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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

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。

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

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

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

Development of a common nuclear group constants library system; JSSTDL-295n-104$$gamma$$ based on JENDL-3 nuclear data library

長谷川 明

Nuclear Data for Science and Technology, p.232 - 234, 1992/00

JENDL-3に基づく中性子295群ガンマ線104群のJSSTDL汎用群定数ライブラリー及びその利用システムを作成した。遮蔽計算のみならず臨界計算への利用も出来るようにしている。利用者の要求から現在日本で標準的に使われている群構造の殆ど全てをカバーするべく群構造が決められた。一般の体系への利用の見地から、Bondarenko型の温度依存自己共鳴遮蔽因子が付属している。非等方性はP5まで取られている。利用システムとしては、他機種への変換用コード、任意群への縮約コード、核計算コードANISN、DOT、MORSEに直接使用可能な領域依存の巨視断面積作成コードが開発された。本システムによりJENDL-3の最新のデータによる中性子及び$$gamma$$線の計算が可能となっている。本システムはJENDL-3のベンチマーク・テストでも使用され適用性が確認された。

論文

JENDL-3 FP nuclear data library

中川 庸雄; 川合 将義*; 飯島 俊吾*; 松延 廣幸*; 渡部 隆*; 中島 豊; 杉 暉夫; 佐々木 誠*; 瑞慶覧 篤*; 金子 邦男*; et al.

Nuclear Data for Science and Technology, p.939 - 941, 1992/00

核分裂生成物核種の領域にある$$^{75}$$As~$$^{159}$$Tbの172核種の核データ評価を10$$^{-5}$$eV~20MeVの範囲で行った。100keV以下は共鳴領域とし、分離および非分離共鳴パラメータを与えた。100keV以上では、全断面積、弾性および非弾性散乱断面積、中性子捕獲断面積の他に、全核種に対して(n,2n)、(n,p)、(n,$$alpha$$)等のしきい反応断面積の評価も行った。このために、光学模型パラメータ、レベル密度パラメータ、ガンマ線強度関数、レベルスキーム、14.5MeVにおける断面積の系統性などを評価・検討した。評価した断面積、二次中性子の角度分布およびエネルギー分布はENDF-5フォーマットで編集し、JENDL-3FP核データライブラリーとした。本報告では、評価手法、評価結果およびベンチマークテストの結果について述べる。

論文

Scattering of 28.2MeV neutrons from $$^{12}$$C and 18.5MeV neutrons from $$^{52}$$Cr and $$^{60}$$Ni

山内 良麿; 杉本 昌義; 千葉 敏; 水本 元治; 長谷川 和男; 渡辺 幸信*

Nuclear Data for Science and Technology, p.717 - 719, 1992/00

20MeV及び30MeV領域での中性子散乱断面積の原研タンデム加速器による最近の測定結果を国際会議で報告する。$$^{12}$$Cによる28.2MeV中性子の、及び$$^{52}$$Crと$$^{60}$$Niによる18.5MeV中性子の弾性、非弾性散乱微分断面積を飛行時間法により200~140゜まで測定した。これらの実験データについて、光学模型、集団運動模型にもとづくチャンネル結合理論による解析を行い、ヌレーン模型により陽子散乱との比較を行い、中性子散乱断面積の物理的性質を調べた。

論文

Measurements and analyses of angular neutron flux spectra on liquid nitrogen,liquid oxygen and iron slabs

大山 幸夫; 前川 洋; 小迫 和明*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.337 - 340, 1992/00

核融合炉の固体ブランケット候補材に含まれる主要元素である酸素と、空気の主成分である窒素の核データを検証するためのベンチマーク実験を実施した。内槽(600mm$$phi$$$$times$$200mm)のSUS304製の真空断熱容器に液体酸素又は窒素を入れて実験体系とした。中性子角度束スペクトルは中性子飛行時間法により、50keV~15MeVのエネルギー範囲で測定した。測定した角度は0゜、12.2゜、24.9゜、41.8゜、66.8゜である。実験の解析はモンテカルロコードMCNPにより、JENDL-3とENDF/B-IVの核データを用いて実施した。実験と計算の比較から、JENDL-3の酸素の核データは核融合炉中性子工学の応用に対してかなり満足すべき状態にある。しかし、窒素の核データには問題があることがわかった。

論文

Activation cross section measurement at neutron energies of 9.5,11.0,12.0 and 13.2 MeV using $$^{1}$$H($$^{11}$$B,n)$$^{11}$$C neutron source at JAERI

池田 裕二郎; 今野 力; 水本 元治; 長谷川 和男; 千葉 敏; 山内 良麿; 杉本 昌義

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.294 - 296, 1992/00

原研タンデム加速器を用いた$$^{1}$$H($$^{11}$$B,n)中性子源を利用して、実験データの不足している10~13MeV領域の中性子放射化断面積を$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na、$$^{47}$$Ti(n,p)$$^{47}$$Sc、$$^{48}$$Ti(n,p)$$^{48}$$Sc、$$^{64}$$Zn(n,p)$$^{64}$$Cu、$$^{90}$$Zr(n,2n)$$^{89}$$Zr、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nbおよび$$^{115}$$In(n,n)$$^{115m}$$In反応について測定した。測定した中性子エネルギーは9.5、11.0、12.0および13.2MeVの4点である。断面積の値は、10~13MeVで比較的平坦な断面積を有する$$^{197}$$Au(n,2n)$$^{196}$$Au反応を基準として求めた。得られた結果は、FNSで測定した13.3~15MeV領域の値と整合性のとれた値を示した。$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Naについては12~13で、ENDF/B-VおよびJENDL-3より3%程度高い値を示したが9.5MeVでは良い一致を示した。

論文

Measurements of long-lived activation cross sections by 14MeV neutrons at FNS

池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.364 - 366, 1992/00

DT核融合炉の運転に伴って生成する放射性廃棄物の評価では長寿命放射化断面積の精度が問題である。現在迄に得られたデータは極めて少なく、不確定性が大きい。FNSでは日米協力研究の一環として、核融合炉で問題となる一連の長寿命放射化断面積を測定した。対象とした14種類の反応の放射性生成核種の半減期は10年から10$$^{6}$$年に渡る。DT中性子フルエンス10$$^{15}$$n/cm$$^{2}$$以上の照射を行い1.5年以上の冷却時間の後に、高効率Ge検出器(115%)を用い測定を行なった。本実験で得られた断面積は、他の測定者によるデータ、SINCROSによるモデル計算と比較を行なった。長寿命核は通常、高いスピン状態にあり、核反応過程の理解に本実験データは有効に利用できるものであり、並びに、より精度の高い、半実験式の導出が可能となる。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.57 - 58, 1992/00

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の断面積を測定した。0.4MBqの$$^{137}$$Csターゲツトを4$$times$$10$$^{13}$$n/cm$$^{2}$$/secの熱中性子束で10分間照射し、化学的に精製してから、相対効率90%のGe検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定した。$$^{137}$$Csと$$^{138}$$Csの$$gamma$$線強度比から得られた熱中性子断面積はStupegiaの報告値の2倍であった。そこで、更に詳しいデータを得るためにJRR-4気送管に設置されたCd遮蔽筒を用いてCd比測定実験を行った。その結果、熱中性子(2200m/sec中性子)断面積0.25$$pm$$0.02b、共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は、Stupegiaと我々の結果のくい違いは中性子スペクトルの差によるものでないことを示した。以上の結果は$$^{138}$$Cs異性体の生成を無視して得たものであるが、Huizengaらのモデルによって核異性体生成比を計算し、これによる誤差を評価した。

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