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論文

JENDL-3.2 covariance file for fast reactors

柴田 恵一; 千葉 敏; 深堀 智生; 長谷川 明; 岩本 修; 石川 真*; 神田 幸則*; 河野 俊彦*; 松延 広幸*; 村田 徹*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Nucl. Data for Science and Technol., p.904 - 906, 1997/00

高速炉の炉心核特性予測精度の評価のために、JENDL-3.2ベースの共分散ファイルを作成した。実験値を基に評価値が決められている場合は、最小自乗法を用い実験値より共分散を算出した。最も重要なU及びPuの核分裂断面積の共分散は絶対測定及び相対測定を考慮した同時評価より求めた。理論計算に基づく評価値の共分散は、計算コードに入力するパラメータの不確かさより誤差伝播則を用いて計算した。この方法により実験値が乏しい反応断面積及び中性子角度分布の誤差を求めることができた。

論文

Direct nuclear heating measurements with a microcalorimeter and KERMA data validation

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc., Int. Conf. of Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.193 - 200, 1994/00

新たに開発したマイクロカロリーメーターによる14MeV中性子源FNSを用いて核融合炉構成候補材(黒鉛、チタン、鉄、ニッケル、銅、亜鉛、ジルコン、ニオブ、モリブデン、錫、タングステン、SS316、炭酸リチウム)を対象に行った核発熱率測定実験を紹介する。さらに、JENDL-3等核データの核発熱率予測精度の検証を目的として、測定データをもとに行った実験解析結果を示す。本件では、これまでに行った開発研究を総合的にレビューすると共に、今後の研究課題、動向について述べる。

論文

Verification of gamma-ray data in JENDL-3.1 through analysis of OKTAVIAN experiment

前川 藤夫; 小迫 和明*; 大山 幸夫

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.792 - 794, 1994/00

JENDL-3.1の検証を目的とし、14MeV中性子源OKTAVIANで行われた球体系からの漏洩$$gamma$$線スペクトル測定実験の解析を行った。モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づいたFSXLIB-J3ライブラリを使用し、Al,Si,Ti,Cr,Mn,Cu,Nb,Mo,W,Pbについて解析を行った。MCNP-4コードを一部修正し、$$gamma$$線スペクトルを3つの成分、(1)注目材料からの$$gamma$$線、(2)容器からの$$gamma$$線、(3)ターゲットからの$$gamma$$線に分類した。さらにMnとNbについては、$$gamma$$線生成反応でスペクトルを分類した。これによりどの成分、あるいはどの反応がスペクトル形成に大きく寄与しているかが容易にわかる。実験値と計算値の比較から、D-T中性子に対するJENDL-3.1の$$gamma$$線データはAl,Si,Cu,Moについては妥当であるが、Ti,Cr,Mn,Nb,W,Pbについては十分ではなく、次回の評価では修正が必要であることがわかった。

論文

Activation cross section measurement of reactions producing short-lived nuclei at neutron energy between 13.4MeV and 14.9MeV

春日井 好己*; 山本 洋*; 河出 清*; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; 前川 洋

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.935 - 937, 1994/00

14MeV付近の中性子による放射化断面積は数多く報告されているが、短寿命核生成反応断面積のデータは量、精度共に不十分である。データの充足要求に応えるために、$$^{46,47}$$Ti,$$^{57}$$Fe,$$^{68}$$Zn,$$^{74,76}$$Ge,$$^{76}$$Ga,$$^{84}$$Sr,$$^{96}$$Zr,$$^{1320,132,137}$$Baを標的として、半減期が18秒から29分の短寿命核を生成する15反応の断面積を13.4から14.9MeVの範囲で測定した。中性子は、原研FNSを用いて、T(d,n)$$^{4}$$He反応で発生させた。試料を0゜、45゜、70゜、95゜、120゜、155゜の角度で照射して13.4MeVから14.9MeVの中性子エネルギー領域を確保した。照射位置での中性子束は2$$times$$10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$/s程度であった。8本の気送管を使い試料を照射位置に移送した。断面積は、$$^{27}$$Al(n,p)$$^{73}$$Zn,$$^{96}$$Zr(n,np)$$^{95}$$Y,$$^{120}$$Sn(n,np)$$^{120g}$$In及び$$^{130}$$Ba(n,p)$$^{130}$$Csのデータは今回初めて測定できた。

