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論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am with ANNRI at J-PARC

寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of $$^{241}$$Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of $$^{241}$$Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of $$^{241}$$Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.

論文

Measurement of MA reaction rates using spallation neutron source

大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2017, P. 50, 2018/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で核破砕中性子源を用いたネプツニウム-237($$^{237}$$Np)とアメリシウム-241($$^{241}$$Am)への照射を3時間行い、反応率の測定を行った。本実験では、核破砕反応に起因する$$gamma$$線の影響が大きく、臨界実験などで得られる一般的な核分裂反応の波高分布とは異なる傾向を示しているが、$$^{237}$$Npの捕獲反応率は測定できた。$$^{237}$$Npと$$^{241}$$Amの核分裂反応率を測定できた臨界体型での実験から得られた捕獲反応率は、本実験の測定結果の約8倍程度であった。したがって、核破砕反応に起因する$$gamma$$線の影響を低減させ、照射時間を24時間以上に延ばすことで、核破砕中性子源を用いた核分裂反応を計数できる可能性がある。

論文

Reaction rate analyses of accelerator-driven system experiments with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; Vu, T. M.*; 山中 正朗*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; Kim, S. H.*; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.190 - 198, 2018/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体において、100MeV陽子と鉛ビスマスを組み合わせた核破砕中性子による加速器駆動システム(ADS)の反応率測定実験を行っている。反応率測定は、箔放射化法を用いた。解析にはMCNP6.1を用い、核データとして高エネルギー粒子輸送にはJENDL/HE-2007、中性子輸送にはJENDL-4.0、反応率にはJENDL/D-99を用いた。実験と解析の結果から、未臨界度に依存した反応率が明らかとなった。一方で、固定源計算における高エネルギー領域の反応率の精度については課題が残ることがわかった。

論文

Research and development for accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.

論文

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the $$alpha$$-fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the $$alpha$$-fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.

論文

Sensitivity and uncertainty analyses of lead sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Nuclear Science and Engineering, 185(3), p.460 - 472, 2017/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体において実施された鉛サンプル反応度実験の感度および不確かさ解析を行った。SRAC2006とMARBLEコードを用いて、JENDL-4.0の共分散データに基づくPb同位体の反応やエネルギー領域の影響を詳細に解析した。これらの感度および不確かさ解析の結果について、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and JEFF-3.1を用いた時の結果と比較を行った。その結果、これらの結果をPb-Bi冷却型のADS核設計に反映するには、さらなる実験および解析が必要であることが示された。

論文

Activation experiments for verification of neutron capture cross section of $$^{237}$$Np using variable neutron field at KURRI-LINAC

高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05

放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am,そして$$^{243}$$Am核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、$$^{237}$$Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。

論文

Validation of Pb nuclear data by Monte Carlo analyses of sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:8.68(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と$$^{27}$$Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については$$^{238}$$Uと$$^{27}$$Alについて差があることを明らかにした。

論文

Accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 93, p.06001_1 - 06001_5, 2015/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:10.3

核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に資することを目的に、原子力システム研究開発事業として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」を平成25年10月より開始した。本研究開発では、高精度化を実現するために、J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用するとともに、4つの異なる研究分野である核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の研究者が相互に協力し、独立手法による測定結果の相互比較を行うことで系統誤差要因の理解を深め、信頼性を高める。本プロジェクト研究の背景、全体計画及び研究進捗を概説する。

論文

Neutronic characteristics of lead-bismuth in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 大泉 昭人; 北村 康則; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチノイド(MA)を核変換することを目的として、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究を行っている。原子力機構で検討しているADSは、鉛ビスマス(LBE)冷却型ADSである。LBE冷却型ADSの核特性解析においては、核変換の対象であるMAだけでなく、冷却材のPbの核データの影響が大きいことが指摘されている。そこで本研究では、京都大学原子炉実験所臨界集合体KUCAのA架台において、AlのプレートをPbもしくはLBEプレートに置換した際のサンプル価値反応度を測定し、計算値との比較を行った。Pb同位体およびBiの核データの検証を目的に実験と解析結果を比較したところ、Pbの反応度価値に関してはJENDL-4.0を使用した解析結果が実験値を良く再現することがわかった。一方、Biについては、LBEのサンプル反応度価値の値が非常に小さく、解析値との比較が困難であった。今後、Biを対象とした同様の実験を行う場合には、置換するプレート枚数を増やすなどの対応が必要である。

論文

Neutronic characteristics of lead in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2012, P. 212, 2013/10

原子力機構では、加速器駆動核変換システム(ADS)として、鉛ビスマス冷却型の概念を検討している。近年、核データライブラリとしてJENDL-4.0が公開されたが、鉛の同位体についてJENDL-3.3のデータから大幅な変更がなされ、ADSの核設計に対して大きな影響を与えている。そこで鉛核データの検証を目的に、京都大学原子炉実験所臨界集合体(KUCA)A架台において、アルミニウムから鉛に置換した場合の置換反応度測定実験を行い、JENDL-4.0及びJENDL-3.3を用いて解析を行った。解析の結果、実験値と解析値に差が生じたものの、全体的な傾向として、JENDL-4.0を用いた解析結果の方が、実験結果に近いことが示された。

