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論文

Effects of fine-scale surface alterations on tracer retention in a fractured crystalline rock from the Grimsel Test Site

舘 幸男; 伊藤 剛志*; 赤木 洋介*; 佐藤 久夫*; Martin, A. J.*

Water Resources Research, 54(11), p.9287 - 9305, 2018/11

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

亀裂性結晶質岩中の放射性核種移行に対する割れ目表面の変質層の影響が、スイスのグリムゼル試験場の単一亀裂を有する花崗閃緑岩試料を用いた室内移行試験、表面分析、モデル化を組み合わせた包括的なアプローチによって調査された。5種類のトレーサーを用いた透過拡散試験,バッチ収着試験,通液試験を含む室内試験によって、移行遅延の程度はHDO, Se, Cs, Ni, Euの順に大きくなること、割れ目表面近傍に拡散に対する抵抗層が存在すること、拡散において陽イオン加速と陰イオン排除の効果が重要であることが確認された。X線CT及びEPMAによる観察から、割れ目周辺の鉱物分布の微視的な不均質性が把握された。これらの知見に基づき、風化したバーミキュライト層、配向した雲母層、マトリクス部から構成される3層モデルを構築し、それぞれの層の間隙率、収着・拡散パラメータを与えることで、通液試験で得られた全てのトレーサーの破過曲線と割れ目近傍のトレーサー濃度分布を良好に解釈することができた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換

伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度$$pm$$1.02mmに対し、0.35$$pm$$0.1mmの精度で据え付けることができた。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

論文

Detailed deposition density maps constructed by large-scale soil sampling for $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 谷畑 勇夫*; 藤原 守; 齊藤 敬*; 下浦 享*; 大塚 孝治*; 恩田 裕一*; 星 正治*; 池内 嘉宏*; 高橋 史明; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.308 - 319, 2015/01

 被引用回数:121 パーセンタイル:0.45(Environmental Sciences)

The soil deposition density maps of $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident were constructed on the basis of the results from large-scale soil sampling. The 10,915 soil samples were collected at 2,168 locations. $$gamma$$-rays emitted from the samples were measured by Ge detectors and analyzed using a reliable unified method. The determined radioactivity was corrected to that as of June 14, 2011 by taking into account the intrinsic decay constant of each nuclide. Finally the maps were created for $$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{131}$$I, $$^{129m}$$Te and $$^{110m}$$Ag. The radioactivity ratio of $$^{134}$$Cs to $$^{137}$$Cs was almost constant as 0.91 irrelevant to the soil sampling location. Effective doses for 50 years after the accident were evaluated for external and inhalation exposures due to the observed radioactive nuclides. The radiation doses from radioactive cesium were found to be much higher than those from other radioactive nuclides.

論文

J-PARCリニアックの現状

小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10

J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換に向けた技術開発,2

伊藤 裕道; 高松 操; 川原 啓孝; 長井 秋則

JAEA-Technology 2014-024, 28 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-024.pdf:17.45MB

回転プラグの案内スリーブ内に挿入された炉心上部機構の交換にあたっては、炉心上部機構と案内スリーブのギャップが最小5mmと小さいため、炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、(1)高精度な位置・姿勢制御機能を有するジャッキアップ治具、(2)干渉発生時に、当該方位を同定し回避する手法について検討した。(1)では、3本のネジジャッキを有するジャッキアップ治具を開発した。3点支持構造としているため、厳密な水平度管理(約0.039$$^{circ}$$以下)が実現できる。また、(2)では、各ネジジャッキにロードセルを設置し、炉心上部機構が案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、その偏荷重から、干渉位置を同定する手法を開発した。これらの機能については、実機大の模擬体を用いた炉外確認試験により、実機作業に適用可能なことを確認した。

論文

Characterization and storage of radioactive zeolite waste

山岸 功; 永石 隆二; 加藤 千明; 森田 圭介; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎; 佐藤 博之; 西原 健司; 津幡 靖宏; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1044 - 1053, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の放射性塩水の処理で発生した使用済ゼオライト吸着塔の安全保管を目的として、ゼオライト系吸着材Herscheliteの基礎特性を研究し、水素発生及び容器の塩分腐食を評価した。Herschelite試料の水素発生量は、試料の水位と溶存種に依存する。これは、発生した水素が、水面へ拡散移動する過程で、ラジカルにより酸化されるためである。このような水の液深効果を考慮して、海水あるいは純水に浸かったHerscheliteからの水素発生率を評価した。これら基礎特性データを用いて、基準となる崩壊熱504Wの吸着塔内の水素濃度を熱流動解析した。その結果、塔内に残留する洗浄水の有無に係わらず、水素濃度は爆発下限界(4%)に至らないと評価された。吸着塔容器材料であるステンレス鋼SUS316Lの定常腐食電位は、吸収線量率とともに増加したが、Herscheliteを共存させることで増加が抑制された。崩壊熱504Wの吸着塔底部の環境は750Gy/h-60$$^{circ}$$C以下と評価され、20,000ppmCl$$^{-}$$濃度以下では、Herscheliteと接触した316L鋼の局部腐食は直ちに発生しないと考えられる。

