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論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,6; 核データの利用のために; ミクロからマクロへの橋渡し

多田 健一; 小迫 和明*; 横山 賢治; 今野 力

日本原子力学会誌, 60(3), p.168 - 172, 2018/03

放射線輸送計算コードは評価済み核データを直接取り扱えず、コードが使える形式に変換する、核データ処理と呼ばれるプロセスが必要となる。核データ処理は単なる形式の変換だけでなく、放射線輸送計算で用いる物理量を求めるための様々な処理を含んでおり、評価済み核データ(ミクロ)と放射線輸送計算(マクロ)を繋ぐ重要な役割を担っている。本稿では、核データ処理の概要と核データの妥当性評価について解説する。

論文

Overview of JENDL-4.0/HE and benchmark calculations

国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.

JAEA-Conf 2016-004, p.41 - 46, 2016/09

加速器を用いた種々のアプリケーションを開発・設計するための基礎データとして、中性子や陽子入射の高エネルギー核データを整備する必要がある。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行うと共に、特に医療分野で需要の高い$$^{6,7}$$Liや$$^{9}$$Be等の核種を新たに加えて、約130核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、ライブラリの概要を説明すると共に、粒子輸送計算コードPHITSやMCNPXを用いた中性子透過計算等における積分検証結果を中心に報告する。

論文

Photonuclear data file

岩本 信之; 小迫 和明*; 村田 徹*

JAEA-Conf 2016-004, p.53 - 58, 2016/09

光核反応データは電子加速器の遮へい設計のみならず、非破壊検査や高エネルギー$$gamma$$線治療分野においても利用が期待される。日本では評価済光核反応データファイルとしてJENDL/PD-2004が68核種の核データを収納し公開されているが、この公開以降の多様なニーズに応えるために新しい光核データファイルの開発が始まった。この開発では二つの評価手法が採られており、安定なLiからCaまでの核種に対しては低入射光子エネルギーにおいて共鳴成分が見られるため、測定値と核構造データをベースに評価が行われた。また、軽核の高エネルギー領域及びCaより重い核種については、核反応計算コードALICE-F及びCCONEを用いて巨大双極子共鳴や準重陽子分解モデルを基に光中性子断面積を評価した。核データには入射光子エネルギーとして140MeVまでの光吸収断面積、粒子生成イールド、核種生成断面積及び放出粒子のエネルギー・角度微分断面積が収納してある。この新光核反応データファイルは181核種の核データを収納した標準版に加え、応用性を考慮して、ALICE-Fコードの系統計算による2500核種に及ぶ核データを追加した拡張版も整備し、公開予定である。

論文

$$^{3}$$H photonuclear data evaluation and preliminary study of reduction of $$^{3}$$H density in waste water by photon irradiation

村田 徹*; 小迫 和明*; 岩本 信之

JAEA-Conf 2016-004, p.153 - 158, 2016/09

$$^{3}$$Hの光核反応データはFaul et al.によって測定されており、これらのデータを$$^{3}$$Heにおける光核反応評価と同様のモデルで解析し、中性子、陽子、重陽子生成断面積及び放出スペクトルを導出した。この評価データは新しいJENDL光核反応データファイルに収納される予定である。また、中性子生成断面積を基に、電子線加速器を用いた光子照射により汚染水中の$$^{3}$$Hを減容するためのフィージビリティ・スタディを実施した。制動放射による光子のエネルギーと角度分布は、試料での入射電子の多重散乱効果を考慮して、Hisdalのモデルにより評価した。発表では、いくつかの放出角度での光子エネルギースペクトル及び$$^{3}$$H$$(gamma$$,n)+($$gamma$$,2n)断面積の予備結果を示す。10mA$$times$$100秒で作られた前方方向への光子ビームを使って50cm厚の汚染水試料に照射した場合、概算では$$^{3}$$Hが2$$sim$$3%程度減容できると期待される。

論文

Evaluation of delayed neutron data of the photo-fission

村田 徹; 岩本 信之; 小迫 和明*

JAEA-Conf 2015-003, p.237 - 242, 2016/03

核物質の非破壊検査手法開発は核保障措置及び核セキュリティにとって重要である。この手法開発には透過力のある粒子と高い識別精度を有する核分裂応答の検出が要求されており、これらはそれぞれ高エネルギー光子及び遅発中性子の検出により達せられると考えられている。現在、この手法の実行可能性や装置設計のために、光核分裂による遅発中性子データが必要とされている。光核分裂を起こす核種による遅発中性子生成量評価は、JENDL-4.0の中性子誘起核分裂による遅発中性子データを利用して行った。また、もし同じ複合核による遅発中性子データがなければ、Wahlによる累積核分裂収率の系統式とBrady-Englandによる導出手法を基に6群遅発中性子強度を計算し、評価を行った。本研究で得られた結果を研究会にて報告する。