論文

Measurement of neutron generation time by pulsed neutron source

西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

KURRI Progress Report 2011, P. 221, 2012/10

これまでのわれわれの研究では、未臨界体系におけるパルス中性子実験の中性子束時間変化の測定データに対して最尤法を用いた解析を適用して、未臨界度の測定を行ってきた。今回の研究では、未臨界度とともに中性子生成時間も同時に解析する方法を開発し、KUCAの実験結果に適用した。異なる周波数のパルス中性子を用いて実験を行い、得られた中性子生成時間を検証した結果、従来の方法よりも整合性の高い結果が得られた。

論文

Pulse neutron experiment for accelerator-driven system, 2

西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 北村 康則; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2009, P. 201, 2010/10

パルス中性子源(PNS)実験に対する回帰分析法が、加速器駆動炉の未臨界度監視のために開発されてきた。この分析法は、高繰り返しなど条件が悪く、$$alpha$$フィッティング法で遅発成分を決定することが困難な実験条件に対しても適用可能である。本研究では、KUCA-A炉心で幾つかの未臨界度と幾つかのDT中性子源周期を組合せた実験を行い、回帰分析法を検証した。その結果、低繰り返しにおいて、$$k$$$$_{eff}$$と計数率について、実験値と解析値の差がみられた。今後バックグラウンドの影響評価が必要である。

論文

Development of optical fiber detector for measurement of fast neutron

八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで$$^{232}$$Thが利用されてきた。これは、$$^{232}$$Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、$$^{232}$$Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、$$^{232}$$Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。

口頭

Current status of Japanese P-T program and ADS study

佐々 敏信; Pyeon, C. H.*

no journal, , 

日本における分離変換技術研究計画の現状について報告する。原子力機構及び京都大学原子炉実験所で行われているADS研究の現状とともに、原子力委員会で行われている分離変換技術のレビューについて報告を行う。

口頭

パルス中性子法による中性子寿命の測定

西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 辻本 和文; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

no journal, , 

パルス中性子法に対して新たに統計的手法(最尤法)を適用し、未臨界度とともに中性子寿命を得る手法を開発した。KUCAにおいて複数の未臨界度に対して、異なる周波数のDT中性子源を入射する実験を行い本手法で妥当な結果が得られること示した。

口頭

パルス中性子法によるリアルタイム未臨界度測定のための基礎実験

岩元 大樹; 西原 健司; 菅原 隆徳; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*

no journal, , 

パルス中性子法を用いて、京都大学臨界集合体KUCA A架台の3種類の未臨界状態における未臨界度を測定した。核分裂中性子の検出には3本の中性子検出器を使用し、計数にはMCSを使用した。解析には、最小二乗法を用いて中性子カウントのフィッティングを行い、未臨界度の指標である即発中性子減衰定数$$alpha$$を求めた。得られたフィット式及び$$alpha$$が測定データを再現しているか否かを定量的に評価するため、$$chi^2$$検定を行った。解析では種々の測定時間に対して$$alpha$$及び換算$$chi^2$$値のばらつきの傾向を調査し、本測定で最適なMCSの測定条件を決定した。解析の結果、MCSの時間ビン幅を適切に設定すれば、本実験で使用した炉心条件及び加速器条件で、10秒間の測定で$$alpha$$を決定することが可能であることが確認された。これにより、ビーム電流値を上げる、デューティ比を上げる等の中性子計数率を向上する措置を講ずることによってさらに短い時間間隔で測定できることがわかった。

口頭

KUCA-A架台を用いた鉛置換反応度の測定

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

no journal, , 

原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を実施している。ADSの核設計においては、核データライブラリの違いにより解析結果が大きく異なるが、その原因としてMAだけでなく鉛の核データの相違も指摘されている。具体的には、JENDL-4.0とJENDL-3.3の解析結果を比較すると、$$k_{eff}$$に約3%の相違があり、そのうち鉛同位体の寄与は約1.5%であった。本検討では、鉛の核データの検証を目的として、KUCA-A架台においてアルミと鉛の置換反応度を測定し、得られた実権結果と解析結果の比較検討を実施した。実験の結果、鉛プレート40-60枚の置換により、約20-50pcmの正の置換反応度が得られた。MVPを用いた実験解析では、鉛装荷量及び位置による反応度変化の傾向が再現され、解析値と実験値の比(C/E)は、JENDL-4.0を用いた場合は1.3-1.4、JENDL-3.3を用いた場合は1.9-2.8となり、JENDL-4.0による解析結果が実験値をよく再現していることがわかった。

口頭

パルス核破砕中性子を用いた未臨界度のオンライン測定

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

no journal, , 

加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系($$0.93<k_{rm eff}<1.00$$)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。

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