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論文

Proton acceleration to 40 MeV using a high intensity, high contrast optical parametric chirped-pulse amplification/Ti:sapphire hybrid laser system

小倉 浩一; 西内 満美子; Pirozhkov, A. S.; 谷本 壮*; 匂坂 明人*; Esirkepov, T. Z.; 神門 正城; 静間 俊行; 早川 岳人; 桐山 博光; et al.

Optics Letters, 37(14), p.2868 - 2870, 2012/07

 被引用回数:79 パーセンタイル:96.32(Optics)

OPCPA方式チタンサファイアレーザーで発生した高コントラスト(10$$^{10}$$)高強度(10$$^{21}$$)短パルス(40fs)のレーザー光を用いて、従来の最大エネルギー25MeVを超える40MeVの陽子線を得た。このときのレーザーエネルギーは10ジュール以下であった。15MeV以上の陽子線の発生効率は、0.1%であった。

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

In situ and time-resolved small-angle neutron scattering observation of star polymer formation via arm-linking reaction in ruthenium-catalyzed living radical polymerization

寺島 崇矢*; 元川 竜平; 小泉 智*; 澤本 光男*; 上垣外 正己*; 安藤 剛*; 橋本 竹治*

Macromolecules, 43(19), p.8218 - 8232, 2010/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:77.29(Polymer Science)

${it In situ}$ and time-resolved small-angle neutron scattering (SANS) was employed for the elucidation of star polymer formation mechanism via linking reaction of living linear polymers in ruthenium-catalyzed living radical polymerization. Here, methyl methacrylate (MMA) was first polymerized with R-Cl/RuCl$$_{2}$$(PPh$$_{3}$$)$$_{3}$$/tribuylamine ($$n$$-Bu$$_{3}$$N) initiating system, followed by the addition of ethylene glycol dimethacrylate (EGDMA: 3) as a linking agent. After the in situ addition of a small amount of 3 to living linear PMMA, the SANS analysis revealed the following three steps: (process II-1) formation of block copolymers (4) and competitive formation of the small star polymers via the linking reaction of 4 and 4; (process II-2) star-star linking of the small star polymers into star polymers and putting 4 into the core of the star polymers, leading to formation of the microgel-core star polymers; (process II-3) growth of the microgelcore star polymers (5) via placement of 4 into the microgel-core star polymers. Furthermore, the SANS profiles, obtained as a function of polymerization time, were quantitatively analyzed with a core-shell spherical model in order to determine the microstructures of the star polymers: The final reaction product had an average radius of microgel-core ($$sim$$ 1 nm), and average arm numbers N $$sim$$ 17.

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:131 パーセンタイル:98.1(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:21 パーセンタイル:62.92(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Descriptions of meso- and microscopic structures of fault zone rocks obtained from tunnel penetrated across the Mozumi-Sukenobe fault, central Japan

田中 秀実*; 伊藤 谷生*; 野原 壯; 安藤 雅孝*

Geodynamics of Atotsugawa Fault System, p.103 - 121, 2007/00

茂住-祐延断層は、西北西-東南東走向、ほぼ垂直の姿勢を持つ跡津川断層系に属する右横ずれ断層である。地震フロンティアプロジェクトによって、この断層を垂直に横切るトンネルが掘削され、露出した壁面及び床面から直接活断層の断層岩類が採取された。その結果、断層帯の分布及び活断層帯のアーキテクチャについて次の知見が得られた。(1)茂住-祐延断層は2つの大きな破砕帯からなる。それぞれA、及びB破砕帯と呼ぶ。A破砕帯は幅15m、B破砕帯は幅50mであり、いずれも断層角礫からなる厚いダメージゾーンと葉理を持つ断層ガウジからなる断層コアからなる。断層コアはA破砕帯では8cmの厚さで一枚、B破砕帯では10cmのものが複数枚認められる。(2)断層角礫,断層ガウジともに面構造が卓越することから、変形は脆性流動を主要な機構としていることがわかる。断層コア中軸部には、高速度の変形を示す超微粒カタクレーサイトが分布し、葉理を持つ断層ガウジと共切断の関係にある。このことは流動と高速すべりの繰り返しを現している。(3)断層岩類の鉱物組合せの解析の結果、いずれの断層岩類も、スメクタイト,雲母系粘土鉱物、及び緑泥石に富んでいる。これらの鉱物は断層帯に安定滑りをもたらすと考えられている。以上の結果から、茂住-祐延断層の東部で想定されている年間1-2mmの超低速クリープは滑り面の粘土鉱物のレオロジー的な性質によるものと考えられる。

