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鈴木 正年; 羽沢 知也; 石崎 洋一*; 小原 道士*; 稲田 勝利*; 米川 光則*; 脇田 広志*
JAERI-Tech 2004-060, 153 Pages, 2004/09
JAERI-Tech-2004-060.pdf:9.78MB
JRR-3冷中性子源装置(以下「CNS」という)は、研究用原子炉JRR-3の改造計画に伴って、利用性能向上の目的から設置された。原子炉で発生する中性子を冷中性子に変換する方法として熱中性子の中にわずかに含まれている冷中性子を、フィルターを用いて選別,発生させる方法と、熱中性子を極低温の減速材中に通し、冷中性子に変換する方法とがある。CNSとしては、一般的に後者が採用されていて、極低温の減速材としてその多くが液体水素を用いるため、冷凍設備と組合された装置となっている。JRR-3のCNSも液体水素を冷減速材として採用している。CNSによって得られた冷中性子は、原子炉から中性子導管を介して中性子ビーム実験孔へと導き出され、中性子散乱のような中性子物理実験に使用されたり、物質内における原子や分子の動きを観測して、生体高分子などの動的挙動を調べる研究手段として利用されている。本記録は、1989年の運転開始から2004年3月まで、JRR-3の共同利用運転にあわせて実施したCNSの運転実績と主な技術的事項をまとめたものである。
田村 格良; 鈴木 正年; 羽沢 知也; 盛合 敦; 堀 直彦; 笹島 文雄; 曽山 和彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.234 - 237, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：30.85(Instruments & Instrumentation)JRR-3熱中性子導管のNiミラーからNi/Tiスーパーミラーへの改良を行った。その際、スーパーミラーに改良した中性子導管により導かれた中性子ビームの特性試験を行った。2003年の3月に中性子導管末端での中性子の強度は金箔を用いた放射化量を測定することにより求めた。その結果、熱中性子導管末端で以前より6倍の強度になっていることを確かめた。また、熱中性子導管の末端での中性子ビームのスペクトルはTOF測定法を用いて測定した。改良に伴い中性子ビームの波長範囲が広がり、特に改良前に中性子導管の曲率による特性で輸送できなかった短波長の中性子ビームが観測されることとなった。熱中性子導管により導かれた中性子ビームの性能評価の目的のために、McStasを用いたモンテカルロシミュレーションを行った。スーパーミラーの特性は使用している中性子導管の測定値を使用することと実際の設置誤差を入力することにより実際の条件に近い計算を行い、熱中性子導管の計算値と実験値の比較を行った。計算によって得られた値は実験値を再現することを明らかにした。このことにより、TOF測定法を用いることができない中性子ビームポートの中性子スペクトル評価を行うことが可能となった。
川端 祐司*; 海老沢 徹*; 田崎 誠司*; 鈴木 正年; 曽山 和彦
JAERI-Research 2000-019, p.20 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-019.pdf:0.83MB
研究用原子炉JRR-3Mでは、従来考えられていた冷中性子よりさらに長波長中性子を利用した新しい実験が提案されるようになってきた。このような傾向に対応するため、より長波長領域までの中性子スペクトル測定及び中性子束測定を冷中性子実験孔(C2-3)において行った。中性子スペクトルは、飛行時間法と
-2法を併用することにより、従来より長波長領域まで大きく延長した波長4.5nmまで測定した。その結果、この範囲では急激なスペクトル変化はなく、この領域の中性子が利用可能であることが確認された。また、金箔放射化法による中性子束絶対測定の結果は2.3
10
n/cm
/sとなった。約10年前のJRR-3M建設当時の特性測定の結果と比較すると、測定位置が原因と考えられる以上の差異はなく、経年劣化による影響はほとんどないことが確認された。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 川端 祐司*; 海老沢 徹*; 田崎 誠司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(11), p.750 - 758, 1998/11
