検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Cross section measurement of $$^{117}$$Sn$$(n,gamma)$$ using ANNRI-NaI(Tl) spectrometer at J-PARC

廣瀬 健太郎; 古高 和禎; 原 かおる; 原田 秀郎; 木村 敦; 北谷 文人; 小泉 光生; 中村 詔司; 大島 真澄; 藤 暢輔; et al.

JAEA-Conf 2013-002, p.173 - 178, 2013/10

The cross section for $$^{117}$$Sn$$(n,gamma)$$ reaction has been measured in the neutron energy from 1eV to 1keV using the ANNRI-NaI(Tl) spectrometer at J-PARC/MLF. The sample used in the present experiment was metal tin enriched in $$^{117}$$Sn by 87%. The impurities of $$^{116}$$Sn and $$^{118}$$Sn were 9.3% and 3%, respectively. In the data analysis, the background of the frame-overlap neutrons and the scattered neutrons were subtracted. Comparison with the evaluation of JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 will be presented in the poster session.

論文

Measurement of 100 MeV/u carbon incident neutron production cross sections on a carbon target

執行 信寛*; 魚住 裕介*; 上原 春彦*; 西澤 知也*; 水野 貴文*; 佐藤 大樹; 佐波 俊哉*; 古場 裕介*; 高田 真志*; 松藤 成弘*

JAEA-Conf 2013-002, p.137 - 142, 2013/10

重粒子線がん治療では、患者の体内に入射した重イオンによる核反応で中性子や$$gamma$$線等の二次放射線が発生する。これら二次放射線による患部外臓器への線量付与とそれに伴う二次発がんリスクを評価するためには、核反応で生成する放射線の生成断面積データが不可欠となる。平成23年度までに、治療に用いる290MeV/u炭素イオンと生体構成元素である炭素,窒素及び酸素との核反応による中性子生成断面積データを、広い生成エネルギーと角度領域において取得し、粒子・重イオン輸送コードシステムPHITSの核反応模型の精度検証を行った。平成24年度は、人体内で減速した炭素イオンが起こす核反応を調べるため、100MeV/u炭素イオンを炭素ターゲットに入射した際の断面積を測定した。実験は、放射線医学総合研究所HIMAC加速器にて実施した。6台のNE213液体有機シンチレータを、ビーム軸から15$$^{circ}$$, 30$$^{circ}$$, 45$$^{circ}$$, 60$$^{circ}$$, 75$$^{circ}$$及び90$$^{circ}$$方向に配置し、広い角度領域での測定を可能にした。中性子の運動エネルギーは飛行時間法によって決定し、入射エネルギーから約1MeVまでのエネルギー領域におけるデータ取得に成功した。NE213シンチレータの中性子検出効率は、機構が開発したSCINFUL-QMDコードにより求めている。取得した実験データはPHITSの計算値と比較し、核反応模型では再現の難しい低ネルギー重イオン入射反応の精度を検証した。

論文

GEANT4 simulation study of a $$gamma$$-ray detector for neutron resonance densitometry

土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀

JAEA-Conf 2013-002, p.119 - 124, 2013/10

東日本大震災により溶融したとされる福島第一原子力発電書所の核燃料物質を計量管理するために、非破壊で溶融燃料を測るシステムを提唱している。このシステムは、中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法を合わせたものである。これは、溶融燃料に含まれる核物質以外の不純物、たとえば、水素,ホウ素,ジルコニウム,鉄などを中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法同定し、その量を推定するためである。その情報をもとに、中性子共鳴透過分析法で精度よく核物質の量を評価できる。中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法で使う$$gamma$$線検出器は、円筒形のLaBr$$_{3}$$シンチレータと井戸型のLaBr$$_{3}$$シンチレータで構成される。井戸型のシンチレータをバックキャッチャーとして利用することで、$$^{137}$$Csのコンプトン端を抑えることができる。実際、GEANT4シミュレーションの結果によれば、井戸型検出器を用いることでホウ素に由来する$$gamma$$線(478keV)のバックグラウンドのカウントが、0.15倍になることがわかった。本講演では、GEANT4を用いて$$gamma$$線検出器の性能評価を行った結果を発表する。さらに、ENDF-VII.0とJENDL-4.0の評価データを用いることで結果がどれほど変わるのかも議論する。

