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論文

Preparedness and response for nuclear or radiological emergency as a designated public corporation

奥野 浩; 岡本 明子; 海老根 典也; 早川 剛; 田中 忠夫

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 15 Pages, 2019/05

原子力事故時や放射線の緊急事態の際には、災害対策基本法に基づく指定公共機関である日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国及び地方公共団体を支援する役割を負っている。本論文では、(1)原子力施設の原子力事故時又は放射線緊急事態への準備及び対応のための指定公共機関としてのJAEAの役割を明らかにし、(2)2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の制御不能に起因する敷地外の放射線緊急事態におけるJAEAの防災業務計画に基づく緊急時対応活動の概要、さらに(3)国の防災基本計画及び都道府県の地域防災計画を踏まえ、国及び地方公共団体が実施する訓練への参加を中心に平常時の活動を報告する。

報告書

A Guide to introducing burnup credit, preliminary version (English translation)

奥野 浩; 須山 賢也; 龍福 進*

JAEA-Review 2017-010, 93 Pages, 2017/06

JAEA-Review-2017-010.pdf:2.47MB

使用済燃料を取扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを導入することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状、安全評価上考慮すべき点、そして規制に関する現状をまとめたものである。この報告書は、燃料サイクル安全研究委員会がJAERI-Tech 2001-055として日本語で刊行した「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の英訳である。

論文

Calculations of safe distance from the point of a severe accident during transportation of a package containing spent nuclear fuels

渡辺 文隆; 奥野 浩

Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/09

本論文は、核燃料物質輸送の過酷事故に伴う放射性物質放出の影響に関する計算を示す。フランスで用いられている使用済核燃料輸送物TN12を対象とした過酷事故の隔離距離の追計算、「原子力施設等の防災対策について」の追計算、さらに、日本で使用されている使用済核燃料輸送物NFT-14Pを対象に、フランス論文に記された事故想定で計算した。隔離距離の計算結果は30m程度になった。上記の計算は、米国で開発されたHotSpotコードを用いた。日本で開発・利用されているEyesActとの比較計算も行った。

論文

Nuclear criticality safety standard for a fuel reprocessing plant assuming burnup credit published by the Atomic Energy Society of Japan

中島 健*; 板原 國幸*; 奥野 浩

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.496 - 502, 2015/09

本論文では、2015年4月に日本原子力学会から発刊された「再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順:2014」(AESJ-SC-F025: 2014)の概要を述べる。同学会からは、既に60を超える標準が発刊されたが、その多くは、原子炉または廃棄物に対するものであった。また、10年前に同学会から発刊された「臨界安全管理の基本事項: 2004」(AESJ-SC-F004: 2004)では、臨界安全に関する基本的な考え方、核燃料を取り扱う施設の一般的な臨界安全の管理について記していたが、燃焼度クレジット採用の手順は含まれていなかった。この標準では、燃焼度クレジットを再処理工場に適用する上でこれら施設及び設備の設計、管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして、臨界の防止に役立てることを目的にしている。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

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。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成25年度

佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.

JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。

論文

Homogeneity tests on neutron shield concrete

奥野 功一*; 飯倉 寛

Nuclear Science and Techniques, 25(S1), p.S010604_1 - S010604_5, 2014/12

近年、中性子は材料の分析・解析、硼素中性子捕捉療法の分野における応用を目的として研究されている。これら中性子を利用する実験施設用にコンパクトな遮へいを造るため、通常のコンクリートと同等の機械強度を有する中性子遮へいコンクリートが開発された。十分な遮へい性能を確実なものとするためには、コンクリートの均一性を確認することが重要である。本研究では、コンクリートの均一性を確認するため、JRR-3の熱中性子ラジオグラフィ装置を用いてコンクリートの中性子ラジオグラフィ画像を撮影して熱中性子の透過率を推定した。その結果、中性子遮へいコンクリートは通常のコンクリートと比較して倍以上の遮へい性能を有していることが示された。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成24年度

佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.

JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB

原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。

報告書

北朝鮮による地下核実験に備えた放射性物質の拡散予測体制の構築と実対応

中西 千佳; 佐藤 猛; 佐藤 宗平; 永井 晴康; 掛札 豊和; 堅田 元喜; 都築 克紀; 池田 武司; 奥野 浩; 山本 一也; et al.

