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論文

Establishment of a novel detection system for measuring primary knock-on atoms

Tsai, P.-E.; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 佐藤 大樹; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 渡部 浩司*

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11

一次はじき出し原子(PKA)のエネルギースペクトルは、モンテカロル放射線輸送コードを用いた加速器施設設計の放射線損傷評価において重要である。しかし、計算コードに組み込まれている物理モデルは、PKAスペクトル について実験値の不足から十分に検証されていない。これまで、従来の固体検出器を用いた原子核物理実験の測定体系において、劣った質量分解能や核子あたり数MeV以上と高い測定下限エネルギーのため、実験値は限られていた。そこで本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、PKAスペクトルを測定するための2つの時間検出器と1つのdE-Eガス検出器からなる新しい測定体系を設計した。その結果、本測定体系は、質量数20から30のPKAにおいて、核子当たり0.3MeV以上のエネルギーを持つPKA同位体を区別できる。一方で、質量数20以下のPKAにおいては、PKAの質量数を識別できる下限エネルギーは核子当たり0.1MeV以下に減少する。今後、原子力機構のタンデム施設、及び東北大学のサイクロトロン・ラジオアイソトープセンターにおいて、設計した測定体系の動作テストを行う予定である。

論文

Development of differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 4 Pages, 2018/11

A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (14 MeV) generator has been newly developed for non-nuclear proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The DDA system was designed to be able to detect a nuclear fissile material (Pu-239) of as low as 10 mg and to handle samples of a different volume: a vial bottle (20 mL), a pail container (20 L), through a Monte Carlo simulation. In the DDA system, the Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) technique, which utilizes fast neutrons for interrogation, was applied to measure the amount of fissile mass contained in the sample. The fundamental performance of the DDA system was investigated in the demonstration experiment. The simulation results show that the Pu-239 masses of less than 10 mg can be detected in the DDA system. The results of the experiment are discussed and compared with those of the simulation.

論文

Measurement of displacement cross sections of aluminum and copper at 5 K by using 200 MeV protons

岩元 洋介; 吉田 誠*; 義家 敏正*; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 松田 洋樹; 明午 伸一郎; 嶋 達志*

Journal of Nuclear Materials, 508, p.195 - 202, 2018/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:14.48(Materials Science, Multidisciplinary)

加速器施設の材料損傷評価で使用される放射線輸送計算コードのはじき出し損傷モデルを検証するため、大阪大学核物理研究センターのサイクロトロン施設において、極低温下での200MeV陽子照射による、はじき出し断面積の導出に必要な金属試料の照射欠陥に伴う電気抵抗増加を測定した。照射装置は、GM冷凍機を用いて2つの照射試料を同時に熱伝導冷却する構造とし、熱伝導と電気的絶縁性に優れた2枚の窒化アルミ板により、照射試料となる直径250$$mu$$mのアルミニウム及び銅線を挟み込む構造とした。その結果、ビーム強度3nA以下において温度5K以下を保ちつつ、欠陥に伴う金属の電気抵抗率増加の測定に成功した。また、照射前後の電気抵抗率変化、陽子フルエンス及びフレンケル対あたりの抵抗率増加から導出したはじき出し断面積は欠陥生成率を考慮したPHITSの計算値に近いことがわかった。

論文

Experimental validation of the brightness distribution on the surfaces of coupled and decoupled moderators composed of 99.8% parahydrogen at the J-PARC pulsed spallation neutron source

原田 正英; 勅使河原 誠; 大井 元貴; Klinkby, E.*; Zanini, L.*; Batkov, K.*; 及川 健一; 藤 暢輔; 木村 敦; 池田 裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 903, p.38 - 45, 2018/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:14.48(Instruments & Instrumentation)