報告書

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

論文

Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data

今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*

Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05

 パーセンタイル:100

複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全$$gamma$$線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全$$gamma$$線束は300Kの時の全$$gamma$$線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの$$gamma$$生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。

論文

Status of new JENDL photonuclear data file

小迫 和明*; 村田 徹*; 岩本 信之

Nuclear Physics and $$gamma$$-ray sources for Nuclear Security and Nonproliferation, p.261 - 268, 2014/12

現在開発中のJENDL光核反応データファイルには吸収、粒子生成及び核種生成断面積並びに生成粒子のエネルギー・角度微分断面積が収納される予定である。これらの光核反応断面積データは核反応モデルコード(ALICE-F、CCONE)を利用して、巨大双極子共鳴に基づく光吸収断面積から計算された。入射光子エネルギーは粒子放出に対するしきいエネルギーから140MeVまでがカバーされており、本改訂では以下の3点に重点が置かれている。(1)リチウムからカルシウムまでの各同位体に対する核データを測定データを基に系統的に評価。(2)北海道大学で行われた鉄、銅及びタングステンに対する光中性子生成に関する測定データを利用して光核反応核データを評価し、核種生成データを検証。(3)幅広い応用分野での利用が可能となるように収納核種数を増加。この結果、本ファイルには181核種が収納される予定である。

論文

A Conceptual design study for active nondestructive assay system by photon interrogation for uranium-bearing waste with MVP code and evaluated photonuclear data

櫻井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.318 - 329, 2011/10

A conceptual design study has been carried out with a Monte Carlo transport code on an active nondestructive assay system for low-level uranium-bearing wastes discharged from an uranium enrichment plant. Delayed neutrons from photofission of uranium isotopes in the steel waste are counted with this system to confirm that the activity concentration of this waste is below the clearance level. The present design work needs a coupled neutron/photon transport code which can numerically simulate the photonuclear reaction and the resultant emission of neutrons. We have modified a continuous-energy Monte Carlo transport code MVP to equip it with a function to simulate the emission of photoneutrons along with the delayed neutrons from photofission. The photonuclear data library for the modified MVP code was prepared on the basis of evaluated photonuclear data by IAEA. For the $$^{235}$$U and $$^{238}$$U, we employed evaluated data in the JENDL photonuclear data 2004, which stores complete delayed neutron emission data for these isotopes. With this code system, a time-dependent simulation of neutron counts was made for the assay system, which consisted of a 15 MeV end-point bremsstrahlung photon source, helium-3 neutron detectors and the waste. The present paper describes the modification to the MVP code and the results of design study.

論文

A Conceptual design study for active nondestructive assay system by photon interrogation for uranium-bearing waste with MVP code and evaluated photonuclear data

櫻井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2010/10

A feasibility design work has been carried out with a Monte Carlo transport code on an active nondestructive assay system for low-level uranium-bearing waste from uranium enrichment facilities. Delayed neutrons from photofission of uranium isotopes in the metal waste are counted with this system to confirm that the activity of this waste is below the clearance level. The design work needs a coupled neutron/photon transport code which can simulate the photonuclear reaction and the resultant emission of neutrons. We have modified a continuous-energy Monte Carlo transport code MVP and equipped it with the function to simulate the emission of photoneutrons along with the delayed neutrons from photofission. The photonuclear data library for the modified MVP code was prepared on the basis of evaluated photonuclear data by IAEA. For the delayed neutron yields and spectra, the decay constants and relative abundances of six precursors group from uranium isotopes, JENDL Photonuclear Data File 2004 was adopted. With this code system, a time dependent simulation of neutron counts was made for the assay system, which consisted of a 15 MeV end-point bremsstrahlung photon source, helium-3 neutron detectors and the waste. The present paper describes the modification of the MVP code and the results of the simulation.