論文

Low-density tin targets for efficient extreme ultraviolet light emission from laser-produced plasmas

奥野 智晴*; 藤岡 慎介*; 西村 博明*; Tao, Y.*; 長井 圭治*; Gu, Q.*; 上田 修義*; 安藤 強史*; 西原 功修*; 乗松 孝好*; et al.

Applied Physics Letters, 88(16), p.161501_1 - 161501_3, 2006/04

 被引用回数:63 パーセンタイル:88.27(Physics, Applied)

レーザー生成プラズマからのEUV光の発生効率に対する初期密度の影響について実験的及び理論的に解析した。Sn密度が固体の7%の低密度フォームターゲットを波長1$$mu$$mのYAGレーザーで照射する条件で、波長13.5nm, 2%帯域への変換効率が、固体ターゲットの場合の1.7倍(2.2%)まで向上することがわかった。効率の改善の理由は、ターゲットのマイクロストラクチャの効果及び、低密度化による膨張ダイナミックスの変化やオパシティの減少の効果,それによる発光スペクトルの狭窄化によると考えられる。

論文

Opacity effect on extreme ultraviolet radiation from laser-produced tin plasmas

藤岡 慎介*; 西村 博明*; 西原 功修*; 佐々木 明; 砂原 淳*; 奥野 智晴*; 上田 修義*; 安藤 強史*; Tao, Y.*; 島田 義則*; et al.

Physical Review Letters, 95(23), p.235004_1 - 235004_4, 2005/12

 被引用回数:138 パーセンタイル:95.52(Physics, Multidisciplinary)

レーザー生成スズプラズマからの極端紫外(EUV)発光へのオパシティの効果を実験的に解析した。X線放射によって電子温度30-40eVの均一なスズプラズマを生成することにより、EUV波長域(10-20nm)におけるオパシティを初めて測定した。測定されたオパシティは理論計算とほぼ一致した。理論計算で求めたオパシティを用いた輻射流体シミュレーションと実験の比較の結果は、EUV光源としての効率を高めるためには、13.5nm領域でプラズマの光学的厚みが1程度以上になることが必要だが、反面オパシティが大きすぎると吸収の効果によって効率が低下することを示し、オパシティの制御が重要なことを示す。

報告書

FCAにおける水冷却増殖炉模擬第1炉心(XXII-1(65V))における増殖指標の測定と解析(受託研究)

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 山根 剛; 片岡 理治*

JAERI-Research 2005-008, 57 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-008.pdf:3.49MB