被引用回数：8 パーセンタイル：57.22(Nuclear Science & Technology)高反射率の中性子線用Ni/Tiモノクロメータ及びスーパーミラーの開発を目的として、基板表面粗さ及び蒸着装置内酸素ガス量が、膜層構造、深さ方向の元素分布及び中性子反射率に与える影響を検討した。その結果、Ni/Tiスーパーミラーの反射率は、数A°rmsの基板表面粗さの変化に強く依存することがわかった。そして研磨ガラス基板(5.1A°rms)を用いて、ニッケルの2倍の全反射臨界角で80%の中性子反射率を有するスーパーミラーを作成することができた。また、蒸着装置内への酸素の供給により形成されたTiO
及びNiOの酸化層が界面粗さを減少させ反射率を増加させることがわかった。そしてニッケルの2.6倍の全反射臨界を有するスーパーミラーで20%の反射率を増加させることができた。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 海老沢 徹*
JAERI-Research 98-067, 61 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-067.pdf:6.88MB
本研究は、Ni/Tiスーパーミラーの高反射率化を目的として、Ni膜にCを混入させることにより、Ni/Ti多層膜の界面粗さを低減させ、反射率を増加させるための多層膜作成技術の開発を目的としている。イオンビームスパッタリング法を用いて、C混入率を変化させたNiC薄膜及びNiC/Ti多層膜を作成し、X線回折法、X線光電子分析法、透過型電子線顕微鏡、中性子反射法、極微小電子線解析法によりその特性を調べた。その結果、C混入によるNi膜の微結晶化が確認されるとともに、最適C混入率が、Ni
C化合物の形成される約30%と推定された。そして、最適C混入率条件でニッケルの2倍の全反射臨界角を有するスーパーミラーを作成したところ、90%以上の高反射率スーパーミラーを作成することができた。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 市川 博喜; 川端 祐司*
原子力工業, 43(10), p.36 - 41, 1997/10
最近原研及び京大炉外で開発された中性子光学応用機器の中から中性子レンズ、スーパーミラー中性子ベンター、極冷中性子ベンダー、スーパーミラー集束機器について紹介する。中性子光学応用機器は、低速中性子が全反射やブラッグ反射等の波動性を示すことを利用して、中性子を効率良く輸送、分岐、集束化等を行う装置である。中でも中性子レンズは、多数本のマルチキャピラリー(多重毛細管)ファイバー(チャネル内径10
m)を1点に集束させるように配置したもので、これにより冷中性子の強度を1mm当たりで10倍増加させることが可能である。本稿では、この中性子レンズの特性及び応用と、スーパーミラー等を応用した中性子ベンダー等について述べる。
曽山 和彦; 鈴木 正年
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.894 - 900, 1996/00
原研JRR-3Mにおいて中性子ビーム実験の高度化を目的として行っている中性子光学デバイスの開発と応用について報告する。本報告では、中性子導管端末で中性子束を約1桁増加させるためのNiC/Tiスーパーミラーの作成技術開発及びこれを応用したスーパーミラー導管の中性子収率解析について述べる。また、中性子ビームを短距離で分岐するためのスーパーミラー中性子ベンダーの製作及び特性測定の結果について述べる。さらに、近年薄膜等の表面界面研究の有効手段として注目されてきた中性子反射率法についてNiC/Ti多層膜を主として述べる。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 古平 恒夫; 海老沢 徹*; 川端 祐司*; 田崎 誠司*
Physica B; Condensed Matter, 213-214, p.951 - 953, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：18.62(Physics, Condensed Matter)スーパーミラー中性子ベンダーの試作及びその中性子透過特性測定を行った。設計仕様は、特性波長5
、曲率半径1660mm、全長48.4mm、ビーム有効サイズは巾12mm高さ55mmである。本装置の構造は、シリコン基板の両面に蒸着したNi/Tiスーパーミラー20組を0.3mm間隔でスリット状に配列したものである。本装置は従来のニッケル鏡の2倍の臨界角を有するスーパーミラーを応用することにより曲率半径の極小化を、また、シリコン基板を用いることにより中性子透過率の向上を可能とした。中性子透過特性測定をJRR-3Mのビーム実験装置を用いて行った。その結果、特性波長5.2、ビーム偏向角1.6°、中性子透過率76%(12.6
