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論文

Measurements of the number of neutrons emitted per fission in a fast neutron spectrum for $$^{235}$$U,$$^{237}$$Np, and $$^{243}$$Am

H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; 大井川 宏之; S.Raman*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 103, p.393 - 400, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0168-583X(95)00658-3
 被引用回数：2 パーセンタイル：32.08(Instruments & Instrumentation)

高速中性子スペクトル場における$$^{235}$$U、$$^{237}$$Np、$$^{243}$$Amの核分裂中性子数($$nu$$)を求めるために実験を行った。中性子源としてはミズーリ大学研究炉(MURR)の144keVフィルタービームを用い、試料からの核分裂中性子は3本の陽子反跳検出器を用いて計数した。検出器は$$^{252}$$Cf中性子源を用いて校正した。さらに、固体飛跡検出器(SSNTD)を用いて核分裂反応率の絶対測定を行い、核分裂1回当りの放出中性子数を求めた。$$^{235}$$U、$$^{237}$$Np、$$^{243}$$Amそれぞれの測定値は2.54$$pm$$0.06、3.13$$pm$$0.12、4.00$$pm$$0.35となった。$$^{235}$$Uの測定値は以前に行われた測定値と良く一致しており、本測定手法が妥当であることを示している。

報告書

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいて$$^{235}$$U核分裂率と$$^{238}$$U捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な$$gamma$$線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。$$^{235}$$U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。$$^{238}$$U捕獲反応率に関しては、$$^{243}$$Am-$$^{239}$$Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

報告書

FCA V-1集合体の臨界実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 山岸 耕二郎; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; et al.

JAERI-M 9059, 32 Pages, 1980/09

JAERI-M-9059.pdf:0.9MB

FCAでは高速原研炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。最初の物理的なモックアップであるVI-1集合体は「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬した試験領域を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのドライバーでとりかこんだゾーン型である。非均質臨界量、バンチング効果、中心における核分裂比および核分裂率の半径方向分布について研究が行われた。現在までに得られた解析結果に関するかぎり、実験値と計算値は、ブランケットにおける核分裂率分布の問題を除いて満足すべき一致を示している。

報告書

FCAV-2-R集合体における反射体効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; 金賀 寿雄; et al.

JAERI-M 9058, 11 Pages, 1980/09

JAERI-M-9058.pdf:0.46MB

高速実験炉「常陽」のMK-II炉心計画のため、V-2-R集合体によって不銹鋼反射体が臨界量、反応度価値および核分裂率に与える効果について研究を行った。その結果、断面積セットによって臨界性の評価にかなり大きい差異が存在すること、中心反応度価値における矛盾が未だ残されていること、および炉心・反射体境界近傍での詳細な取扱いが肝要であることなどが明白となった。

報告書

FCA V-3-B集合体におけるブランケット効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫

JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09

JAERI-M-9057.pdf:0.69MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB$$_{4}$$C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。

報告書

FCA V-3,V-3BおよびV-2-R集合体の核分裂率分布

溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌

JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9056.pdf:1.14MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。

報告書

FCA V-2集合体における $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U 中性子捕獲率 の絶対測定

小林 圭二*; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9054, 29 Pages, 1980/08

JAERI-M-9054.pdf:0.86MB

高速実験炉「常陽」の物理的モックアップであるFCA V-2集合体において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲率の絶対測定を行った。捕獲生成物の放射能は、標準熱中佳子設備で照射された$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U箔によって較正されたGe(Li)検出器で絶対測定され、一方、較正された濃縮ウラン核分裂計数管によって$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの絶対核分裂率が測定された。その結果、V-2炉心の中心における$$^{2}$$$$^{8}$$$$sigma$$$$_{c}$$/$$^{2}$$$$^{5}$$$$sigma$$$$_{f}$$の値として0.141$$pm$$3%が得られた。この値は、JAERI-FAST Version II、RCBNセットを用いた各計算値より大きい。

論文

Absolute fission-rate distributions in lithium and hybrid fusion blanket assemblies, 2; Analysis and evaluation

関 泰; 前川 洋

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(3), p.210 - 225, 1977/03

https://doi.org/10.3327/jnst.14.210
 被引用回数：18

リチウム、天然ウランと黒鉛の組み合せにて作成された4通りの球状ブランケット体系において$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂率分布の絶対測定が行われた。その結果をENDF/B-IVにより作成した100群中性子断面積セットを用いた1次元輸送計算結果と比較したところ、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂率のC/Eは、D-T中性子源が置かれた球体系の中心から遠ざかるにつれて小さくなり、黒鉛反射体領域において$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂率の計算値は数十パーセントも測定値より大きくなった。さらに詳細な検討の結果これらの不一致は主として計算において弾性散乱中性子以外の2次中性子の非等方性を考慮していないためであることが明らかにされた。解析の結果より核融合炉ブランケットの反射材として黒鉛より重い材料を用いて高速中性子の遮蔽性能と中性子の反射性能を向上させることが提案された。

論文

Absolute fission-rate distributions in lithium and hybrid fusion blanket assemblies, 1; Experimental method and results

前川 洋; 関 泰

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.97 - 107, 1977/02

https://doi.org/10.3327/jnst.14.97
 被引用回数：21

4種類の球形ブランケット体系について、核分裂率分布の絶対値を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの小型核分裂計数管で測定した。実験を行なった4つの体系は、それぞれ、リチウム、リチウムと黒鉛、天然ウランとリチウム、天然ウランとリチウムと黒鉛の組合せで構成された。最後の組合せである黒鉛反射体付ハイブリッド体系での各領域の外径は中心ボイド3.3cm,天然ウラン10.0cm,リチウム金属34.1cm,黒鉛55.3cmであった。絶対測定をするためには加速器で発生する14MeVの中性子数と核分裂計数管に塗布されている核分裂性物質の原子数を知る必要がある。中性子発生量は加速器に設置した$$alpha$$-モニターの係数により算定した。核分裂計数管は同じ加速器を用いて較正した。実験誤差はほとんど10%以下で、平均で約7%であった。黒鉛で反射される中性子の大部分は0.3MeV以下であった。天然ウランの領域を付加すると中性子数が数倍に増加する。

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