JAEA-Technology 2013-030, 105 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-030.pdf:29.0MB

原子力緊急時支援・研修センター及び原子力基礎工学研究部門は、文部科学省からの要請に基づき、北朝鮮による三回目の地下核実験に対するモニタリング計画の策定に資する目的から、WSPEEDI-IIを用いた放射性物質の放出を仮定した拡散予測を行った。これらの予測結果は、平成25年2月12日から22日までの毎日、文部科学省及び防衛省に提供し、文部科学省のホームページにて公開された。一方、両部門では、平成24年4月から平成25年3月までの11か月間、夜間・休日を含め、地下核実験の実施に備えた体制の維持に努めた。本報では、これらの一連の対応の概要及び得られた課題について整理した。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成23年度

片桐 裕実; 奥野 浩; 岡本 明子; 池田 武司; 田村 謙一; 長倉 智啓; 中西 千佳; 山本 一也; 阿部 美奈子; 佐藤 宗平; et al.

JAEA-Review 2012-033, 70 Pages, 2012/08

JAEA-Review-2012-033.pdf:6.38MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法等に基づき「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国, 地方公共団体, 警察, 消防, 自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成23年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故対応について、原子力機構が実施する人的・技術的な支援活動の拠点として、原子力緊急時支援・研修センターを機能させた。各部署と連携を取りながら原子力機構の総力を挙げて、国,地方公共団体の支援要請を受け、事業者が対応する復旧にかかわる技術的検討、住民保護のためのさまざまな支援活動や、特殊車両・資機材の提供を継続して実施した。

論文

Production of criticality safety standard data with Monte-Carlo code MVP / nuclear data library JENDL-3.2 validated using ICSBE data

外池 幸太郎; 須山 賢也; 奥野 浩; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/02

日本で最初の臨界安全ハンドブックが1988年に公刊された。臨界安全解析コードシステムJACSが検証され、さまざまな核燃料物質の最小臨界質量や安全制限質量が計算されている。その後の20年間に、定常臨界実験装置STACYで新たな実験データが取得され、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPにおいては広範な核分裂性物質のベンチマークデータが蓄積されている。また、計算機の能力が飛躍的に向上し、新たなコードや核データが開発されている。ハンドブックの第2版では、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと核データライブラリJENDl-3.2の組合せた解析システムをICSBEPのデータを用いて検証した。検証計算の結果を統計的に処理して実行増倍率の安全制限値として0.98を導出し、この値に基づき、最小臨界質量や安全制限質量を計算した。原子力機構の臨界安全分野の今後の研究活動についても概観する。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成22年度

片桐 裕実; 奥野 浩; 澤畑 正由; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 中西 千佳; 福本 雅弘; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2011-037, 66 Pages, 2011/12

JAEA-Review-2011-037.pdf:4.52MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成22年度においては、上記業務を実施したほか、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故に際し、指定公共機関としての支援活動を総力を挙げて行った。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成21年度

金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

論文

Calculation of critical concentrations of actinides in an infinite medium of silicon dioxide

奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1137 - 1144, 2009/12

$$^{233, 235}$$U, $$^{239, 241}$$Pu, $$^{242m}$$Am, $$^{243, 245, 247}$$Cm及び$$^{249, 251}$$Cfを含む26アクチニドの金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$O混合物の臨界濃度を計算した。ここで、臨界濃度は、無限中性子増倍率k$$infty$$が1になる濃度と定義される。計算は、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5と核データライブラリJENDL3.3の組合せで行われた。計算結果は、調べたすべての核分裂性核種において、金属-SiO$$_{2}$$の臨界アクチニド濃度が金属-H$$_{2}$$Oの臨界アクチニド濃度の約1/5であることを示した。対応する臨界濃度の半分を未臨界アクチニド限度と想定し、この濃度での金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$Oのk$$infty$$が検討したすべてのアクチニドで0.8未満であることを見いだした。部分和の法則を6核分裂性核種のアクチニド濃度と未臨界アクチニド濃度の比に対して適用し、高レベル放射性廃棄物の報告された例について未臨界性を確認した。臨界アクチニド濃度の計算結果に対する異なる核データの影響が大きいことを$$^{242}$$Cm, $$^{247}$$Cm及び$$^{250}$$Cfに対して見いだした。

報告書

プルトニウム-240同位体組成割合を考慮した計算誤差評価に基づくMOX燃料体系の推定臨界下限増倍率の算出

佐藤 庄平; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2009-014, 19 Pages, 2009/11