高速炉臨界実験装置FCAに構築した水冷却増殖炉模擬第1炉心FCA-XXII-1(65V)において、水冷却増殖炉の重要な核特性である増殖指標の評価を目的として反応率比の測定及び解析を行った。劣化ウラン箔,濃縮ウラン箔を用いた箔放射化法により$$^{238}$$U捕獲反応率対$$^{235}$$U核分裂率(C8/F5)の測定を行い、また、絶対校正された核分裂計数管を用いて$$^{239}$$Pu核分裂率対$$^{235}$$U核分裂率(F9/F5)及び$$^{238}$$U核分裂率対$$^{235}$$U核分裂率(F8/F5)の測定を行った。箔や核分裂計数管の形状及び測定位置をMVPコードによりモデル化し、セル平均の反応率比を導出するための補正因子を算出した。これらの補正を考慮し、セル平均の反応率比は、F8/F5=0.0201$$pm$$0.9%, F9/F5=0.759$$pm$$1.2%及びC8/F5=0.0916$$pm$$1.4%となった。以上の結果から、増殖指標はC8/F9=0.121$$pm$$1.8%と求まった。解析はJENDL-3.2核データ・ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2Rの70群定数セットを用いた。標準的な高速炉用セル計算コード及び、拡散計算コードにより、セル平均の反応率比を求めた。ただし、炉心中心の燃料セル計算に対しては、超詳細群セル計算コードPEACO-Xを用いた。反応率比F9/F5, F8/F5におけるC/E値はそれぞれ1.02及び1.03となり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。また、C8/F5におけるC/E値は1.06となり、計算値が実験値を過大評価することを確認した。以上の解析から、増殖指標C8/F9のC/E値は1.03と求まり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。

報告書

FCAにおける低減速軽水炉模擬炉心の無限増倍率の測定

小嶋 健介; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 安藤 真樹; 片岡 理治*; 岩永 宏平

JAERI-Tech 2004-016, 38 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-016.pdf:1.46MB

低減速軽水炉の重要な炉特性であるボイド係数の評価の一環として、FCA-XXII-1(65V)の炉心テスト領域の無限増倍率を測定した。4種類の小型核分裂計数管を用いて測定した軸方向・径方向の核分裂率分布からテスト領域の材料バックリングを求め、計算により得られた移動面積を用いて無限増倍率を評価した。その結果、同炉心テスト領域の無限増倍率は1.344$$pm$$0.034となり、無限増倍率の計算値の測定値に対する比は1.008$$pm$$0.026となった。また、測定精度の向上のための方策について検討した。

論文

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率k$$_{eff}$$の変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

論文

H-mode experiments with outer and lower divertors in JT-60

中村 博雄; 辻 俊二; 永見 正幸; 小関 隆久; 石田 真一; 安積 正史; 秋場 真人; 安東 俊郎; 藤井 常幸; 福田 武司; et al.

Nuclear Fusion, 30(2), p.235 - 250, 1990/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:54.13(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータにおけるHモード実験について述べた。外側ダイバータでは、従来の下側ダイバータと同様の特性を有するHモードが得られた。Hモードの閾値は、16MWおよび1.8$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$である。また、NB+ICRF、NB+LHRFの複合加熱においても、Hモードが観測された。更に、改造後の下側ダイバータにおいても、Hモードが得られた。上記の2つのダイバータ配位ともに、エネルギー閉じ込めの改善度は、約10%である。本論文では、Hモード放電の諸特性について述べるとともに、バルーニング/交換型不安定性の解析を行い、JT-60の外側X点ダイバータでも、安定領域が存在する事を示した。

報告書

Results of the H-mode experiments with outer and lower divertors

中村 博雄; 辻 俊二; 永見 正幸; 小関 隆久; 石田 真一; 安積 正史; 秋場 真人; 安東 俊郎; 藤井 常幸; 福田 武司; et al.

JAERI-M 89-106, 52 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-106.pdf:1.27MB

本報告書は、JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータにおけるH-mode実験結果について述べた。外側ダイバータ配位においても従来の下側あるいは上側ダイバータと同様に、H-modeが得られた。全吸収パワーおよび電子密度の閾値は、それぞれ、16MWおよび1.8$$times$$10$$^{19}$$ m$$^{-3}$$である。エネルギー閉じ込め時間の改善は、約10%である。また、NB+ICRFおよびNB+LHRFの複合加熱実験においても、H-modeが得られた。また、新たに設置した下側ダイバータ実験でもH-modeが観測された。これらの結果をもとに、H-modeの特徴について、外側ダイバータと下側ダイバータの比較を行った。

