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論文

Development of measurement method for gas-liquid two-phase flow inside a fuel bundle to obtain code validation data

小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之

Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2024/06

原子力機構では、先進的な核熱連成解析コードの開発を進めている。連成解析コードでは、界面捕捉法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITER又はTPFIT)を採用し、燃料バンドル内の熱流動解析を行う。JUPITER/TPFITの妥当性確認のためには、燃料バンドル内の二相流に関する実験データや知見が必要である。本研究では、レーザードップラー流速計とフォトダイオードを組合せた気泡流計測手法を開発し、計測の妥当性については導電プローブを用いた計測により確認した。そして、模擬燃料集合体サブチャンネルなどの狭隘流路における気泡流計測に適用し、燃料バンドル内の気泡挙動および流速データを取得した。

論文

PSTEP: Project for solar-terrestrial environment prediction

草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.

Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.36(Geosciences, Multidisciplinary)

PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。

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

AS間接続関係を用いたオーバレイネットワークの可視化

宮村 浩子; Hu, H.-Y.*; 吉田 雅裕*; 大坐畠 智*; 中尾 彰宏*; 高橋 成雄*

信学技報, 112(463), p.577 - 582, 2013/03

オーバーレイネットワークに代表されるスケールフリーなネットワークの可視化手法について報告する。ソーシャルネットワークなどのネットワーク構造の可視化が近年盛んに行われているが、これらに用いられる一般的なネットワーク可視化手法は、頂点に接続する辺の個数分布に大きな偏りのあるスケールフリーなネットワークを可視化する際、ネットワークの接続関係やトラフィックの解析のしやすさという点で効果的とはいえない点がある。そこで本報告では、このネットワーク特有の次数分布とクライアントカスタマ関係に関する特徴を利用した階層構造を用いて、ネットワークを3次元的に描画することで、より利便性のあるデータ解析と可視化を試みる。

論文

Performance analysis of fusion nuclear-data benchmark experiments for light to heavy materials in MeV energy region with a neutron spectrum shifter

村田 勲*; 太田 雅之*; 宮丸 広幸*; 近藤 恵太郎; 吉田 茂生*; 飯田 敏行*; 落合 謙太郎; 今野 力

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1127 - 1130, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉候補材料の開発のために核データは不可欠であるが、MeVエネルギー領域の核データのベンチマークは現在でも十分ではない。本研究では、14MeV中性子源を使用した実験におけるMeVエネルギー領域の核データベンチマーク性能を計算で調べた。解析は軽核から重核までの元素を対象として系統的に実施した。その結果、従来のベンチマーク実験は、中性子スペクトルについては十分MeVエネルギー領域の核データベンチマークに有効であったことが確認された。一方、$$gamma$$線については、従来のベンチマーク実験は十分ではなく、スペクトルシフターの使用が有効であることがわかった。シフターの材質としてはベリリウムが最も効果的であった。これまで、モンテカルロ計算における最後の衝突の直前のスペクトルのみを考慮して性能評価を行ってきたが、今回はこれが適切かどうかを調べた。その結果、最後の衝突だけではなく、それ以前の衝突も等しく考慮に入れられるべきであることがわかった。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2006年度)

西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 吉田 治生*; et al.

JAEA-Review 2009-001, 110 Pages, 2009/03

JAEA-Review-2009-001.pdf:49.84MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2006年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2005年度)

西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 吉田 治生*; et al.

JAEA-Review 2008-073, 99 Pages, 2009/03

JAEA-Review-2008-073-1.pdf:37.33MB
JAEA-Review-2008-073-2.pdf:37.16MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、第1段階「地表からの調査予測研究段階」,第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」,第3段階「研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2005年度に実施した(1)調査研究,(2)施設建設,(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

論文

Ectopic Endoreduplication caused by sterol alteration results in serrated petals in ${it Arabidopsis}$

長谷 純宏; 藤岡 昭三*; 吉田 茂男*; Sun, G.; 梅田 正明*; 田中 淳

Journal of Experimental Botany, 56(414), p.1263 - 1268, 2005/04

 被引用回数:41 パーセンタイル:64.65(Plant Sciences)