At the J-PARC pulsed spallation neutron source, liquid hydrogen moderators composed of 99.8% parahydrogen associated with light-water premoderator have been providing high intensity cold and thermal neutron beams. In the design stage, simulations have shown not only high total neutron intensity in the coupled moderator but also a local neutron-brightness increase at the edges. The edge-effect-brightness increase is also exploited in the design of the European Spallation Source (ESS) moderators, which are based on 99.8% parahydrogen, but thin (thickness: 3 cm) to enhance the neutron brightness. In this study, the spatial distribution of the neutron brightness at the surface of the coupled moderator in the J-PARC pulsed spallation neutron source was directly measured with the pinhole geometry to validate the calculated edge-brightness enhancement. The brightness distribution at the moderator surface was clearly observed as predicted by a Monte Carlo simulation, proving the validity of the simulation tools used in the design-optimization process of the J-PARC and ESS moderator.

論文

Corrigendum; Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method [J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239]

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), P. 962, 2018/08

以前に発表した論文(アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関する研究(J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239)における式の導出法を訂正する。式の導出法に間違いがあったが、最終的に導出される式は正しい。そのため、論文の結論及び議論に変更は無い。

論文

Study on neutron beam pulse width dependence in the nuclear fuel measurement by the neutron resonance transmission analysis

北谷 文人; 土屋 晴文; 藤 暢輔; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 中島 健*

KURRI Progress Report 2017, P. 99, 2018/08

As a non-destructive analytical technique for nuclear material in the field of nuclear security and nuclear nonproliferation, a neutron resonance transmission analysis (NRTA) attracts attention of researchers. It is important to downsize a NRTA system when it is deployed at various facilities. For this aim, we have developed a compact NRTA system which utilizes a D-T neutron generator. Its pulse width of 10$$mu$$s is much longer than that of a large electron beam accelerator. It is necessary to understand the influence of pulse widths on the NRTA measurement. Therefore, we conducted the experiments of the simulated nuclear fuel pin samples to evaluate how the NRTA measurement is influenced by the pulse width of neutron beam. Experiments were performed in Kyoto University. The simulated fuel pellet sample was made from metallic powders of Ag (around 1%) and Al (around 99%). The energy of the irradiation neutron is determined by a Time of Flight technique. We used three pulse widths of the neutron beam of 0.1, 1 and 4 $$mu$$s. A resonance dip of $$^{108}$$Ag at 5.19 eV is observed in the all spectra. And the dip of the TOF spectrum shifts towards low energy, with pulse width changed to a longer one. In this work, we confirmed that neutron pulse width affected the NRTA measurement of the fuel pin sample. On the basis of this work, we will be able to quantify the effects of long-pulse width in a resonance analysis.

論文

Radiation damage calculation in PHITS and benchmarking experiment for cryogenic-sample high-energy proton irradiation

岩元 洋介; 松田 洋樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 中本 建志*; 吉田 誠*; 石 禎浩*; 栗山 靖敏*; 上杉 智教*; 八島 浩*; et al.

Proceedings of 61st ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on High-Intensity and High-Brightness Hadron Beams (HB 2018) (Internet), p.116 - 121, 2018/07

放射線挙動計算コードPHITSにより放射線照射による材料損傷評価の基礎データを解析するため、入射粒子と核反応から生成する二次粒子によるターゲット1次はじき出し原子(PKA)のエネルギーを考慮した照射損傷モデルを開発した。このモデルを用いた解析により、100MeV以上の高エネルギー陽子による照射損傷において、二次粒子により生成したターゲットPKAの寄与が入射陽子によるPKAの寄与に比べて大きいことがわかった。また、高エネルギー陽子照射に対する照射損傷モデルを検証するため、サンプルを極低温まで冷却するギフォード-マクマフォン冷凍機を用いた陽子照射装置を開発した。本装置を用いて、125及び200MeV陽子を照射した銅とアルミニウムについて、はじき出し断面積に関連する極低温での欠陥に伴う電気抵抗率変化を測定した。実験値と計算値の比較の結果、欠陥生成効率を考慮したはじき出し損傷の計算値が実験値を良く再現することがわかった。

論文

Neutron resonance transmission analysis for measurement of nuclear materials in nuclear fuel

土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔; Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2018/07