論文

Continuous-energy cross-section library based on JENDL high energy file 2007

佐々 敏信; 菅原 隆徳; 深堀 智生; 小迫 和明*

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), 8 Pages, 2010/00

最新版のJENDL高エネルギーファイル(JENDL/HE-2007)は、核破砕中性子源や加速器駆動システムを模擬するための106核種に対する3GeVまでの陽子・中性子断面積を収納している。NJOY-99.251コードを改造し、JENDL/HE-2007からMCNPX用の連続エネルギー断面積ライブラリを作成した。原子炉システムをより正確に模擬するため、高温ライブラリの作成も行った。高速炉や加速器駆動システムに関する複数の試計算を行い、既存のJENDL-3.3に基づくライブラリから求めた実効増倍率との良好な一致を確認した。

論文

Validation of JENDL high-energy file through analyses of spallation experiments at incident proton energies from 0.5 to 2.83 GeV

高田 弘; 小迫 和明*; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.589 - 598, 2009/06

0.5$$sim$$2.83GeVの陽子を重元素のタングステン,鉛,水銀の厚い標的に入射した種々の核破砕実験について解析を行い、評価済み核データファイルであるJENDL高エネルギーファイルの最新版JENDL/HE-2007を検証した。本検証の目的のため、高エネルギー粒子・重イオン輸送コードPHITSの計算プロセスを調整し、3GeVまでの断面積ライブラリだけで核子の輸送現象をシミュレーションする機能を実現した。この際、付随するパイ中間子の核反応は核内カスケードモデルで計算させる。JENDL/HE-2007のデータは、15MeV以下の中性子エネルギースペクトルを精度よく予測できるものの、20$$sim$$100MeVの中性子生成はファクター0.4$$sim$$0.5程度過小評価することがわかった。また、高エネルギー中性子場のドジメトリ反応である$$^{93}$$Nb(n,4n)$$^{90}$$Nb及び$$^{59}$$Co(n,4n)$$^{56}$$Coの断面積は妥当であることを確認した。JENDL高エネルギーファイルを上限値3GeVまで使用した場合、現在の精度はBertiniモデルによる核内カスケードモデルとほぼ同等である。

報告書

Continuous energy cross section library for MCNP/MCNPX based on JENDL high energy file 2007; FXJH7

佐々 敏信; 菅原 隆徳; 小迫 和明*; 深堀 智生

JAEA-Data/Code 2008-022, 18 Pages, 2008/11

JAEA-Data-Code-2008-022.pdf:1.43MB

加速器駆動核変換システムやJ-PARCなどの加速器施設の設計に必要な数GeVまでの核反応データの要求に対し、2007年版JENDL高エネルギーファイル(JENDL/HE-2007)が公開された。そこで、原子炉,核融合炉,加速器施設や医療などの多様な分野で使用されている3次元モンテカルロ輸送計算コードMCNP及びMCNPX向けのJENDL高エネルギーファイルに基づく断面積ライブラリFXJH7を構築した。本報告書では、2007年版JENDL高エネルギーファイルの概要とそれを処理するためのNJOY99コードの整備、MCNP用ライブラリFXJH7の構築とともに、遮蔽計算・固有値計算によるライブラリ検証結果をまとめた。

論文

Recent advances in the JENDL project

柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 岩本 修; 市原 晃; 岩本 信之; 国枝 賢; 大塚 直彦; 片倉 純一; 渡辺 幸信*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2007), Vol.2, p.727 - 732, 2008/05

原子力機構シグマ委員会と協力してJENDL汎用ファイル及び特殊目的ファイルの作成を進めている。JENDL汎用ファイルの第4版であるJENDL-4の開発では実験値の乏しいMA及びFP核データの精度向上が重要な課題であるので、新たに核反応モデル計算コードを開発した。FP領域では、200MeVまでの中性子及び陽子反応データに適用できるチャネル結合光学模型パラメータを求め、統計模型による理論計算を実施している。低エネルギー領域ではMA及びFP核種の分離共鳴パラメータを最新の実験値をもとに評価した。2002年に公開したJENDL-3.3のフォローアップとして、ADS開発研究で必要な核種の共分散(誤差)データを整備した。一方、特殊目的ファイルに関しては、JENDL高エネルギーファイル及び光核反応データファイルの2007年版の編集が最終段階に入っている。