花弁がフリル状になるシロイヌナズナの${it frill1}$変異体について調査した。${it frill1}$変異体はステロールメチル基転移酵素2(${it SMT2}$)に変異を有し、それによってステロールの成分が変化していた。${it frill1}$変異体の花弁では通常は起こらない核内倍加が起きていることがわかった。ロゼット葉においても倍数性が上昇したが、形態的には変化が見られなかった。これらの結果より、核内倍加の抑制が花弁の形態形成に重要であり、この抑制には正常なステロールの成分が必要であることが示唆された。

論文

D-T neutron skyshine experiments and the MCNP analysis

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 和田 政行*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.58 - 61, 2004/03

核融合施設の天井から漏洩した放射線が空気と散乱して、施設周辺の地上に到達する、いわゆるスカイシャンは、核融合施設周辺の放射線安全に最も重要な項目の一つである。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を2002年3月と2003年3月の2回にわたって実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を測定した。2002年3月の実験ではHe-3レムカウンタを用いて線源から550mまでの中性子線量率分布と200mまでの2次$$gamma$$線スペクトルを大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器で測定した。2003年3月の実験ではFNS建屋周辺において、NE213シンチレーション検出器を用いた中性子スペクトル測定とBGOシンチレータ検出器を用いた2次$$gamma$$線スペクトル測定を実施した。測定された結果は、JENDL-3.3を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4C)とよく一致し、MCNPによる計算がスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることを確認した。

論文

Measurement of radiation skyshine with D-T neutron source

吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:52.47(Nuclear Science & Technology)

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1$$mu$$Sv/h,0.01$$mu$$Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次$$gamma$$線に関しては6MeVの高エネルギー$$gamma$$線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,$$gamma$$)反応によると考えられる。

論文

日本原子力研究所Fusion Neutronics Source(FNS)におけるD-T中性子スカイシャイン実験

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 高橋 亮人*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.282 - 289, 2003/03

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管、$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された中性子線量分布に対し、JENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、230mまでは、実験値とよく一致することがわかった。遠方における差異の原因としてはレムカウンターの感度のエネルギー依存性に問題があると考えている。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは150mまでよく実験値を再現することがわかった。本実験においては、2次$$gamma$$線による線量は、中性子による線量の1/50であり、MCNPによる計算と良く一致した。以上により、MCNPによる計算はスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることがわかった。

報告書

ナトリウム冷却炉の検査・補修技術に関する検討

木曽原 直之; 内田 昌人; 此村 守; 笠井 重夫; 惣万 芳人; 島川 佳郎; 堀 徹; 近澤 佳隆; 宮原 信哉; 浜田 広次; et al.

JNC TN9400 2003-002, 109 Pages, 2002/12

JNC-TN9400-2003-002.pdf:8.12MB

FBRの冷却材であるナトリウムは、伝熱性能や材料との共存性などの観点で様々な利点を有しているが、化学的に活性で水や空気と反応しやすいことや、光学的に不透明であることからNa機器の検査が困難であるなどNa固有の課題がある。この様なNaの欠点は実用化プラントにおいても、安全性や稼働率などの経済性に影響を及ぼす可能性があるため、これらの課題が顕在化しないように対策を講じておかなければならない。したがって、蒸気発生器(SG)伝熱管破損によるNa/水反応、Na機器の検査・補修(ISI&R)及び配管・機器からのNa漏えいの3つに着目し、実用化炉の観点で検討を行うワーキング・グループを発足させた。 SG水リークについては、経済性(財産保護や稼働率)の観点で破損伝播に対する取り組み方針の考え方を整理した。この結果SGが大型化していることから水リーク事故から破損領域を極限化し、SG伝熱管を保護するための方策を採用した。予備的な解析の結果、リーク検出系などの水リーク対策設備を高度化することで大型SGにおいても破損伝播を抑制できる見通しが得られた。今後は、詳細な破損伝播解析による評価や水リーク対策設備高度化方策の技術的実現性の検討を行う予定である。 ISI&Rについては、実用化炉の検査・補修の考え方について先行炉のそれと比較し、整理を行った。また、Naドレンなしでの検査・補修の可能性についても検討し、開発要素が多いことが明らかになった。今後は実用化炉としての特徴を踏まえて検査・補修の考え方を検討し、その上で必要となる技術の達成方策を明らかにする。Na漏えいについては、1次系及び2次系機器からのNa漏えい事故に対する取り組み方針について考え方をまとめた。そして、稼働率低下防止の観点からNa漏えい後の早期補修の具体的方法について2次系Na主配管を対象とし、2重構造の特殊性を踏まえた検討を行い、課題を摘出した。今後は先行炉の配管補修も参考とし、漏えい箇所に応じたより詳細な補修方法を検討する必要がある。さらにACS伝熱管やポンプなどの機器からの漏えい、および1次系Na漏えい事故の対応など引き続いて検討をしていく。

