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論文

放射化、遮蔽材

助川 篤彦; 飯田 浩正*; 糸賀 俊朗*; 奥村 啓介; 甲斐 哲也; 今野 力; 中島 宏; 中村 尚司*; 伴 秀一*; 八島 浩*; et al.

放射線遮蔽ハンドブック; 基礎編, p.299 - 356, 2015/03

日本原子力学会 「遮蔽ハンドブック」研究専門委員会により、放射線遮蔽に関する研究の最新知見を放射線遮蔽ハンドブック基礎編にまとめた。その中で、著者は、第8章放射化の執筆責任者として原子力施設・加速器施設の放射化のメカニズム、放射化計算コードの概要、低放射化のための考え方等について解説した。これと併せて、第9章遮蔽材については、$$gamma$$線遮蔽材としてタングステン、中性子用遮蔽材としてポリエチレンと水素含有材料について解説した。

論文

Thick target neutron yield at 0 degree by 250 and 350 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.

Proceedings of 8th Specialists' Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-8), p.195 - 203, 2010/03

250, 350MeV陽子入射による0度方向における厚い炭素,アルミニウム,鉄,鉛のターゲットからの中性子エネルギースペクトル測定を大阪大学核物理研究センター(RCNP)の中性子実験室で行った。中性子エネルギーは、陽子入射エネルギーから10MeVまでの範囲で飛行時間法により導出した。実験データと比較するために、粒子・重イオン輸送計算コードシステムPHITS及びMCNPXコードによる計算を行った。計算結果は、すべてのターゲットにおいて、中性子エネルギー20MeV以上で実験結果を過小評価することがわかった。

論文

High repetition rate neutron flux array using digital-signal processing and scintillators for study of high performance plasma at JT-60U

篠原 孝司; 奥地 俊夫*; 石川 正男; 馬場 護*; 糸賀 俊朗*

Review of Scientific Instruments, 79(10), p.10E509_1 - 10E509_4, 2008/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.02(Instruments & Instrumentation)

Neutron brings the information about the energetic ion population. Radial neutron collimator system is used to measure a line-integrated neutron emission profile in JT-60U tokamak. An analog neutron-$$gamma$$ pulse shape discrimination circuit was used to measure neutron flux from the DD reaction. The maximum count rate of the analog circuit is limited up to 1$$times$$10$$^{5}$$ counts/s. Aiming at increasing the count rate, a digital signal processing method for neutron-$$gamma$$ signal discrimination has been adopted to our collimator system. This includes a modification of hardware, a development of software, and a calibration. Due to this update, the radial neutron collimator system can output the information about the temporal evolution of neutron emission rate, temporal evolution of $$gamma$$ ray emission rate.

論文

Measurement of thick target neutron yields at 0$$^{circ}$$ bombarded with 140, 250 and 350 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 八島 浩*; 中村 尚司*; 佐藤 大樹; 中根 佳弘; 中島 宏; 桐原 陽一*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 593(3), p.298 - 306, 2008/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.56(Instruments & Instrumentation)

陽子がフルストップする厚さのグラファイト,アルミニウム,鉄及び鉛に140, 250及び350MeVの陽子が入射したときに0度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを大阪大学核物理研究センターRCNPの中性子TOF室で測定を行った。中性子エネルギーは飛行時間法により導出し、10MeVから陽子入射エネルギーまでのスペクトルデータを得た。実験結果との比較のために、評価済み核データJENDL-HEとLA150,核内カスケードモデルISOBAR,LAHETを用いたモンテカルロ計算コードPHITS, MCNPXでシミュレーション計算を行った。250, 350MeV陽子入射のグラファイトターゲットの場合を除いて、すべての計算結果は実験データを全体的によく再現することがわかった。

論文

Development of fast measurement system of neutron emission profile using a digital signal processing technique in JT-60U

石川 正男; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakohostin, M.*; 篠原 孝司; 馬場 護*; 西谷 健夫