In fields of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed in order to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels. Among those techniques, active NDA ones would be preferable to passive ones. One candidate of active NDA techniques is neutron resonance transmission analysis (NRTA). In fact, experiments done at GELINA have shown that NRTA has high potential enough to quantify SNMs in complex materials. Currently, such a NRTA system requires a large electron accelerator facility to generate intense neutron sources. In other words, it is very difficult to perform NRTA at various facilities that need to measure SNMs. Thus, downsizing a NRTA system would be one solution of its difficulty. In order to realize a compact NRTA system, we develop a prototype with a D-T neutron generator that has a pulse width of 10 $$mu$$s. For this aim, numerical calculations to optimize the compact NRTA system were done. In addition, NRTA measurements with simulated fuel pins were made at neutron time-of-flight facilities such as GELINA. In this presentation, we present results of the numerical calculations and the experimental results. On the basis of those results we discuss a future prospect of a compact NRTA system that would be applicable to SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Development of active neutron NDA system for nuclear materials

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Production and detection of fission-induced neutrons following fast neutron direct interrogation to various dry materials containing $$^{235}$$U

迫田 晃弘; 中塚 嘉明; 石森 有; 中島 伸一; 米田 政夫; 大図 章; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.605 - 613, 2018/06

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核物質の計量管理の向上のため、我々は以前、ドラム缶に充填されたウラン廃棄物を対象にした非破壊検査装置(JAWAS-N: JAEA Waste Assay System at Ningyo-toge)を開発した。これは高速中性子直接問いかけ(FNDI)法に基づいている。FNDI法の特性やJAWAS-Nの性能をより明らかにするために、既知量の天然ウランを含む様々な乾燥物質を用いて、実験と計算によるモックアップ試験を行った。その結果、$$^{235}$$U核分裂に由来した高速中性子の消滅時間($$tau$$$$_{2}$$)とカウントの間に直線性があることを実験と計算で確認した。また、MCNPによる計算から、$$^{235}$$U核分裂確率、中性子の検出効率、および感度に対するドラム缶内のウラン分布の影響を議論した。計算結果は既報の実験結果とも一致しており、FNDI法に基づくウラン定量に関して実践的な情報を得た。さらに、JAWAS-Nの名目の検出効率を評価したところ、$$tau$$$$_{2}$$=0.2, 0.3, 0.4msecの物質でそれぞれ15, 4, 2g(天然ウラン量)であった。本研究で得られた知見は、FNDI法による実ウラン廃棄物の$$^{235}$$U量評価に貢献する。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の開発,1; 次世代型DDA装置の性能評価

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 古高 和禎; 藤 暢輔

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

原子力機構では、欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。その技術開発において、核分裂性核物質の定量が可能な次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)部と元素分析が可能な即発$$gamma$$線分析(PGA)部を組み合わせた、小型DT中性子源を用いるアクティブ中性子統合非破壊測定試験装置"Active-N"を新たに設計、開発した。現在、製作したDDA部の基本性能を評価するために微量のPu酸化物試料を封入したバイアル瓶を用いて測定試験を実施している。本報では、その試験結果をモンテカルロシミュレーション(MCNP)結果と比較して報告する。

論文

Development of neutron resonance transmission analysis as a non-destructive assay technique for nuclear nonproliferation

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔; 呉田 昌俊

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406004_1 - 2406004_4, 2018/02

近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10$$mu$$secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1$$mu$$secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:40.58(Nuclear Science & Technology)

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

論文

Neutron production in deuteron-induced reactions on Li, Be, and C at an incident energy of 102 MeV

荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; 北島 瑞希*; 定松 大樹*; 中野 敬太*; 金 政浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11027_1 - 11027_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