論文

The Arabidopsis dwarf1 mutant is defective in the conversion of 24-methylenecholesterol to campesterol in brassinosteroid biosynthesis

Choe, S.*; Dilkes, B. P.*; Gregory, B. D.*; Ross, A. S.*; Yuan, H.*; 野口 貴弘*; 藤岡 昭三*; 高津戸 秀*; 田中 淳; 吉田 茂男*; et al.

Plant Physiology, 119(3), p.897 - 907, 1999/03

 被引用回数:205 パーセンタイル:97.49(Plant Sciences)

シロイヌナズナに化学変異原処理(EMS)やT-DNA、トランスポゾンを用いて矮化(Dwarf)する同一遺伝子座の突然変異体10変異体を作成し、この遺伝子座をDWF1と命名した。DWF1はすでにDIMと名づけられた遺伝子座と同一であり、その遺伝子産物の機能はブラシノライド生合成系の上流、24-MethylenecholesterolからCampesterolへのC-24レダクターゼであることを明らかにした。得られた数多くの突然変異体から、この遺伝子のFAD結合ドメインがDWF1遺伝子産物の重要なアミノ酸配列であり、得られた10個の突然変異体のうち、7つがこのドメインかもしくは上流での突然変異であることがわかった。したがってdwf1ではDWF1遺伝子産物であるC-24レダクターゼが機能低下または欠如し、ブラシノライドホルモン分泌が低くなることによって、矮化を生じていることを明らかにした。

論文

The Arabidopsis dwf7/ste1 mutant is defective in the $$Delta^{7}$$ sterol C-5 desaturation step leading to brassinosteroid biosynthesis

Choe, S.*; 野口 貴弘*; 藤岡 昭三*; 高津戸 秀*; Tissier, C. P.*; Gregory, B. D.*; Ross, A. S.*; 田中 淳; 吉田 茂男*; Tax, F. E.*; et al.

Plant Cell, 11, p.207 - 221, 1999/02

 被引用回数:214 パーセンタイル:97.70(Biochemistry & Molecular Biology)

シロイヌナズナにおいて、Ws野生株から矮化を示す新しい突然変異体、dwf7を発見した。dwf7の花の電子顕微鏡観察から、矮化は花の器官である花弁、萼、雄しべ等で観察されるがその程度は器官ごとに異なり、また矮小率は草丈ほど高くないことを示した。染色体マッピングの結果、dwf7は第3染色体の上腕、DNAマーカーnga172の非常に近傍に位置することがわかった。一方、その位置から原因遺伝子がDesaturase遺伝子である可能性が示唆できたため、Desaturase遺伝子の塩基配列でのWsとCol両系統間のCAPSマーカーを作成し、染色体マッピンクを行ったところ、dwf7遺伝子座と一致し、変異を同定できた。さらに、生化学的手法を用いて、dwf7ではdelta7Sterol-C-5-Desaturase活性がないことを明らかにし、DWF7の遺伝子産物を決定することができた。

報告書

$$alpha$$$$beta$$放射能測定の品質管理に係る調査報告; 全$$alpha$$$$beta$$放射能測定装置の特性調査

樋熊 孝信; 圷 憲*; 武藤 重男; 吉田 健一

PNC TN842 85-05, 45 Pages, 1985/12

PNC-TN842-85-05.pdf:1.57MB

作業環境中の表面汚染密度及び空気中放射性物質濃度の測定、評価に使用している全$$alpha$$$$beta$$放射能測定装置について、その性能を調査し、放射能測定の品質管理(QC)を図る。 再処理施設内の放射線管理において、作業環境中の表面汚染密度及び空気中放射性物質濃度の管理は、作業者の外部及び内部被ばくの低減化を図るための重要な項目である。これらの管理における試料の測定は、2種類の全$$alpha$$$$beta$$放射能測定装置を用いて実施している。これらの測定装置は高い測定精度が要求される。 このため、放射能測定に関する品質管理(QC)の一環として今回は、装置に絞りそれらの性能の調査を行い、その装置の使用方法等について提言という形でまとめた。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,9; 妥当性確認用データ取得のための燃料バンドル内気液二相流測定技術の開発

