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-ray emission probabilities of 
Tc古高 和禎; 中村 詔司; 原田 秀郎; 加藤 敏郎
JAERI-Conf 2001-006, p.168 - 171, 2001/03
長寿命FP核種の中性子吸収断面積の精密測定の一環として、半減期数分以下の短寿命核の線放出率の高精度測定用に開発した
-同時計測システムを用いて、
Tc(n,)反応で生成される半減期15.5秒の100Tc核から放出される線の放出率測定を行った。得られたデータの解析から、-同時計数の線シングルス計数率に対する比(nc/n)を決定した。実験で得られたnc/nの値からシミュレーションとの比較により線放出率を決定する手法を開発した。
Sr(n,) 
Sr reaction中村 詔司; 古高 和禎; 原田 秀郎; 加藤 敏郎; 和田 浩明
JAERI-Conf 2001-006, p.126 - 130, 2001/03
放射性廃棄物の核変換研究に必要な基礎データを得るために、90Sr(n,)91Sr反応の共鳴積分(I0)を放射化法で測定した。3.7
105(Bq)の90Srを含むSrCl2ターゲットを京都大学原子炉実験所の水圧輸送管にて10時間照射した。ターゲット位置での熱中性子束と熱外中性子成分(Westcott指数)を得るために、2種類のモニタ線、Co/Al及びAu/Al合金線をターゲットと一緒に照射した。共鳴積分を求めるためにカドミウム遮蔽管を用いた照射を10時間行った。高純度Ge検出器を用いて照射済みターゲットとモニタからのガンマ線を測定した。今回得られた熱中性子断面積と共鳴積分の結果とともに、過去の報告値との検討を報告する。
)110mAg REACTION中村 詔司; 和田 浩明; 古高 和禎; 原田 秀郎; 加藤 敏郎
JAERI-Conf 2001-006, p.131 - 135, 2001/03
中期中性子照射における複数放射化法による中性子束モニタの開発のために、109Ag(n,)110mAg反応の熱中性子吸収断面積(
0)及び共鳴積分値(I0)の測定を行った。高純度Ag箔をターゲットとして用いて立教大原子炉にて照射した。109Ag(n,)110mAg反応により生じた110mAgからの線を測定することによりその反応率を求めた。また、Agターゲットと一緒にAu/Al及びCo/Al合金線を照射し、ターゲット位置での中性子束をモニタした。Agの反応率と中性子束の情報から109Ag(n,)110mAg反応の熱中性子吸収断面積及び共鳴積分を求め、それぞれ0=4.13
0.07(b)、I0=69.21.4(b)を得た。我々の0の値は、評価値より14%小さい結果となったが、I0は誤差の範囲で一致した。
大川内 靖; 庄野 彰
JAERI-Conf 2001-006, p.121 - 124, 2001/03
高速炉におけるアクチニドリサイクルに関わる核種の崩壊熱予測精度向上を目的として、弥生炉を用いたU-235及びNp-237の崩壊熱測定を実施した。U-235の測定は過去に秋山らによって実施されており、本実験は秋山らの実験を踏襲し、照射時間や測定時間についてはパソコンによる自動化を図ることにより精度を向上させた。U-235の測定結果は、秋山らの実験結果の誤差範囲内で一致しており、実験の再現性が確認できた。Np-237の測定結果は、冷却時間が200
2,500秒の範囲ではJNDC-V2やENDF-B/VIを用いた総和計算値と良く一致している。冷却時間が60200秒の範囲では総和計算値との一致が悪いが、これは有限照射崩壊熱から瞬時照射崩壊熱を求める時の補正量が大きいためである。冷却時間が2,50020,000秒の範囲では、実験値の方が計算値を上回っているが、これはNp-237の中性子捕獲反応で生成するNp-238から放出される線の影響で
Dietze, K.
JAERI-Conf 2001-006, p.77 - 83, 2001/03
臨界実験装置に微量の物質から成るサンプルを装荷して得られる反応度測定値を、サイクル機構が標準的に使用する核デ-タライブラリJENDL-3.2及び炉心解析システムを用いて解析することにより、核断面積ライブラリの積分評価を実施した。対象とした実験は、SEG実験(高速炉主要核種について精度の高い実験デ-タ)及びSTEK実験(多数のFP核種に対する実験デ-タ)である。評価結果より、JENDL3.2デ-タの再検討を行うべき項目を摘出した。また、過去にCEAが実施した欧州標準解析手法JFF2.2/ECCO/ERANOSによる解析結果との比較により、実験結果との不一致の原因について、核デ-タライブラリと解析手法に分離した考察を行った。
山口 恭弘; 遠藤 章; 坂本 幸夫
JAERI-Conf 2001-006, p.96 - 100, 2001/03
放射線防護では、外部被ばく及び内部被ばく線量を評価するために、種々の換算係数が使われている。これらの換算係数は、放射能等の測定可能な量と測定が不可能な体内の被ばく線量を定量的に関係付ける重要な役割を果たしている。換算係数の計算では、数学人体模型とモンテカルロ放射線輸送計算コードを組み合わせた手法が用いられるが、このほかに断面積データや核種から放出される放射線に関するデータも不可欠である。このように、放射線防護の分野においても核データが使われており、重要な役割を果たしている。
