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論文

Measurement of activation reaction rate distributions in a lead assembly bombarded with 500-MeV protons

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 安田 秀志

Nuclear Science and Engineering, 135(1), p.23 - 32, 2000/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.74(Nuclear Science & Technology)

500MeV陽子で照射される鉛体系における核破砕中性子の生成及び輸送現象を研究するために、$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応、$$^{197}$$Au(n,2n)$$^{196}$$Au反応、$$^{197}$$Au(n,4n)$$^{194}$$Au反応等の種々の放射化検出器の反応率分布を測定した。また、高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIとMCNP4Aコードを接続して、JENDLドシメトリファイルとALICE-Fコードによる計算値に基づく核種生成断面積を用いて実験データの解析を行った。しきい値の低い$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応について、計算は実験と良く一致する。しかしながら、しきい値が増加するとともに、特に20MeV以上の反応については、計算値は実験値を過少評価する。この不一致の主な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子生成を過小評価することにあることがわかった。

論文

臨界実験装置VHTRCの解体計画概要

安田 秀志

RANDECニュース, (45), p.6 - 7, 2000/05

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)施設は、昭和60年5月から平成8年9月までの間、高温工学試験研究炉(HTTR)の核的安全性等を検証するために運転を行ってきたが所期の目的を達成したので、平成12年3月17日に解体届を国に提出した。解体計画の基本方針として、ほとんどの撤去物を放射性廃棄物にしないことを目指すこと、JRR-2等での知見を活用して円滑に工事を実施すること、平成12年度に第1段階として原子炉本体等の解体を行い、平成14年度以降に第2段階として炉室建家等の解体を行うこと及び燃料要素は保管を継続すること、を挙げる。解体工事方法、安全対策のほか、撤去物の処分、再利用について記述する。解体工事開始後も使用するため、その性能を維持管理すべき核燃料貯蔵施設等の維持管理にも触れる。

報告書

Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

論文

Experimental and computer simulation study of radionuclide formation in the ADT materials irradiated with intermediate energy protons

Y.E.Titarenko*; O.V.Shvedov*; V.F.Batyaev*; E.I.Karpikhin*; V.M.Zhivun*; A.B.Koldobsky*; M.M.Igumnov*; I.S.Sklokin*; R.D.Mulambetov*; A.N.Sosnin*; et al.

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.164 - 171, 1998/00

0.13,1.2及び1.5GeV陽子で照射される$$^{209}$$Bi,$$^{208,207,206,nat}$$Pb,$$^{65,63}$$Cu及び$$^{59}$$Coの薄いターゲット中における放射性核種の生成量に関して実験及びシミュレーション解析結果を報告する。生成量は高精度$$gamma$$線スペクトル分析装置で測定した。実験において照射量は$$^{27}$$Al(p,x)$$^{24}$$Na反応を利用してモニターした。総数801核種の断面積が実験データから解析され、HETC,GNASH,LAHET,INCL,CEM95,CASCADE,NUCLEUS,YIELDX,GMD,ALICEコードによるシミュレーション結果と比較した。実験はロシアのITEP研究所で実施し、測定はITEP及び原研で、シミュレーション解析はITEP,原研,LANL及びORNLで実施した。

論文

Progress of JAERI neutron science project

大山 幸夫; 水本 元治; 日野 竜太郎; 滝塚 貴和; 鈴木 康夫*; 安田 秀志; 渡辺 昇*; 向山 武彦

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.337 - 344, 1998/00

原研中性子科学研究計画では、大強度パルス及び連続ビーム核破砕中性子源を含む核破砕中性子を利用する研究施設の概念検討を行っている。この計画は、基礎科学及び長寿命核種の加速器駆動消滅処理の技術開発を、中性子を利用して推進するものである。主な施設は8MWの陽子加速器、中性子散乱研究用の5MWの核破砕中性子ターゲットステーション、消滅処理技術、核物理、材料照射、医療用RI利用、RIビームの各研究開発施設である。本編では加速器及び核破砕ターゲットの技術開発、研究施設概念設計の現状について報告する。

報告書

第2回「中性子科学研究計画」に関するワークショップ論文集

安田 秀志; 東稔 達三

JAERI-Conf 97-010, 212 Pages, 1997/11

JAERI-Conf-97-010.pdf:10.5MB

原研では、高エネルギー陽子ビームを用いた大強度核破砕中性子源を開発し、これを利用して、広範囲の基礎研究と高レベル放射性廃棄物の消滅処理等の原子力技術の研究開発の展開を図るために、大強度陽子加速器(中性子科学用加速器)の開発を進めている。さらに、付属して設置する各種研究施設の概念検討を行っている。昨年3月に引き続き第2回目である本ワークショップは、その後の検討の現状について報告し研究所内外の専門家を交えた議論を行うため、平成9年3月13,14日の両日に日本原子力研究所東海研究所で開催した。プログラムは特別講演を含む9つのセクションから構成され、34件の講演があった。参加者は310名で、このうち原研114名、外部166名であった。本報告書はワークショップにおいて発表された論文を編集したものである。

論文

Measurement of reaction rate distributions in a lead assembly bombarded with 500 MeV protons

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 深堀 智生; 安田 秀志

Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.284 - 292, 1997/00

核破砕中性子の発生と輸送特性に関するデータを取得するために、500MeV陽子を鉛体系に入射させる核破砕積分実験を行った。実験では、種々のエネルギー感度を有する放射化検出器の体系内反応率分布を測定した。また、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果と比較した。この結果、MeV領域に感度の高い放射化検出器の反応率分布について、計算と実験は良く一致した。しかしながら、放射化検出器のしきいエネルギーが高くなるにつれて、計算と実験の一致は悪くなった。この主要な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子の生成を低く評価することにあることがわかった。

口頭

中性子ラジオグラフィの産業利用の新たな展開に向けて

安田 良; 飯倉 寛; 松林 政仁; 梶原 堅一*; 香河 英史*; 櫛木 賢一*; 長田 泰一*

no journal, , 

近年、JRR-3に設置されている熱中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の産業利用件数は増加傾向にあり、利用分野も多様化している。こうした利用の促進は、文部科学省の事業である中性子利用技術移転推進プログラムや原子力機構の施設供用制度等による制度整備によるものといえる。こうした利用を通じて、中性子ラジオグラフィにおける新たな技術開発のニーズも出てきている。燃料電池関連の研究では、微小領域における水分布の可視化が望まれており、現状の性能を大きく超える空間分解能化の向上を目指している。本稿では、こうした中性子ラジオグラフィの産業利用促進と関連する技術開発の取組みの現状について概観し、今後の展開について検討する。

口頭

Industrial application of neutron radiography in JAEA

松林 政仁; 安田 良; 飯倉 寛; 兼松 学*; 森谷 信一*; 香河 英史*

no journal, , 

JRR-3熱中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)は1991年の設置以来、おもに日本原子力研究開発機構(原子力機構)の研究者及び大学の研究者により利用されてきた。原子力機構は2006年に施設共用制度を開始し企業に対して役務提供を含めて施設利用の門戸を開いた。この施設共用制度は優先枠と一般枠で構成され、一般枠の利用で得られた研究成果は原則として公開が義務付けられているが、一般枠の成果占有利用では免除されている。この成果占有利用がTNRFの企業ユーザーを増やしている。一方、文部科学省は2006年に原子力機構の施設共用制度優先枠を利用して中性子利用技術移転推進プログラム(通称、トライアルユース)を開始した。本発表では、トライアルユースの研究成果から中性子ラジオグラフィの建築材料への応用及び宇宙ロケットへの応用を紹介する。

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