論文

Measurements of activation cross sections for $$^{187}$$Re(n,2n)$$^{186m}$$Re and $$^{193}$$Ir(n,2n)$$^{192m2}$$Ir at 14MeV energy region

池田 裕二郎; 春日井 好己*; 宇野 喜智; 今野 力; 前川 洋

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.1078 - 1080, 1994/00

$$^{187}$$Re(n,2n)$$^{186m}$$Re及び$$^{193}$$Ir(n,2n)$$^{192m}$$Ir反応は、「長寿命放射性核生成断面積」に関するIAEA-CRPでの対象であるが、生成放射能強度が微弱で、かつ、2~3年の冷却期間の後でも強い妨害放射能によるバックグランドが存在することから、測定が著しく困難である。特に、$$^{186m}$$Re及び$$^{192m}$$Irの放出$$gamma$$線エネルギーは、137keV及び155keVと低いことから、現状では、バックグランドの影響が高い。そこで、原研FNSではコンプトン抑止型$$gamma$$線スペクトロメーターを整備し、1989年に照射したRe及びIrサンプルの測定を行なった。その結果、バックグランドは、1/10程度に低減され、約1週間連続測定により、対応する$$gamma$$線を有意な統計精度で同定できた。求めた放射化率から14.9MeV中性子に対する断面積を世界で初めて導出し理論計算による予測値との比較を行ない、その妥当性を検討した。

論文

New measurements of activation cross section for the $$^{63}$$Cu(n,2n)$$^{62}$$Cu and $$^{65}$$Cu(n,2n)$$^{64}$$Cu reactions at energy range of 13.3$$sim$$14.9MeV

池田 裕二郎; D.L.Smith*; 宇野 喜智; 春日井 好己*; 今野 力; 前川 洋

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.944 - 946, 1994/00

$$^{63}$$Cu(n,2n)$$^{62}$$Cu及び$$^{65}$$Cu(n,2n)$$^{64}$$Cu反応は、比較的精度の良い評価データがあり、広く中性子ドシメトリーに用いられている。しかしながら$$^{63}$$Cu(n,2n)$$^{62}$$Cu反応の実験データは信じられているほど十分な量でなく、データ間のバラツキも大きい。そこでD-T中性子源FNSを用いた一連の14MeV中性子放射化断面積測定の一環として$$^{63}$$Cu(n,2n)$$^{62}$$Cu及び$$^{65}$$Cu(n,2n)$$^{64}$$Cu反応について、新たに測定を行なった。$$^{63}$$Cu(n,2n)の測定では生成放射能$$^{62}$$CuのQ$$_{beta}$$が3.9MeVと高いことから消滅$$gamma$$線の広がりを抑えるために8mmの鉛で照射銅試料を覆い測定した。その結果、$$^{65}$$Cu(n-2n)$$^{64}$$Cu反応に関しては、既にFNSで測定した値及びJENDL-3,IRDF-90などの評価値と良い一致を示したが、$$^{63}$$Cu(n,2n)$$^{62}$$Cu反応に関しては、14MeV以上のエネルギーで系統的に低い値となった。これまでのデータの見通しと共に、本実験データを考慮した再評価が望まれる。

論文

Doppler effect measurement up to 2000$$^{circ}$$C at FCA

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.1009 - 1011, 1994/00

原型炉級MOX-FBR模擬炉心(FCA XVII-1炉心)において、サンプル加熱法(~1500$$^{circ}$$C)と箔加熱法(~2000$$^{circ}$$C)を組合わせて、2000$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果測定を行なった。計算は、PEACO-Xを用いて、サンプル加熱法では一次摂動法にて、箔加熱法ではセル計算にて行った。また、核データとして、JENDL-3.1を使用した。実験と計算を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eは0.96であり、箔加熱法のC/Eは0.98であった。計算は、実験と良い一致を示した。

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