AIP Conference Proceedings 988, p.295 - 298, 2008/03

ITERにおいて高精度の中性子発生量計測を実現するためには、高速計測システムの開発が不可欠である。JT60Uでは、スチルベン中性子検出器(SND)を使用して、中性子発生分布計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路を使用して弁別を行っているため、最大係数率は約10$$^{5}$$[cps]に制限されていた。このため、統計誤差が大きく、またダイナミックレンジが小さい等の欠点もあった。この問題を克服するために、Flash-ADCを用いて検出器のアノード信号を直接デジタル化して保存し、ソフトウェアによって中性子と$$gamma$$線の弁別を行うデジタル信号処理(DSP)システムの開発を行った。さらに、検出器に較正用としてLEDを内蔵させ、光電子増倍管にゲイン変動が生じた際、ソフトウェア的にゲインフィードバックを行う手法を確立した。本DSPシステムをJT-60Uでの中性子計測に適用した結果、従来のアナログ回路を有するスチルベン検出器を用いた測定では計数率が飽和してしまう領域でも、計数率が飽和することなく、より高い計数率領域($$sim$$10$$^{6}$$[cps])での計測に成功した。

論文

Development of a quasi-monoenergetic neutron field using the $$^{7}$$Li(p,n)$$^{7}$$Be reaction in the energy range from 250 to 390 MeV at RCNP

谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 中村 尚司*; 八島 浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 中根 佳弘; 中島 宏; 糸賀 俊朗*; 民井 淳*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.23 - 27, 2007/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.78(Environmental Sciences)

250$$sim$$390MeVのエネルギー領域における$$^{7}$$Li(p,n)$$^{7}$$Be反応を用いた準単色中性子場の開発を大阪大学核物理研究センター(RCNP)で行った。250, 350, 392MeV陽子入射による10mm厚Liターゲットからの0$$^{circ}$$方向に生成された中性子を10cm$$times$$12cm,長さ150cmのコリメータを通して100m長さのTOF室へ導いた。中性子エネルギーは直径,厚さが12.7cmのNE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法で導出した。また、生成された$$^{7}$$Beからの478keVの$$gamma$$線測定を用いて絶対ピーク中性子収量を導出した。高エネルギー領域の中性子を用いた実験データは非常に少ないので、この中性子場は大変有効であり、既に中性子遮蔽実験やNE213の応答関数測定に用いられている。また、この中性子場を用いて、中性子断面積測定や照射効果の検証なども計画されている。

論文

Neutron emission profile measurement and fast charge exchange neutral particle flux measurement for transport analysis of energetic ions in JT-60U

石川 正男; 西谷 健夫; 草間 義紀; 助川 篤彦; 武智 学; 篠原 孝司; Krasilnikov, V. A.*; Kaschuck, Y.*; 笹尾 真実子*; 磯部 光孝*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.019_1 - 019_11, 2007/05

燃焼プラズマでは、核融合反応により発生した高エネルギーの$$alpha$$粒子による自己加熱がプラズマの全加熱パワーの大半を担う。したがって、この高エネルギー粒子の閉じ込め特性、また不安定性の励起やそれとの相互作用を調べることは燃焼プラズマの維持において非常に重要な課題である。JT-60ではこのような高エネルギー粒子のプラズマ中での振る舞いを調べるために、中性子発生分布計測,高速中性粒子計測の開発を行ってきた。中性子発生分布計測の開発では、中性子と$$gamma$$線との弁別が可能なスチルベン中性子検出器を導入するとともに、散乱中性子の影響を中性子輸送コードであるMCNPを用いて評価することで、中性子の発生分布を計測している。また、高速中性粒子計測の開発においては、中性粒子スペクトロメータとして多くの利点を有するダイヤモンド検出器を導入し、中性子や$$gamma$$線などのノイズを低減させるための放射線シールドを設置することで、有意な中性粒子計測を行っている。これらの計測を用いて行った、負イオン源中性粒子ビーム入射を利用したアルヴェン固有モード(AE)実験では、ALEと呼ばれる大振幅のバーストモードが発生したとき、モードとの共鳴条件を満たす高エネルギーイオンの径方向輸送を初めて測定し、世界のAEによる高エネルギーイオンの輸送研究をリードしている。

論文

Measurement of neutron production spectra at the forward direction from thick graphite, aluminum, iron and lead targets bombarded by 250 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.