小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之

no journal, , 

原子力機構で開発を進めている核熱カップリングコードにおいて、熱流動解析には界面捕獲法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITERもしくはTPFIT)の適用を検討している。これらの解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を対象とするため、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動に関する測定データや実験的知見を必要とする。そこで、燃料集合体内の狭隘部における分散性気泡流を非接触で計測するために、一般的に連続相の流速測定に用いられるレーザドップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測を開発した。本報告では、この新しい計測手法に対して、接触式導電ボイドプローブを用いた気泡流計測と比較することで、新規計測手法が気泡挙動を良好に計測できることを確認した結果について報告する。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,12; LDVを用いた燃料バンドル内気液二相流測定技術の不確かさ検討

小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之

no journal, , 

原子力機構で開発を進めている核熱カップリングコードにおいて、熱流動解析には界面捕獲法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITERもしくはTPFIT)の適用を検討している。これらの解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を再現することが求められる。そのため、コードの検証ために、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動に関する測定データや実験的知見を必要とする。既報では、燃料集合体内の狭隘部における分散性気泡流を非接触での計測を可能とする、レーザードップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測手法について報告した。本報では、新たに開発したLDV光路シミュレーターにより、LDVからフォトダイオードまでのレーザー光の変化を評価し、主に信号データの処理方法や気泡の特定方法から生じる不確かさについて評価した結果を報告する。

口頭

革新炉の設計最適化に資する詳細二相流解析コード妥当性確認のための技術開発,3; LDV計測原理を用いた二相流動計測技術の開発計画

森口 大輔*; 小野 綾子; 岡本 薫*; 細川 茂雄*; 福里 克彦*; 町井 潤*; 吉田 啓之; 中村 健一*; 岸部 忠晴*; 森重 直樹*; et al.

no journal, , 

詳細二相流解析コードの妥当性確認に資する計測データの提供を目的とし、液相流速と局所ボイド率の同時計測を可能とする、レーザードップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組み合わせた二相流動計測技術を開発する。本発表では、その開発計画について述べる。

口頭

水放射化法を用いたITER-TBM用DT中性子モニターに関する研究

加藤 小織; 吉田 茂生*; 落合 謙太郎; 浅原 浩雄; 太田 雅之; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)では日本が提案する固体水冷却型テストブランケットモジュール(TBM)による工学試験が予定されている。原子力機構FNSではITER-TBM試験の評価に必要な中性子測定法の一つとして、冷却水中の$$^{16}$$Oと中性子との反応$$^{16}$$O(n,p)$$^{16}$$Nで生成する$$^{16}$$Nの崩壊$$gamma$$線(6.1MeVおよび7.1MeV)を測定し、TBM内へ入射する中性子数を測定する方法(いわゆる水放射化法)を提案している。この手法の妥当性を検討するため、FNSのDT中性子源と新たに構築した水ループ体系を用いて実験を開始した。今回、代表的な$$gamma$$線検出器を用いて本体系における$$^{16}$$Nの崩壊$$gamma$$線の測定を行い、その妥当性を評価した。

口頭

OKTAVIAN TOF実験を用いたENDF/B-VIII$$beta$$4.1のベンチマークテスト

磯部 祐太*; 吉田 茂生*; 今野 力

no journal, , 

米国で開発中の核データライブラリーENDF/B-VIII$$beta$$4.1のベンチマークテストをOKTAVIAN TOF実験のCo実験とCu実験で行った。比較のために、ENDF/B-VII.1、JENDL-4.0を用いた解析も行った。その結果、ENDF/B-VIII$$beta$$4.1を用いた解析結果は、Co実験では他の核データライブラリーを用いた解析結果より実験値に近くなり、Cu実験では他の核データライブラリー用いた解析結果より実験値との一致が悪くなることがわかった。また、ENDF/B-VIII$$beta$$4.1とENDF/B-VII.1を用いた解析結果の差の原因が、$$^{59}$$Coでは非弾性散乱により残留核が連続領域に励起する反応のデータ、$$^{63}$$Cu、$$^{65}$$Cuでは非弾性散乱反応全体のデータにあることも明らかにした。

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