論文

Measurements and simulations of the responses of the cluster Ge detectors to $$gamma$$ rays

原 かおる; 後神 進史*; 原田 秀郎; 廣瀬 健太郎; 木村 敦; 金 政浩*; 北谷 文人; 小泉 光生; 中村 詔司; 藤 暢輔

JAEA-Conf 2013-002, p.161 - 166, 2013/10

For a pulse-height weighting technique, responses of two cluster Ge detectors with BGO anti-coincidence detectors have been measured at the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). $$^{60}$$Co and $$^{137}$$Cs standard sources were used for low-energy region (E$$_{gamma}$$ $$<$$ 2 MeV). Prompt $$gamma$$-rays emitted from the $$^{35}$$Cl(n,$$gamma$$)$$^{36}$$Cl reactions were used for high-energy region (E$$_{gamma}$$ $$sim$$ 8 MeV). The measured spectra, peak efficiencies, and peak-to-total ratio were compared to simulations which were calculated by using the EGS5 code in the energy range 0.5-10 MeV. The response function will be applied to a data analysis in neutron capture reaction measurements at ANNRI.

論文

JENDL-4.0 benchmarking for effective delayed neutron fraction with a continuous-energy Monte Carlo code MVP

長家 康展

JAEA-Conf 2013-002, p.129 - 132, 2013/10

最近、連続エネルギーモンテカルロ法により実効遅発中性子割合を計算する手法が提案された。この手法は、手法的に近似を含まない正確な実効遅発中性子割合を与えることが可能である。本研究では、この手法を実装したMVPコードを用いて、評価済み核データライブラリJENDL-4.0の実効遅発中性子割合に対するベンチマーク計算を行い、遅発中性子データの妥当性を評価した。ベンチマーク計算の結果、JENDL-4.0は、ほぼ実験誤差の範囲内で実験値を再現できることが確認できた。

論文

Evaluation of neutron induced reaction cross sections on Re isotopes

岩本 信之

JAEA-Conf 2013-002, p.143 - 148, 2013/10

レニウム同位体に対する中性子核データは最新版であるJENDL-4.0には収納されていない。レニウム安定同位体と中性子との核反応により、核医学にとって有用となり得る放射性核種($$^{186}$$Re, $$^{184}$$Ta)が生成されるため、その生成量評価のためにもレニウム中性子核データは必要である。本研究ではレニウム同位体($$^{185,186,187}$$Re)の中性子誘起反応断面積評価を核反応計算コードCCONEを利用して行った。入射エネルギー範囲は分離共鳴領域を含む10$$^{-5}$$eVから20MeVまでを考慮した。評価は利用可能な$$^{185,187}$$Reや天然レニウムの実験データ(全断面積、弾性散乱断面積、捕獲断面積、(n,2n),(n,p),(n,$$alpha$$)反応断面積、弾性散乱角度分布、$$gamma$$線放出スペクトル)と計算結果とを比較検討することで行い、実験データをよく再現する結果が得られた。また、レニウム同位体の捕獲断面積はレニウム-オスミウム宇宙核時計を考える場合に重要である。本評価で得られた捕獲断面積からマックスウェル平均断面積を導出し、元素合成計算用にカールスルーエ研究所にて編集されているKADoNiSデータと比較した。

論文

Evaluation of covariance data of JENDL

岩本 修

JAEA-Conf 2013-002, p.41 - 46, 2013/10

日本の最新の評価済核データライブラリーJENDL-4.0の主要なトピックの一つが共分散データの充実であった。特にアクチノイドに対し、共鳴パラメータ,反応断面積,核分裂スペクトル,核分裂中性子数のすべてのデータについて共分散の評価を行い、JENDL-4.0に採用した。共分散行列は実験データ及びそれぞれの核データ評価手法に基づき評価を行った。測定データが豊富な核分裂断面積については、最小二乗法を用い、最確値と共分散行列を得た。核モデル計算によって評価した断面積は、モデルパラメータの断面積に対する感度を用いて断面積共分散を得た。JENDL-4.0の共分散評価手法と結果について講演を行うとともに、現在進行中であるJENDL-4.0の非アクチノイド核種の共分散評価の進展についても触れる。

論文

On the uncertainty of experimental nuclear data; Taking a lesson from the other

原田 秀郎

JAEA-Conf 2013-002, p.47 - 52, 2013/10

In order to obtain the accurate nuclear data, it is important to measure nuclear data precisely, compare those results, and identify the unrecognized systematic effects as much as possible. In addition, double check experiments are the key to verify the results. On the preciseness, recent advancements on measurement techniques such as high intensity neutron beam and detailed analysis techniques are expected to contribute. On the other hand, the most important unrecognized systematic effect is not unique but depends on each nuclear data, for example, a lack of isotopic enriched sample or its highly radioactive nature, etc. Therefore, it is not possible to give a unified prescription. Instead, we tried to discuss using some tutorial experimental experiences how to reach an accurate experimental data.