報告書

放射線管理区域における作業安全のための管理システムの開発(共同研究)

檜山 和久; 塙 信広; 黒澤 昭彦; 江口 祥平; 堀 直彦; 楠 剛; 植田 久男; 島田 浩; 神田 博明*; 齊藤 勇*

JAEA-Technology 2013-045, 32 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-045.pdf:5.83MB

本報告書は、炉室内で作業する者の入域管理と被ばく管理を同時に行い、さらに、炉室内での位置情報と作業員が倒れていないか等の情報を取得できるリアルタイム多機能入域管理システムの開発についてまとめたものである。

論文

A Branching process model for the analysis of abortive colony size distributions in carbon ion-irradiated normal human fibroblasts

坂下 哲哉; 浜田 信行*; 川口 勇生*; 原 孝光*; 小林 泰彦; 斎藤 公明

Journal of Radiation Research, 55(3), p.423 - 431, 2014/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.45(Biology)

コロニー形成試験において、従来、50個以上の細胞からなるコロニーを、増殖可能な細胞からなるコロニーとして生存率を評価してきた。最近、我々は、コバルト60$$gamma$$線を照射した正常線維芽細胞について、従来無視されてきた50個に満たない細胞からなるコロニーのサイズ分布が対数-対数グラフで直線にプロットできることを示し、また、分岐プロセスモデルを導入することにより照射後数回の分裂にわたる遅延的細胞増殖死の確率を推定した。さらに、モデルの拡張により生存率曲線の再現にも成功した。本論文では、この一連の解析方法を、炭素線照射を実施した正常線維芽細胞に適用し、増殖不全コロニーのサイズ分布、生存率曲線の解析に加えて、生物学的効果比の評価及び2次コロニーの評価を実施した。本論文により、我々の提案手法が、(1)異なる線質に対しても適用可能であること、(2)2次、3次コロニーとの組み合わせなどの応用が可能であることが示された。遅延的な放射線の効果を明らかできる本研究の手法を、今後の放射線生物研究の進展に役立てることが期待される。

報告書

走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定の基盤整備と実測への適用

津田 修一; 吉田 忠義; 中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 関 暁之; 松田 規宏; 安藤 真樹; 武宮 博; 谷垣 実*; 高宮 幸一*; et al.

JAEA-Technology 2013-037, 54 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-037.pdf:4.94MB

東京電力福島第一原子力発電所事故後における広域の詳細な空間線量率マップを作成するために、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定を文部科学省の委託を受けて実施した。KURAMAは、一般乗用車に多数搭載して広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。KURAMAは、エネルギー補償型$$gamma$$線検出器で測定した線量率をGPSの測位データでタグ付けしながら記録する測定器、データを受け取り可視化のための処理や解析を行うサーバ、エンドユーザがデータを閲覧するためのクライアントから構成される。第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化されたことによって、100台の同時測定が可能となり、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告では、KURAMA-IIによる測定データの信頼性を確保するために実施した基盤整備と、KURAMA-IIを空間線量率マッピング事業に適用した結果について述べるとともに、多数のKURAMA-IIを使用した走行サーベイの精度を保証するための効率的なKURAMA-IIの管理方法を提案した。

論文

Research and development on waste management for the Fukushima Daiichi NPS by JAEA

駒 義和; 芦田 敬; 目黒 義弘; 宮本 泰明; 佐々木 紀樹; 山岸 功; 亀尾 裕; 寺田 敦彦; 檜山 敏明; 小山 智造; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.736 - 743, 2013/09

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物の管理に関して、原子力機構が進めている研究開発の成果を概観する。

論文

A Framework for analysis of abortive colony size distributions using a model of branching processes in irradiated normal human fibroblasts

坂下 哲哉; 浜田 信行*; 川口 勇生*; 大内 則幸; 原 孝光*; 小林 泰彦; 斎藤 公明

PLoS ONE (Internet), 8(7), p.e70291_1 - e70291_10, 2013/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.35(Multidisciplinary Sciences)

コロニー形成能の測定は、放射線照射後の細胞の重要な情報を与える。通常、50個以上の細胞からなるコロニーを、増殖可能な細胞からなるコロニーとして生存率を評価してきた。しかし、従来無視されてきた50個に満たない細胞からなるコロニーに関して詳細に調べたところ、サイズ分布が対数-対数グラフで直線にプロットできることがわかった。本研究では、この直線関係について分岐プロセスモデルを導入し、世界で初めて照射後の数世代にわたる細胞増殖死の確率を推定できることを発見した。また、従来、増殖可能なコロニーとして評価されたてきた生存コロニーに、このモデルを拡張応用することにより、生存率曲線を再現することに成功した。この一連の解析により、放射線照射後の細胞の継世代的な影響には、比較的短い数世代に及ぶ増殖死が高まる影響と、それよりも長い世代にわたって継続する増殖死の機構が存在することを明らかにした。本研究による、半世紀以上見過ごされてきたコロニーアッセイの隠れた重要性の指摘と、コロニーアッセイによる継世代影響解析方法の提案は、今後の放射線生物研究の進展に重要な貢献を果たすものと期待される。