JAEA-Conf 2006-009, p.118 - 123, 2006/11

加速器施設の遮蔽設計に用いるモンテカルロ輸送計算コードに関して、実験データの不足から厚いターゲットから前方方向に放出される中性子強度の精度検討が十分に行われていない。そこで、250MeV陽子入射により厚いグラファイト,アルミニウム,鉄,鉛から放出される前方方向の中性子のエネルギースペクトルを大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOF(飛行時間)コースにおいて測定し、得られた測定データをPHITS, MCNPXコードによる計算結果と比較した。すべての計算結果は中性子エネルギー20MeV以上で過小評価する傾向にあり、前方方向における中性子生成に関してコードの改良が必要であることを検証した。

論文

Fast collimated neutron flux measurement using stilbene scintillator and flashy analog-to-digital converter in JT-60U

石川 正男*; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 助川 篤彦; 馬場 護*; 西谷 健夫

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E706_1 - 10E706_3, 2006/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:35.92(Instruments & Instrumentation)

JT-60Uでは、中性子発生分布計測においてスチルベン中性子検出器を使用して中性子の計測を行ってきた。しかし、このスチルベン中性子検出器は中性子と$$gamma$$線との弁別性能に優れた特徴を有するが、アナログ回路を利用して弁別を行っているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度となり、統計誤差が大きくまたダイナミックレンジが低い等の欠点もあった。この度、これを克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し、ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発した。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定を可能になる。本講演では、JT-60Uにおける初期の実験結果を報告する。

論文

Measurement of neutron spectra produced in the forward direction from thick graphite, Al, Fe and Pb targets bombarded by 350 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.789 - 792, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.55(Instruments & Instrumentation)

J-PARC施設遮蔽では、詳細計算手法として、モンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITS等を用いている。これら設計コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが重要である。しかし100MeVを超える入射エネルギー,前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOFコースにおいて、350MeV陽子入射によるTTY(Thick Target Neutron Yield)測定実験を行った。実験では、炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。実験では、測定におけるエネルギー分解能を上げるために、低エネルギー領域の測定では11.4m、高エネルギー領域では95mの飛行距離を用いた。実験結果をモンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITSコードによる計算値と比較した結果、約20%以内で再現し、現在のJ-PARC施設遮蔽設計計算が十分な精度を有していることを検証した。

口頭

デジタル信号処理を用いた高速中性子検出器のJT-60Uの設置に向けた取り組みと今後の課題

石川 正男; 西谷 健夫; 馬場 護*; 糸賀 俊朗*

no journal, , 

JT-60Uでは中性子発生分布計測で、スチルベン中性子検出器を使用している。しかし、中性子と$$gamma$$線をアナログ回路で弁別しているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度で、高速計測は困難であった、現在、これを克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し,ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発している。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定が可能になると期待されている。本発表では、本デジタル信号処理システムのJT-60Uへの設置へ向けた取組みと今後の課題について報告する。

口頭

スチルベンとFlash-ADCを用いた核融合炉用高速中性子モニタの開発

糸賀 俊朗*; Nakhostin, M.*; 大石 卓司*; 奥地 俊夫*; 馬場 護*; 石川 正男; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは中性子発生分布計測において、スチルベン中性子検出器を使用している。しかし、この検出器は中性子と$$gamma$$線とをアナログ回路で弁別しているため、最大計数率は10$$^{5}$$個/秒程度で、高速計測は困難であった。この問題を解決するために、Flash ADCを用いて直接、検出器のアノード信号の波形を取得,保存し、その後ソフトウェアによって波形を弁別するという手法を開発している。これにより10$$^{6}$$個/秒以上の高計数率下での測定が可能になると期待される。本発表では、東北大学で開発を進めたシステムの概要と中性子発生装置FNLで得られた測定結果について報告する。

口頭

JT-60Uにおけるデジタル信号処理を用いた高速中性子発生分布計測

石川 正男*; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 森岡 篤彦; 馬場 護*; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは、中性子発生分布計測においてスチルベン中性子検出器(SND)を使用して中性子の計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路を利用して弁別を行っているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度に制限され、統計誤差が大きくまたダイナミックレンジが小さい等の欠点もあった。この度、この問題を克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し、ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発を行った。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定が可能になると期待される。本講演では、JT-60Uにおける初期の実験結果を報告する。