論文

Second harmonic ICRF heating experiments in JT-60

藤井 常幸; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 秋場 真人; 安東 俊郎; 安納 勝人; 青柳 哲雄; 荒川 喜代次; 安積 正史; 福田 武司; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1988, Vol.1, p.605 - 610, 1989/00

JT-60における第2調波ICRF加熱実験結果について述べる。実験は、ダイバータ、リミタ、NBIとの複合加熱、ペレットとの組み合わせ等の条件で行われた。NBIとの複合加熱実験では、ICRFパワー印加で、強大なビーム加速が観測された。このとき、プラズマ蓄積エネルギーはICRFパワーに対して効率良く増大した。増加分のプラズマエネルギー閉じ込め時間は、210msに達し、この値は、NBIまたはICRF単独加熱時のそれに比べて、約3倍大きいものである。ICRF単独加熱では、アンテナ位相を制御して、イオン加熱特性の相違が調べられた。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-5; FCA実験計画

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 北村 康則; 安藤 真樹; 山根 剛; 森 貴正; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*

no journal, , 

高速炉実機において、反応度フィードバック効果を未臨界状態にて精密測定することが可能な反応度計測システムを開発することを目指している。未臨界反応度計測法として考案した炉雑音法と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法について、実機炉心への適用性を検証するために、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を計画した。本発表では、FCA実験体系の概要と実験計画について報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-1; 全体計画

岡嶋 成晃; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*; 山根 剛; 森 貴正; 北村 康則; 福島 昌宏; 北野 彰洋; 安藤 真樹; et al.

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術を開発し、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施している。本発表では、その研究の背景と目的,研究の概要を報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-2; 大容量時系列データ高速処理システムの開発

北村 康則; 山根 義宏*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛

no journal, , 

近年、炉雑音データ測定システムとして、中性子検出パルスの発生時刻の時系列データを取得する方式のものが使用されることが多くなっている。しかし、それらは、熱中性子炉未臨界状態において使用することを想定して設計開発されたものであるため、高速炉実機未臨界状態における反応度フィードバック精密測定技術の開発を目指す本研究において使用するには、十分な性能を持っているとは言い難かった。そこで、新しい大容量時系列データ高速処理システムの開発を実施した。今回の大容量時系列データ高速処理システムの開発では、高速アンプやディスクリ回路等の内部電気信号処理部の全面的な見直しを行った。その結果、大容量時系列データ高速処理システムでは、高速炉未臨界状態における炉雑音データを取得するうえで十分な時間分解能である20n秒を達成することができた。また、独立な4つの入力チャンネルを装備することで、空間依存性等の検証に有効な複数検出器同時測定も可能となった。さらに、新規に設計開発した専用データバスを介し、測定中に、随時、取得データを大容量コンパクトフラッシュディスクに転送することで、最大処理能力の向上と大容量化が達成できた。

口頭

$$^{235}$$U捕獲断面積検証のためのFCA臨界実験と実験解析

久語 輝彦; 北村 康則; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛; 岡嶋 成晃

no journal, , 

$$^{235}$$Uの分離共鳴領域の捕獲断面積の積分的評価に資する炉物理実験データを取得するために、FCAにおいてウラン炉心のNaボイド反応度等、$$^{235}$$Uの共鳴領域に感度を持つ炉物理実験を実施した。最新の核データライブラリJENDL-4.0を含め、種々のライブラリを用いて実験解析を実施した。Naボイド反応度については、BFSでの傾向と同様に、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0及びJEFF-3.1の計算値は過小評価した。FCAで新たに測定したNaボイド反応度は、Na散乱断面積の影響は小さく、$$^{235}$$U捕獲断面積に大きな感度を有している。特に、$$^{235}$$U捕獲断面積に関して数100eVから数keVのエネルギー領域の寄与が大きく、この領域の断面積の検証に有効である。本実験結果はベンチマーク化され、OECD/NEA/NSCの核データ評価協力ワーキングパーティWPECのサブグループ29での$$^{235}$$Uの捕獲断面積の再評価に活用される。

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