論文

Restoration work for obstacle and upper core structure in reactor vessel of experimental fast reactor "Joyo", 2

高松 操; 芦田 貴志; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 伊東 秀明; 長井 秋則

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置であるMARICO-2試料部が炉内燃料貯蔵ラック上で屈曲し、燃料交換機能を阻害するとともに、炉心上部機構を損傷させたことが確認されている。「常陽」の復旧作業にあたっては、(1)旧炉心上部機構のジャッキアップ、(2)旧炉心上部機構の引抜・収納、(3)MARICO-2試料部の回収、(4)新炉心上部機構の装荷のステップで進められる。炉心上部機構の交換やMARICO-2試料部の回収は、あらかじめ想定したものではなく、高温・高線量等の高速炉特有の作業環境を考慮した治具類を設計・製作する必要がある。現在、2014年に計画されている復旧作業に向け、治具類の設計・製作を進めているところであり、本作業の完遂及び蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術開発に大きく資することができるものと考えている。

論文

「常陽」における燃料交換機能の復旧作業状況

伊東 秀明; 芦田 貴志; 高松 操

UTNL-R-0483, p.6_1 - 6_10, 2013/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を取り出すため、原子炉容器内の燃料貯蔵ラックへ移動後に切り離し操作を行った。この際、切り離し機構の設計不備により、MARICO-2の試料部と保持機構が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことから、試料部が燃料貯蔵ラック内の移送用ポットから突き出た状態で変形し、炉心上部機構の下面の整流板等も試料部との接触により変形していることがわかっている。「常陽」の燃料交換機能を復旧するため、炉心上部機構の交換、MARICO-2の試料部の回収を平成25,26年度に実施することを計画しており、この状況について報告する。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Partial crystallization of silicon by high intensity laser irradiation

東 博純*; 匂坂 明人; 大道 博行; 伊藤 勇夫*; 門浦 弘明*; 神谷 信雄*; 伊藤 忠*; 西村 昭彦; Ma, J.*; 森 道昭; et al.

Applied Surface Science, 255(24), p.9783 - 9786, 2009/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.44(Chemistry, Physical)

フェムト秒レーザー及びナノ秒レーザーを用いて、照射強度10$$^{17}$$ W/cm$$^{2}$$及び10$$^{9}$$ W/cm$$^{2}$$で単結晶シリコン基板及びアモルファスシリコン膜を有する単結晶シリコン基板に照射した。単結晶シリコン基板へのレーザー照射では、レーザー照射部には多結晶、周辺部には多結晶とアモルファスで構成される針状の構造が形成された。特に照射強度が10$$^{16}$$ W/cm$$^{2}$$の場合は、多結晶は基板とほぼ同じ方位を向いた。照射強度が10$$^{8}$$ W/cm$$^{2}$$より低い場合は、基板が単結晶シリコンの場合でもアモルファスシリコンが形成された。

報告書

高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価にかかわる研究; 内的事象に対するレベル1PSA

石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.

JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB

確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。

論文

Measurements of neutron capture cross section of $$^{237}$$Np for fast neutrons

原田 秀郎; 中村 詔司; 初川 雄一; 藤 暢輔; 木村 敦; 石渡 祐樹*; 安見 厚志*; 間渕 幸雄*; 仲川 勉*; 岡村 和夫*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(5), p.460 - 468, 2009/05

弥生炉の高速中性子を用い、約0.1mgの微量サンプルを用いて高速中性子の捕獲断面積を測定する技術を開発し、その有効性を高速中性子に対する$$^{237}$$Npの中性子捕獲断面積を測定することにより実証した。測定手法としては放射化法を適用し、中性子捕獲反応で生成する$$^{238}$$Npの生成量を、これからの崩壊$$gamma$$線をGe検出器で測定することにより測定した。モンテカルロ計算で得られた照射場の中性子束強度は、同時に照射したAuモニターの放射化量により校正した。核データライブラリーに収められている$$^{237}$$Npの中性子捕獲断面積のエネルギー依存性情報より、本測定で導出される中性子捕獲断面積及び対応する中性子エネルギーの代表点を求めた。この結果、0.214$$pm$$0.009MeVにおいて0.80$$pm$$0.04bという5%の精度での測定値を得た。この結果は、ENDF/B-VII.0の評価値と一致するが、JENDL-3.3のそれより15%、JENDL/AC-2008のそれよりも13%大きくなることを示した。

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