口頭

250, 350MeV陽子入射による0$$^{circ}$$方向における厚いターゲットからの中性子生成収率

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.

no journal, , 

加速器のビーム前方方向の遮蔽問題に対して、加速器施設遮蔽設計に用いられるモンテカルロ輸送計算コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが必要である。しかし100MeVを超える入射エネルギーでの前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)に設置された飛行時間(TOF)コースにおいて、250, 350MeV陽子入射による中性子生成収率測定実験を行った。炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。得られた測定データと評価済み核データJENDL-HE,LA150ファイルを用いたPHITS, MCNPXによる計算結果とを比較した。すべての計算結果は、中性子エネルギー20MeV以上で測定データを過小評価することがわかった。その中で、JENDL-HEを用いた計算結果が実験値により近く、遮蔽設計計算にJENDL-HEを用いることが有効であることがわかった。

口頭

Energetic ion transport due to Alfv$'e$n eigenmode in JT-60U

石川 正男; 武智 学; 篠原 孝司; 松永 剛; 草間 義紀; 西谷 健夫; 助川 篤彦; 馬場 護*; 糸賀 俊朗*; Krasilnikov, V. A.*; et al.

no journal, , 

JT-60Uにおいて、負イオン源中性粒子ビームによって駆動されるアルヴェン固有モード(AE)による高エネルギーイオンの輸送を調べるために、中性子モニタ,中性子発生分布計測及び高速中性粒子計測を用いて実験を行ってきた。弱磁気シア配位プラズマにおいて、Abrupt Large-amplitude Event(ALE)と呼ばれるバーストモードが発生したとき、モードとの共鳴相互作用条件を満たす高エネルギーイオンがプラズマ周辺へ輸送されることを突き止めた。また、安全係数分布の変化とともに大きな周波数の変化を伴うAE(RSAE)が発生したときにも、モードとの共鳴相互作用条件を満たす高エネルギーイオンが輸送されることを計測した。現在計画されているITERの中性子計測(一部は日本が調達)によりこのような現象が観測できるかが大きな議論になっており、今後、ITERへの適用を目指して、計測精度を向上させることによるより詳細な中性子計測を実現するため、デジタル信号処理を利用した中性子計測システムの開発を進める。

口頭

JT-60Uにおけるデジタル信号処理を用いた高速中性子発生分布計測

石川 正男; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; 馬場 護*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 助川 篤彦

no journal, , 

JT-60Uでは、スチルベン中性子検出器(SND)を使用して、中性子発生分布計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路を利用して弁別を行っているため、最大計数率は約10$$^{5}$$[cps]に制限されていた。このため、統計誤差が大きく、またダイナミックレンジが小さいなどの欠点もあった。この問題を克服するために、Flash-ADCを用いて検出器のアノード信号を直接デジタル化して保存し、その後ソフトウェアによって中性子と$$gamma$$線との弁別を行うデジタル信号処理(DSP)システムの開発を行った。本DSPシステムをJT-60Uでの中性子計測に適用した結果、従来のアナログ回路を有するスチルベン中性子検出器を用いた測定では計数率が飽和してしまう領域でも、計数率が飽和することなく、より高い計数率領域(これまでの最大計数率は約10$$^{6}$$[cps])での測定に成功した。

口頭

デジタル信号処理を利用した核融合中性子プロファイルの高速計測システムの開発

石川 正男; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 馬場 護*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 助川 篤彦; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは、スチルベン中性子検出器(SND)を使用して、中性子発生分布計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路が律速となり、最大計数率は$$sim$$10$$^{5}$$cpsに制限されていた。このため、統計誤差が大きく、高速計測は困難であった。この問題を克服するために、Flash-ADCを利用したデジタル信号処理(DSP)システムの開発を行った。本DSPシステムでは、検出器のアノード信号を直接デジタル化して保存し、その後、ソフトウェアを用いて中性子と$$gamma$$線との弁別を行うことによって、中性子を計測する。本DSPシステムをJT-60Uでの中性子計測に適用した結果、約10$$^{6}$$cpsに至るまで計数率が飽和せずに中性子の計測を行うことに成功した。

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