近年、核融合マテリアルの損傷の研究、ホウ素中性子捕捉療法、医療用放射性核種生成等の中性子源として、重陽子入射反応の利用が考えられている。しかし、入射重陽子エネルギー60MeVを超える領域では、重陽子入射反応の理論モデルの検証に必要な実験値はほとんどない。そこで、本研究では、大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、100MeVの重陽子入射によるリチウム、ベリリウム及び炭素の中性子生成二重微分断面積(DDX)の測定を行った。測定角度は、0$$^{circ}$$から25$$^{circ}$$の間の6角度とし、飛行時間法により中性子エネルギーを導出した。中性子検出器に、大きさの異なる3台の液体有機シンチレータNE213(直径及び厚さが2インチ, 5インチ, 10インチ)を用い、中性子の飛行距離をそれぞれ7, 24, 74mとした。中性子検出効率は、SCINFUL-QMDコードの計算により導出した。実験結果から、中性子エネルギー強度分布は、重陽子入射エネルギーの半分のエネルギーにおいて、重陽子ブレークアップ過程に起因するなだらかなピーク構造を持つことがわかった。また、PHITSによる計算値は、理論モデルの不備から実験値をよく再現しないことがわかった。

論文

Neutron capture cross section measurements of $$^{120}$$Sn, $$^{122}$$Sn and $$^{124}$$Sn with the array of Ge spectrometer at the J-PARC/MLF/ANNRI

木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 藤 暢輔; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11031_1 - 11031_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Accurate neutron capture cross section data of $$^{126}$$Sn, which is one of the most important long-lived fission products (LLFPs), is required in the study of transmutation of radioactive waste. However, there is only one experimental data at the thermal energy. A $$^{126}$$Sn sample for a nuclear data experiment contaminated with a large amount of tin stable isotopes, $$^{115, 117-120, 122, 124}$$Sn, because these stable isotopes also have fission yields. These isotopes have large effects on neutron-capture cross-section measurements for $$^{126}$$Sn. To obtain accurate cross-section data for $$^{126}$$Sn, a series of neutron-capture cross-section measurements of all the tin stable isotopes are required. Therefore, the measurements of all tin stable isotopes have been started with Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) of Materials and Life science experimental Facility (MLF) in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In this presentation, preliminary results of the neutron-capture cross-section measurements of $$^{120, 122, 124}$$Sn are reported in the neutron energy region from 10 meV to 2 keV.

論文

Experimental analysis of neutron and background $$gamma$$-ray energy spectra of 80-400 MeV $$^{7}$$Li(p,n) reactions under the quasi-monoenergetic neutron field at RCNP, Osaka University

岩元 洋介; 佐藤 達彦; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 岩瀬 広*; 嶋 達志*; 中村 尚司*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08019_1 - 08019_3, 2017/09

 パーセンタイル:100

100-400MeVの準単色中性子照射場の開発のため、大阪大学核物理研究センター(RCNP)の100mトンネルにおいて、$$^{7}$$Li(p,n)反応から生成する中性子及び中性子場に混在する目的外放射線の$$gamma$$線のエネルギースペクトルを測定した。飛行時間法を用いて3MeV以上の中性子エネルギースペクトルを測定し、放射線線量モニターDARWINの自動アンフォールディング機能を用いて0.1MeV以上の$$gamma$$線エネルギースペクトルを測定した。中性子スペクトルについて、3MeV以上の中性子収量に対するピーク成分である単色中性子収量の比は0.38-0.48であった。また、入射陽子エネルギー200MeV以上において、$$pi$$$$^{0}$$崩壊に伴う70MeV程度の高エネルギー$$gamma$$線を実測した。246MeV$$^{7}$$Li(p,n)反応について、70MeV近傍における中性子収量と$$gamma$$線収量は同程度であった。一方、全エネルギー領域の中性子線量に対する$$gamma$$線線量の比は0.014と、$$gamma$$線の全体の線量に対する寄与は小さいことがわかった。

論文

Characterization of the PTW 34031 ionization chamber (PMI) at RCNP with high energy neutrons ranging from 100 - 392 MeV

Theis, C.*; Carbonez, P.*; Feldbaumer, E.*; Forkel-Wirth, D.*; Jaegerhofer, L.*; Pangallo, M.*; Perrin, D.*; Urscheler, C.*; Roesler, S.*; Vincke, H.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08018_1 - 08018_5, 2017/09