論文

JENDL photonuclear data file

岸田 則生*; 村田 徹*; 浅見 哲夫*; 小迫 和明*; 真木 紘一*; 原田 秀郎*; Lee, Y.*; Chang, J.*; 千葉 敏; 深堀 智生

AIP Conference Proceedings 769, p.199 - 202, 2005/05

光核反応に対する核データは、高エネルギー電子加速器の遮蔽設計及び高エネルギー$$gamma$$線治療の分野に必要である。JENDL光核反応データファイルは、シグマ委員会の光核反応データ評価ワーキンググループによって整備された。われわれは多くの文献サーベイから、評価に必要な十分な実験データが圧倒的に不足しているので、光核反応データファイルを実験データのみから作成するのは困難であるという結論を得た。したがって、評価は統計模型核反応モデルの助けを借りて実施した。JENDL光核反応データファイルに格納される断面積データ等の物理量は、光吸収断面積,中性子,陽子,重陽子,三重陽子,$$^{3}$$He粒子,$$alpha$$粒子の収量及び二重微分断面積,同位体生成断面積である。アクチノイド核種に対しては、これに光核分裂断面積を加える。格納される$$^{2}$$Hから$$^{237}$$Npまでの68核種に対する最大光子入射エネルギーは140MeVである。

論文

Nuclear data evaluations for JENDL high-energy file

渡辺 幸信*; 深堀 智生; 小迫 和明*; 執行 信寛*; 村田 徹*; 山野 直樹*; 日野 哲史*; 真木 紘一*; 中島 宏; 小田野 直光*; et al.

AIP Conference Proceedings 769, p.326 - 331, 2005/05

JENDL高エネルギーファイル(JENDL-HE)のために行われた核データ評価について概要を報告する。JENDL-HEには132核種に対する3GeVまでの中性子及び陽子入射断面積が格納される予定である。JENDL-HEの現在の版は、ENDF-6フォーマットにより、中性子全断面積,弾性散乱断面積及び角度分布,弾性散乱外断面積,粒子(${it n, p, d, t,}$ $$^{3}$$He, $$alpha$$, $$gamma$$)生成断面積及び二重微分断面積,同位体生成断面積,核分裂断面積が格納されている。現在のところ、評価は実験データ及びモデル計算を用いて行われている。断面積計算には、ECIS96, OPTMAN, GNASH, JQMD, JAM等の種々のモデル計算コード及びTOTELA, FISCAL等の系統式を用いたコードを用いている。評価された断面積は、実験データ及び他の評価値と比較される。今後、提案された高エネルギー断面積データニーズにしたがって、整備を進める予定である。

論文

光核反応を用いる廃棄体中のウラン濃度検認法のモンテカルロコードによる概念検討

桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12

ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。

報告書

The Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明

JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB

JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。

報告書

Reliability assessment of high energy particle induced radioactivity calculation code DCHAIN-SP 2001 by analysis of integral activation experiments with 14MeV neutrons

甲斐 哲也; 前川 藤夫; 春日井 好己; 小迫 和明*; 高田 弘; 池田 裕二郎

JAERI-Research 2002-005, 65 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-005.pdf:2.75MB

14-MeV中性子を用いた積分放射化実験解析を通して、高エネルギー粒子誘導放射能計算コードDCHAIN-SP 2001の信頼性評価を行った。解析を行った実験は、原研FNSのD-T中性子源を用いて行われた(1) 核融合炉材料の崩壊$$gamma$$線測定実験,(2) 32種の核融合炉材料に対する崩壊熱測定実験,(3)水銀の積分放射化実験、の3件である。解析の結果、DCHAIN-SP 2001による計算は、(1)$$sim$$(3)の実験値をそれぞれ30%,20%,20%以内で予測することができた。Beteman方程式の解法アルゴリズム,及び20MeV以下の放射化断面積と付属の崩壊データについて適切であるという結論が得られた。

論文

JENDL Fusion File 99

千葉 敏; 深堀 智生; 柴田 恵一; Yu, B.*; 小迫 和明*; 山室 信弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.187 - 194, 2002/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:25.76(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子工学で重要な水素からBiに至る79核種、13元素に対して二次中性子の二重微分断面積(DDX)の評価を行った。本プロジェクトがスタートした際のJENDL汎用ライブラリーの最新版JENDL-3.1のデータをベースにして、中重核に対しては光学模型、DWBA、前平衡及び統計模型計算を行い、系統式を用いて評価した。ただし軽い核に対しては別の手法を用いた。さらに$$^2$$H, $$^9$$Be及びフッ素より重い元素に対しては放出される荷電粒子のDDXも与えた。本評価結果は中性子、荷電粒子とも実験値を良い精度で再現できることがわかった。この結果はENDF-6フォーマットで編集され、1999年にJENDL Fusion File 99として公開された。

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