材料として注目されている温度応答性を示すpoly(N-isopropylacrylamide)ゲルの架橋構造と収縮速度との関係を調べた。架橋剤を用いたモノマー重合法及び線を用いたポリマー架橋法により、架橋構造の異なる2種類のポリマーゲルを作製した。モノマー重合法で作製したゲルの収縮速度はポリマー架橋法で作製したものとほとんど同じだった。ところが、小角中性子散乱法や動的/静的光散乱法より、それらのミクロ構造は全く異なることがわかった。これらの検討より、モノマー重合法で得られたゲルは、ポリマー架橋法で得られたゲルの持つ凍結濃度ゆらぎに起因する不均一性に加えて、ゲル化過程で生じる架橋点の空間分布に起因するもう一つの不均一性を有することがわかった。
遠藤 章; 山口 恭弘
Radiation Research, 159(4), p.535 - 542, 2003/04
被引用回数:14 パーセンタイル:39.76(Biology)1999年9月、茨城県東海村において、日本で初めての臨界事故が発生した。この事故により、事故現場で作業をしていた2名の従業員が、核分裂反応により発生する中性子及び線により、著しく不均等に被ばくした。この被ばく状況は、その後の2名の臨床経過に深く影響を及ぼした。本研究では、医療グループからの依頼により、計算シミュレーション手法を用いて被ばくした従業員の線量分布を詳細に解析した。本論文では、皮膚,胴体内部における中性子,線の線量分布、さらにこれらを症状と対比し、これまでに知られている高線量被ばくによる症状との違いについて述べる。
高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信
JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05
HTTRの燃料体からの線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。
藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.
JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02
HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。
斎藤 公明
Radiation Protection Dosimetry, 35(1), p.31 - 39, 1991/00
被引用回数:8 パーセンタイル:66.02(Environmental Sciences)積雪は、地殼中の天然放射性核種からやって来るガンマ線(地殼ガンマ線)の線量を変化させる重要な要因の一つである。本研究では、地殼ガンマ線の性質と線量の積雪による変化を、モンテカルロ計算により究明した。地殼ガンマ線空気カーマの積雪による減衰のデータを示し、U系列、Th系列、Kの主要核種間での減衰傾向の差について議論を加えた。また、地殼ガンマ線のエネルギー分布と方向分布の積雪上での特徴を明らかにした。さらに、数値ファントムを用いて積雪上で人体が受ける臓器線量を計算し、空気カーマあたりの実効線量当量が、雪が無い場合に比べて15-20%低くなることを明らかにした。ここで得た知見は、積雪時期に人間集団が受ける線量の推定に、また、地殼ガンマ線を利用した積雪水量の推定に、活用されると期待される。
山野 直樹*; 南 多善*; 小山 謹二; 内藤 俶孝
JAERI 1316, 307 Pages, 1989/03
中性子と光子の輸送解析を精度よく行い遮蔽安全性を評価するためのモジュール化された計算コードシステムRADHEAT-V4を開発した。このシステムは、多群の中性子と光子断面積セットを作成するモジュール、中性子と光子の輸送現象を解析するモジュール及び原子炉や遮蔽体内の放射線による原子のはじき出しやエネルギーの蓄積を計算するモジュールからなる。放射線束の角度分布を精度良く評価するための新しい方法を開発し、このコードシステムに用いた。この結果、本コードは核分裂炉や核融合炉の遮蔽問題を精度良く評価するのに使用できること、また非等方性線源や一方向に強い漏出を有する媒質中の角度束について、従来問題となっていた、負の値を発生したり振動したりする現象が発生しないことが分かった。本報告書はRADHEAT-V4の使用手引書でもある。
長岡 鋭
Radiat.Prot.Dosim., 18(4), p.221 - 228, 1987/04
被引用回数:7 パーセンタイル:60.01(Environmental Sciences)純Ge検出器、NaI(Tl)シンチレーション検出器、高圧電離箱による同時測定を行い、12階建コンクリートビル内における線及び宇宙線線量率の一般的分布パターンを明らかにした。一般に窓からの距離が長くなるほど線線量率は上昇し宇宙線線量率は下降する。窓から十分離れると両者とも飽和値を示した。一方ビル内での高度分布は、線線量率は階や部屋毎に全く無系統的な値を示した。これは室内線線源の主なものである壁材や床材の違い、構造の違いによるものである。また宇宙線線量率は屋上近くで比較的大きく変化し、階下になるほど徐々に下がる傾向を示した。これは上階部及び屋上の床材により宇宙線中の低エネルギー成分が急激に吸収されたからである。これらの分布パターンは、今後行う屋内線量率測定評価に有用な情報を与えるものである。
長岡 鋭; 坂本 隆一; 斎藤 公明; 堤 正博; 宮坂 聡*; 森内 茂
JAERI-M 84-241, 120 Pages, 1985/01
航空機(ヘリコプタ)線サーベイシステム開発の一環として、Co(100、400mCi)及びCs(100、300mCi)を用いた人工放射線場における野外実験を実施した。本実験では3球形、16164直方体等6種類のNaI(Tl)検出器により地上及び高度20~500mにおいて線波高分布測定を行い、線エネルギースペクトル、線量率等の空間分布を明らかにした。また、モンテカルロ計算値との比較を行い、両者が良く一致することを確認した。さらに、検出器、位置標定装置を含むシステム全体の特性データを入手するとともに、人工放射線成分を含む線場において、その場のバックグラウンド線量率を評価する手法について検討し、係数を決定した。これらの結果は、測定データ解釈用基礎資料として利用されるだけでなく、環境線の解析上汎用的に利用されることが期待される。
岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 川瀬 幸男*; 大野 秋男; 三田 敏男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.70 - 73, 1985/00
被引用回数:1 パーセンタイル:24.58(Nuclear Science & Technology)市販の3種類のTLDと実効原子番号の大きい新しいTLDSrSiO及びBaSiOの5種類のTLDを用いて、FCAXI-1集合体中でのガンマ線発熱分布を測定した。集合体内の各領域におけるガンマ線発熱を、市販の3種類のTLDを用いて求めた場合と新しいTLDを含む5種類のTLDを用いて求めた場合とで比較した。その結果、新しいTLDを用いることにより炉心などの原子番号の大きい領域中でのガンマ線発熱の測定精度が向上し、これらのTLDが非常に有用であることがわかった。この5種類のTLDより得られた発熱分布の測定精度は、炉心領域で20-40%,ブランケット領域で10%であった。計算は、遮蔽材料群定数JSD1000を用いて、中性子100群,ガンマ線20群で1次元S8P3輸送計算を行った。計算結果は、発熱分布の傾向をよく捉え、テスト領域では実験値と比較的よい一致を示した。一方、ドライバー領域では若干過小評価であり、ブランケット領域では過大評価であった。
林 君夫; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市; 岩本 多實
JAERI-M 84-088, 24 Pages, 1984/05
原研材料試験炉(JMTR)に設置された炉内高温ガスループOGL-1中で照射された第3次、第4次高温ガス炉燃料体の黒鉛スリーブ、黒鉛ブロック中におけるCo及びMnの分布を求めた。軸方向および周方向のプロフィルはガンマスペクトル分析によって求め、半径方向の分布は施盤切削とガンマスペクトル分析によって求めた。Coの分布は熱中性子束分布と良く一致しており、黒鉛中のCo含有量は重量分率で~110と評価された。Mnの濃度は軸方向プロフィルでは中央に向って減少し、半径方向ではない部で殆んど一様であるが表面においてかなり高い濃度であった。重量分率~10というFe含有率評価値は、化学分析結果より2桁小さかった。自由表面でCoおよびMnが高濃度であることは、これらの核種の冷却材ループ中における輸送プロセスの重要性を示唆している。
甲斐 倫明
JAERI-M 84-006, 28 Pages, 1984/02
原子力施設から放出される放射性物質のうちで、大気中に拡散していく放射性雲からの一般公衆の被曝線量評価は、放射性物質の大気中濃度としてガウス分布を仮定するガウスプルームモデルが用いられている。しかし、事故時には短時間の風向変動などを非定常に取り扱える拡散モデルが求められる。したがって線量計算モデルは任意の濃度分布からの評価を行えることが必要となる。本コードは、PICモデルから得られる空間を任意に分割したセル内の平均濃度からの線量を計算するものである。モデルの妥当性を評価するために、ガウスプルームのときに得られる数値積分結果との比較を行った。その結果、良い一致が得られた。そのとき、計算結果の精度に影響するセルサイズの選択について考察した。
関 泰; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 田中 俊一; 前川 洋; 中村 知夫; 川崎 弘光*
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(8), p.686 - 697, 1983/00
被引用回数:5 パーセンタイル:56.79(Nuclear Science & Technology)核融合炉物理用中性子源(FNS)の水冷式トリチウムターゲットの線源特性を3次元モンテカルロ法を用いて計算した。源中性子の角度分布とエネルギースペクトルを計算して測定結果と較べた。その結果、実験と計算の間に良い一致が見られ、両者に対する信頼性が向上した。中性子によって生成されたガンマ線束に関しては大きな不一致が見られさらに検討を要する。計算から得られた中性子スペクトルは、測定器の分解能に対する補正を必要としないので、今後の水冷ターゲットを用いた実験解析に利用される。
長岡 鋭; 坂本 隆一; 斎藤 公明; 森内 茂
保健物理, 16(1), p.1 - 10, 1981/00
(B-8608に同じ)1″1″NaI(Tl)検出器と、同じ円状鉛遮蔽体とを用いて自然環境線量の入射方向分布を測定した。線の入射天頂角範囲は検出器と鉛遮蔽体との相対的位置関係によって定め、方位角は全方向(0~2)について積分した。微分入射方向分布は各入射天頂角範囲における測定値の差をとることによって得た。本測定法では線の入射立体角を大きくとれるので、測定時間を短かくできると同時に精度の高い測定ができた。測定は平坦地地上1m(2点),地上10m,松林内及び平屋建て木造住宅内(各1点)において行われ、計算によって予想される入射方向分析を裏付ける計測結果を得るとともに、計算困難な形状の地形の下においても本測定法が適用できることを示した。
松井 浩; 渡辺 宏道*; 国分 守信
JAERI-M 8757, 41 Pages, 1980/03
放射線管理データを解析する場合、種々のデータが分布則に従っているかを決定することは重要なことである。それぞれのデータの従う分布則を判別する一つの方法として、種々の確立紙上における異なる分布関数グラフの形状を把握することにより、分布則を定性的に判別する方法を検討した。特に、利用し易い対数正規確立紙上でのグラフの形状およびデータの統計処理過程で得られる情報をできる限り利用して分布則を確定する方法を示した。