JAEA-Data-Code-2009-014.pdf:3.03MB

推定臨界下限増倍率は、評価対象と類似した燃料体系の臨界実験データに対して同じ臨界計算コードシステムを適用した計算結果から未臨界と判断してよいと考える中性子増倍率の上限値である。本報告書では合理的なウラン・プルトニウム混合酸化物燃料(MOX燃料)体系の推定臨界下限増倍率を算出する方法を確立することを目的に、統計処理対象の分類範囲について検討するとともに、その統計処理対象ごとに$$^{240}$$Pu同位体組成割合依存性を考慮した計算誤差評価を実施した。この評価には、臨界計算コードMVPと評価済核データライブラリーJENDL3.3を利用し、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに登録されたMOX燃料の臨界実験を適用した。燃料の種類の分類範囲に「二重非均質体系」を新たに導入することで、ベンチマーク計算結果の$$^{240}$$Pu同位体組成への依存性が強くなることを見いだした。この分類と誤差評価の結果、推定臨界下限増倍率のすべての算出値がベンチマーク計算結果を下回ること、また従来の方法に基づく推定臨界下限増倍率よりも推定臨界下限増倍率を高くとれることを確認した。

報告書

臨界安全ハンドブック・データ集第2版(受託研究)

奥野 浩; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 山根 祐一; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵

JAEA-Data/Code 2009-010, 175 Pages, 2009/08

JAEA-Data-Code-2009-010.pdf:13.1MB
JAEA-Data-Code-2009-010(errata).pdf:0.11MB

本書は、1988年に発刊された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂版として編まれたものである。本改訂版では、従来の版にはなかった均質U-H$$_{2}$$O及びUF$$_{6}$$-HFの臨界データを追加し、中濃縮度ウランの臨界データを充実させた。計算には旧日本原子力研究所で開発した連続エネルギーモンテカルロ法臨界計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3第2改訂版(JENDL-3.2)をおもに用いた。アクチニド金属及び酸化物の原子個数密度に関するデータを追加し、燃焼燃料の核種組成に関する情報を改訂した。臨界実験ベンチマーク計算及び単一ユニットの臨界データ(臨界となる質量,体積,寸法など)の計算では、ヒストリ数を100万に採ることにより、第1版よりも計算精度がおおむね1桁向上した。

報告書

均質燃料(ステアリン酸亜鉛混合MOX粉末及び硝酸プルトニウム水溶液)体系の動特性パラメータの算出

佐藤 庄平; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2009-006, 43 Pages, 2009/07

JAEA-Data-Code-2009-006.pdf:6.53MB

本報告書では、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)との共同研究の一環で算出した、均質燃料体系の動特性パラメータについて報告する。対象燃料は、ステアリン酸亜鉛を混合させたMOX粉末及び硝酸プルトニウム水溶液とした。計算コードにはTWODANTを、核データライブラリにはSRACにより17群に縮約したJENDL-3.3を使用した。計算の結果、(1)MOX粉末の動特性パラメータは、円筒体系,無限体系によらず、プルトニウム富化度と減速度に依存するが、中性子寿命をのぞいてはMOX密度,燃料高さに依存しないこと,(2)硝酸プルトニウム水溶液の動特性パラメータは、初期温度と溶液のプルトニウム濃度に依存し、反応度温度係数についてはプルトニウム濃度がおよそ19g/l以下で正の値を持つことが明らかになった。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Fluctuation of the neutron multiplication factor induced by an oscillation of the fuel solution system

佐藤 庄平; 奥野 浩; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.268 - 277, 2009/03

臨界安全の観点から、地震のような振動により誘起された溶液燃料の反応度を把握することは重要である。本紙は振動により形成された自由表面を持つ溶液燃料体系の反応度を、中性子増倍率の変動を評価することで明らかにすることを目的とする。この目的を達成するために、流体計算結果を反映した臨界計算を実施した。流体計算では、振動により発生する自由表面を算出するために有限体積法とVOF法を適用した。臨界計算では、連続エネルギモンテカルロ法を適用した。計算の結果、振動数と溶液高さと溶液幅の比(H/L)に依存する、3つの中性子増倍率の振動タイプが得られた。スロッシングが発生すると、中性子増倍率は大きく変動し、H/Lにより中性子増倍率の変動タイプが分類されるしきい値を持つ。そのしきい値は反射体の種類によらなかった。もしH/Lがしきい値(H/L=0.35)以上であれば、静止状態における中性子増倍率より小さな値で変動する。それとは逆に、H/Lがしきい値(H/L=0.35)以下であれば、静止状態における中性子増倍率より大きな値で変動する。本紙で示したしきい値は、従来の値より小さな値であることが明らかになった。

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