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論文

Sm valence determination of Sm-based intermetallics using $$^{149}$$Sm M$"{o}$ssbauer and Sm L$$_{rm III}$$-edge X-ray absorption spectroscopies

筒井 智嗣; 東中 隆二*; 中村 頼人*; 藤原 孝将*; 中村 仁*; 小林 義男*; 伊藤 孝; 依田 芳卓*; 加藤 和男*; 新田 清文*; et al.

Hyperfine Interactions, 242(1), p.32_1 - 32_10, 2021/12

$$^{149}$$Sm synchrotron-radiation-based M$"{o}$ssbauer spectroscopy was performed in Sm-based intermetallics having a cubic crystal structure, Sm$$_{3}Tr_{4}$$Ge$$_{13}$$, SmB$$_{6}$$, SmBe$$_{13}$$, and Sm$$Tr_{2}$$Al$$_{20}$$ ($$Tr$$ = transition metals). In spite of the difference of the local structure around the Sm sites, the observed M$"{o}$ssbauer spectra consist of a single line at 300 K. On the other hand, Sm L$$_{rm III}$$-edge X-ray absorption spectra consist of two components, suggesting Sm$$^{2+}$$ and Sm$$^{3+}$$ states. Difference of the number of the spectral components between the M$"{o}$ssbauer spectroscopy and X-ray absorption spectroscopy is caused by the difference of the time window in the scattering process of these measurements. Correlation between the isomer shifts in the M$"{o}$ssbauer spectroscopy and average Sm valence states estimated from the X-ray absorption spectroscopy exhibits a linear correlation.

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

論文

Measurement of reactivity worths of natural Sm, Cs, Gd, Nd, Rh, Eu, B and Er

小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00

燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO$$_{2}$$燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm$$times$$4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、CsNO$$_{3}$$、Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Nd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Rh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Eu(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。

論文

Measurements of critical masses of non-uniform fuel rod lattice configulations

柳澤 宏司; 須崎 武則; 新田 一雄

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.84 - 88, 1987/00

現在、燃料集合体の輸送容器等の臨界安全評価では、集合体内の燃料棒の均一配列に対して最適減速条件を仮定しており、配列格子の歪によって生じる不均一配列の効果は考慮されていない。そこで、この不均一配列による臨界質量の変化あるいは加わり得る反応度を明らかにする目的で、TCAを用いて低濃縮UO$$_{2}$$燃料棒配列に対する実験的検討を行った。 その結果、体系の大きさ及び体系内の燃料棒本数を一定とした条件では、不均一配列体系の臨界質量は均一配列体系のそれよりも大きく、加わる反応度は負であることが明らかになった。

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