 パーセンタイル:100

欧州原子核研究機構(CERN)の放射線モニタとして、中性子、陽子、$$gamma$$線等の様々な放射線に対して有感な空気入り電離箱PTW-34031(PMI)が使用されている。PMIの各放射線に対する応答関数の計算では、CERNが開発を支援している放射線輸送計算コードFLUKAが用いられている。本研究では、このうち高エネルギー中性子に対するPMIの応答関数の精度検証のため、大阪大学核物理研究センター(RCNP)の$$^{7}$$Li(p,n)反応を利用した準単色中性子照射場において、100-392MeVの準単色中性子に対するPMIの応答関数を測定した。その結果、200MeV以下の準単色中性子照射において、中性子エネルギースペクトルの測定値を線源としたFLUKAによる応答関数の計算値と実験値はよく一致しすることがわかった。一方、250及び392MeVの場合、中性子場に$$^{7}$$Li(p,n)反応から生成する$$pi$$$$^{0}$$の崩壊に伴う$$gamma$$線が混在するため、中性子のみを線源とした計算値は実験値を過小評価することがわかった。

論文

Shielding experiments of concrete and iron for the 244 MeV and 387 MeV quasi-mono energetic neutrons using a Bonner sphere spectrometer (at RCNP, Osaka Univ.)

松本 哲郎*; 増田 明彦*; 西山 潤*; 岩瀬 広*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 八島 浩*; 嶋 達志*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08016_1 - 08016_3, 2017/09

 パーセンタイル:100

200MeV以上の準単色中性子に対するコンクリート及び鉄遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルをボナー球スペクトルメータ(BSS)を用いて測定した。246及び389MeVの陽子-$$^{7}$$Li反応を用いて準単色中性子を生成し、コンクリート及び鉄遮蔽体の厚さを、それぞれ25-300cm及び10-100cmとした。100-387MeVのエネルギーを持つ準単色中性子を用いて実測したBSSの応答関数とアンフォールディングコードMAXEDを用いて、遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルを導出した。その際、放射線輸送計算コードMCNPXを用いてBSSと遮蔽体の間の中性子多重散乱の効果を評価し、中性子エネルギースペクトルの補正を行った。その結果、エネルギースペクトルの実験値からコンクリート及び鉄遮蔽体の厚さに対する線量当量の変化を得ることができた。また、244MeVの中性子をコンクリートへ入射した場合、50cm以下の厚さにおいて線量当量に対する中性子多重散乱の影響が大きいことがわかった。

論文

Neutron spectrometry and dosimetry in 100 and 300 MeV quasi-mono-energetic neutron field at RCNP, Osaka University, Japan

Mares, V.*; Trinkl, S.*; 岩元 洋介; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 萩原 雅之*; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 嶋 達志*; 中村 尚司*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08020_1 - 08020_3, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.44

大阪大学RCNPの準単色中性子場において、広いエネルギー範囲に対応した$$^{3}$$He比例計数管付属の改良型ボナー球スペクトロメータ(ERBSS)の応答特性を検証した。実験では、100及び300MeVの陽子ビームによる$$^{7}$$Li(p,n)$$^{7}$$Be反応で生成される96及び293MeVの準単色中性子のうち、0度と25度方向に生成する中性子を100m飛行時間(TOF)トンネルへ導き、ターゲットから35mの位置で中性子測定を行った。ERBSSによる波高データからアンフォールディングコードMSANDBを用いて、熱領域から数百MeVのエネルギースペクトルを導出した。また、同じ場所における液体有機シンチレータとTOF法を用いた測定により、3MeV以上の中性子エネルギースペクトルを導出した。その結果、ERBSSによる結果は、中性子エネルギー5MeV以上において、TOFによる中性子エネルギースペクトルとよく一致し、両手法で得られたエネルギースペクトルに基づく周辺線量当量H$$^{*}$$(10)の値はよく一致した。

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