論文

Nuclear data for severe accident analysis and decommissioning of nuclear power plant

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力; 羽倉 洋行; 須山 賢也

JAEA-Conf 2013-002, p.15 - 20, 2013/10

福島第一原子力発電所1号機から3号機について、3次元核種インベントリと崩壊熱の計算評価をJENDL-4.0とMOSRAシステムを用いて行った。本計算では、径方向と軸方向の燃焼度とボイド分布を考慮して、約1400核種に対する核種インベントリを評価した。崩壊熱とその分布は、核種インベントリの計算結果から総和計算により評価した。崩壊熱の計算結果を過酷事故解析で使われる簡易評価式と比較し、総和計算と約20%以内で一致することを確認した。また、商用炉の廃止措置に対応するため、ORIGEN-S用の新しい放射化断面積ライブラリの開発を原子力機構と日本原電との共同研究として進めている。その現状と今度の計画について、核データと手法の観点から紹介する。

論文

Activation analyses of air in the accelerator vault of LIPAc building by deuteron beam at 5 MeV and 9 MeV

高橋 博樹; 前原 直; 榊 泰直; 鈴木 寛光; 杉本 昌義

JAEA-Conf 2013-002, p.109 - 112, 2013/10

In the IFMIF/EVEDA prototype accelerator, the engineering validation up to 9 MeV is planned by employing the deuteron beam of 125 mA at the BA site in Rokkasho. In the acceleration of deuteron beam, the activation is critical issues, and the analyses as for isotope productions in the air are indispensable for safety assessment. In the air activation, the $$^{41}$$Ar is the most important for maintenance works in accelerator vault, and the exhaust management has to be established. For this analysis, the experimental data are used as a source term in neutron transportation and the activation analyses for the air in an accelerator vault are performed by PHITS code and DCHAIN code. The neutron flux around the BD due to the deuteron beam of 5 MeV and 9 MeV are evaluated for the current IFMIF/EVEDA Accelerator design, and it is found that maintenance works cannot be started immediately after deuteron beam operation.

論文

Uncertainty evaluation for $$^{244}$$Cm production in spent fuel of light water reactor by using burnup sensitivity analysis

大泉 昭人; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Conf 2013-002, p.59 - 64, 2013/10

The uncertainty evaluation for the minor-actinide production is important to assure the reliability of the basic database of heat generation and radioactivity from reactor spent fuel. To identify the cross-section improvement priority for nuclide, reaction and energy range, the present paper describes the evaluation methodology for effective uncertainty reduction of target nuclide production by using the burnup sensitivity coefficients and the covariance of nuclear data. As a typical instance, the $$^{244}$$Cm production is focused on. The objects of uncertainty analysis are MOX and UO$$_{2}$$ of a pressurized water reactor, so that we can clarify the difference of the uncertainties between them. From the result, it is found that the nuclides near $$^{244}$$Cm on the burnup chain such as $$^{243}$$Am and $$^{242}$$Pu are important to produce $$^{244}$$Cm in both fuel types. In addition, it is confirmed the priority of $$^{243}$$Am, $$^{242}$$Pu and $$^{241}$$Pu is higher than $$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu. Finally, the accuracy improvement of $$^{243}$$Am capture in the thermal and resonance regions should take a higher-priority than in the fast region.

論文

Application of the cross section covariance data to fast reactor core design

杉野 和輝

JAEA-Conf 2013-002, p.53 - 58, 2013/10

種々の設計手法を用いた場合の核設計上の不確かさ評価法として、従来採用されてきた解析値と実験値との比較結果から見積もる方法を用いた場合と、核データ等にかかわる不確かさを積み上げることにより評価する方法を採用した場合の不確かさを比較検討し、断面積共分散データの検証の一助とする。

12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1