を得た。また、これらの結果は、モンテカルロ法による設計計算と良い一致を示した。
川端 祐司*; 鈴木 正年; 菊池 仁志*; 佐野 昌彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(10), p.1050 - 1058, 1993/10
被引用回数：10 パーセンタイル：69.73(Nuclear Science & Technology)研究用原子炉JRR-3が改造され、大規模導管群及び冷中性子源装置をそなえた高性能炉として利用運転を始めた。この新JRR-3(JRR-3M)に設置された2本の熱中性子導管及び3本の冷中性子導管の中性子束及び中性子スペクトル、さらに冷中性子源装置のゲインを測定した。中性子束は、原子炉が定常出力の20MWで運転した時に、特性波長2の2本の熱中性子導管端末で1.210n/cm・s、また冷中性子源装置稼働時において、特性波長4の2本の冷中性子導管端末で2.010n/cm・sとなった。さらに特性波長6の冷中性子導管端末では1.410n/cm・sとなった。また測定された中性子スペクトルは設計計算とよい一致を示した。これらのスペクトルから得られた冷中性子源装置のゲインは、原子炉出力20MWにおいて、波長4及び8の中性子に対して7および20であった。
鈴木 正年; 川端 祐司*; 市川 博喜
JAERI-M 92-201, 17 Pages, 1993/01
JRR-3改造炉(JRR-3M)に総延長232mにおよぶ大規模中性子導管群が設置された。2本の熱中性子導管と3本の冷中性子導管からなる中性子導管群の中性子スペクトル及び中性子束を測定した。中性子スペクトルは設計計算と良い一致をみた。また中性子束については、特性波長2の2本の熱中性子導管端末で1,210n/cm・sまた冷中性子稼働時において、特性波長4の2本の冷中性子導管端末で2.010n/cm・s、特性波長6の冷中性子導管端末では1.410n/cm・sを得た。
川端 祐司*; 鈴木 正年; 鶴野 晃; 大西 信秋
Physica B; Condensed Matter, 180-181, p.987 - 990, 1992/00
被引用回数：7 パーセンタイル：43.47(Physics, Condensed Matter)研究用原子炉JRR-3が大改造され、大規模導管群及び冷中性子源装置をそなえた高性能汎用炉として生まれ変わった。中性子導管の端末出口でのスペクトルを飛行時間法で測定し、中性子束を金箔放射化法で測定した。測定された中性子束は、特性波長2の熱中性子導管で1.210n/cms、特性波長4及び6の冷中性子導管でそれぞれ2.010、1.410n/cmsとなった。中性子取り出し口のビーム発散は、中性子ラジオグラフィフィルムによって測定した。中性子スペクトルから求めた冷中性子装置のゲインは波長4及び8に対してそれぞれ7及び20であった。
川端 祐司; 鈴木 正年; 高橋 秀武; 大西 信秋; 嶋貫 昭雄*; 須川 豊*; 新野 信行*; 笠井 泰治郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1138 - 1146, 1990/12
研究用原子炉JRR-3の改造に伴い、特性波長2の熱中性子導管及び特性波長4の冷中性子導管を各2本、さらに特性波長6の冷中性子導管を1本、合計5本の中性子導管を設置した。最も長いものが59.9mであり、総延長は232.1mになる。中性子通過断面は幅2cm、高さは熱中性子用が20cm、冷中性子用が12cmである。曲導管部分も含めて、長さ85cmの直線ユニットで多角形近似することにより設置した。ユニット内面の中性子鏡は、硼硅酸ガラスにニッケルを約2000の厚さでスパッタリングしたものである。製作誤差は平均4mであり、これらのユニットで中性子導管を構成するときの平均設置誤差は、ずれ8m、角度510
radであり、十分よい精度で中性子導管を設置することができた。これに伴う中性子損失は約5%と見積られ、中性子導管出口での中性子束は約210neutrons/cm・secが期待されている。
鈴木 正年; 川端 祐司; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 大西 信秋; 高橋 秀武; 須川 豊*; 新野 信行*; 畑山 君男*; 嶋貫 昭雄*; et al.
JAERI-M 90-079, 44 Pages, 1990/05
JRR-3改造計画の一環として中性子導管を設置した。設置された中性子導管は、総延長230mで、我が国最長のものである。導管を構成するすべての設備・機器は国産でまかなわれ、鏡管の製作精度および据付精度は既設の外国の設備と比肩できるものである。本レポートは、中性子導管の設計から製作・据付に至る技術的問題に対して行なった実験・考察等を報告するものである。
川端 祐司; 鈴木 正年; 坂本 正誠; 原見 太幹; 高橋 秀武; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.406 - 415, 1990/05
原研の改造3号炉に大規模中性子導管群の設置が予定されている。計画された中性子導管の効率を評価するために、エレクトロン・リニアックからの熱中性子を用い、中性子導管の中性子通過実験を行った。実機を1/10で模擬した幅2mm、長さ1.8mの中性子導管を用い、いくつかの設置誤差がある場合と設置誤差が無い場合の中性子通過特性を実験的に調べた。さらに中性子導管特性評価プログラム「NEUGT」による計算結果を中性子実験によって評価し、設置誤差がある場合にも「NEUGT」が有効であることを示した。これらの結果から、改造3号炉に計画されている中性子導管の性能は、中性子利用実験に用いるに十分な性能を持つと評価された。
川端 祐司; 鈴木 正年; 工藤 三好*; 高橋 秀武; 坂本 正誠
Proceedings of 12th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.113 - 116, 1987/00
JRR-3改造炉に設置する中性子導管の設計に資するため、実機の1/10スケールの中性子導管を原研のLINACに設置し、実機が十分な性能を持ち得ることの実証及び中性子導管の設計評価のために開発された中性子導管特性解析コード「NEUGT」の検証を目的として特性を測定した。
鈴木 正年; 川端 祐司; 高橋 秀武; 坂本 正誠
JAERI-M 86-037, 21 Pages, 1986/03
本稿は中性子導管の最も重要な要素である金属鏡面の中性子反射率について実機に採用するものと同等仕様のニッケル蒸着ガラスを用いて測定した結果をまとめたものである。また、炉心近傍の核的・熱的に厳しい条件下にある水平実験孔内に設置する中性子導管について、ニッケル蒸着ガラスに代わる鏡面として、金属ニッケルを研磨した中性子導管が採用できるか否かを知る為 3段階の表面粗度をもつ鏡面についても反射率の測定を行った。測定の結果、ニッケル蒸着ガラスについては今回の供試体程度の表面状態であれば中性子導管としての性能を発揮できることが確認出来た。3段階の表面粗度をもつニッケル板については、表面状態の優劣が反射率の優劣に依存していること、供試体中、最良のニッケル板でも導管には不適であるとのデ-タを得た。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03
JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。
原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*
JAERI-M 85-103, 66 Pages, 1985/08
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3中性子)、冷中性子導管で69%(5中性子)、62%(7中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。
鈴木 正年; 高橋 秀武; 金田 義郎; 市原 正弘; 熊井 敏夫; 大友 昭敏; 篠津 和夫; 坂本 正誠; 宮本 和千代*
JAERI-M 85-003, 14 Pages, 1985/02
改造3号炉に設置を計画している中性子導管に使用する、ガラス板にニッケルを蒸着した鏡面のガンマ線照射効果を、目視観察、平滑度測定、X線回折で調べた。空気中の照射では10rad照射で表面に座点があらわれ、10
radではX線回折像にニッケル以外の回折像が見られる。一方真空、ヘリウム雰囲気中では10rad照射でも大きな影響はみられない。
佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小貫 薫; 高柳 政二; 鈴木 正年; 長谷川 昭司; 内藤 和夫
JAERI-M 82-081, 65 Pages, 1982/07
低温化学照射装置(LTFL)を昭和56年4月と5月に撤去した。LTFLは、JRR-3水平実験孔を用いて昭和44年3月に建設された。以後、本装置は昭和54年10月の最終運転まで、核分裂片照射効果を中心とする放射線合成化学の研究のための炉内照射装置として利用された。本報告は、LTFLに関連した研究成果と共に、ループ撤去の計画と実施、撤去後の原子炉安全性検査について述べたものである。
