検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 2475 件中 1件目~20件目を表示

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

Nuclear data generation by machine learning, 1; application to angular distributions for nucleon-nucleus scattering

渡辺 証斗*; 湊 太志; 木村 真明*; 岩本 信之

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1399 - 1406, 2022/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In order to increase the efficiency of nuclear data evaluation, we have tested a combination of a nuclear reaction model and machine learning algorithm. We calculated nucleon-nucleus elastic scattering angular distributions by using the nuclear reaction model code, and optimized the potential parameters of an optical model to reproduce experimental data by means of the Bayesian optimization. We present optimization cases with the single parameter and two or more parameters, and show that our framework gives the angular distributions which are in good agreement with the observed ones.

論文

Calculation of recoil nucleus spectrum in the presence of multi-particle emission in nuclear reaction with Monte Carlo method as an extension of CCONE code

岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(10), p.1232 - 1241, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Application of Monte Carlo method was proposed for the calculations of recoil nucleus spectra on high energy nuclear reactions, in which velocity distributions were integrated over 3 dimensional space with taking into account multi-particle emissions. It was implemented on a nuclear reaction model code CCONE. The results of double differential cross sections of recoil nuclei from a proton induced reaction on $$^{12}$$C were compared with the experimental data and the results of a Monte Carlo simulation code PHITS. It was found that the present results show reasonably good agreements with the experimental data for almost all measured recoil nuclei. The results are also compared with the data of evaluated nuclear data libraries of ENDF/B-VIII.0 and TENDL-2017. While the average energies of the recoil nuclei are similar, significant differences are observed in the energy distributions.

論文

Development of local-scale high-resolution atmospheric dispersion and dose assessment system

中山 浩成; 小野寺 直幸; 佐藤 大樹; 永井 晴康; 長谷川 雄太; 井戸村 泰宏

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(10), p.1314 - 1329, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.22(Nuclear Science & Technology)

放射性物質の大気放出に対して、放出点から数km以内の局所域スケールでの放射性物質の複雑な大気濃度分布及び沈着分布を計算するとともに、それらからの放射線について建物による遮蔽効果を考慮して詳細に線量評価が行える解析システム(LHADDAS)を開発した。本システムは、個々の建物の影響を考慮して詳細に拡散計算が行える局所域高分解能大気拡散計算コード(LOHDIM-LES)、都市域に対して迅速に拡散計算が行えるリアルタイム都市大気拡散計算コード(CityLBM)、建物の遮蔽効果を考慮した3次元体系で放射線の挙動を迅速に計算できる線量評価コード(SIBYL)及び計算に必要となるデータベースと入力作成プログラムから構成されている。本解析システムは、原子力施設の安全審査における風洞実験に代わる現実的な評価手法、原子力事故時の施設内外作業員の被ばく線量評価、都市域での放射性物質拡散テロに対する汚染状況把握と被ばく線量評価など、幅広い活用が期待できる。

論文

Absolute quantification of $$^{137}$$Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料中の$$^{137}$$Cs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。$$^{137}$$Cs放射能は、$$^{137}$$Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、$$gamma$$線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された$$gamma$$線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による$$gamma$$線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中の$$^{137}$$Cs放射能を定量した。定量された$$^{137}$$Cs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定された$$^{137}$$Cs放射能とよく一致した。

論文

Development of a miniature electromagnet probe for the measurement of local velocity in heavy liquid metals

有吉 玄; 大林 寛生; 佐々 敏信

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1071 - 1088, 2022/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.22(Nuclear Science & Technology)

液体重金属中の局所流速計測において、電磁誘導を用いた計測手法は効果的手法の一つである。永久磁石を利用した流速計として、Ricou and Vives' probeやVon Weissenfluh's probeが広く知られているが、これらの流速計は液温上昇に伴う永久磁石の熱減磁により、流速感度および計測体積が低下することが問題点として挙げられる。特に、永久磁石のキュリー温度を超える温度域では流速検出不能となる。そこで本研究では、流速計が持つ温度依存性の解消を目的とし、小型電磁石を内蔵する流速計を開発した。開発された流速計の直径は6mm、長さは155mmである。流速計の基本性能は、室温環境下における矩形管内水銀流れの局所流速分布計測を通して確認され、流速感度および計測体積が評価された。計測された局所流速分布は数値計算によりその妥当性が確認された。

論文

Thermophysical properties of molten FeO$$_{1.5}$$, (FeO$$_{1.5}$$)$$_{0.86}$$-(ZrO$$_{2}$$)$$_{0.14}$$ and (FeO$$_{1.5}$$)$$_{0.86}$$-(UO$$_{2}$$)$$_{0.14}$$

近藤 俊樹; 戸田 太郎*; 竹内 淳一*; Kargl, F.*; 菊地 晋; 牟田 浩明*; 大石 佑治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1139 - 1148, 2022/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子炉の過酷事故時の対策として、酸化鉄(FeO$$_{1.5}$$)を犠牲材として用いることにより炉心溶融物の流動性を維持し、コアキャッチャーへと効率的に導く効果が期待されている。また、過酷事故時に原子炉構成材である鉄が酸化される可能性があるため、この酸化物の性質は事故時の挙動解明のためにも重要である。一方で、高温融体、特に高温酸化物融体の物性はその高温反応性のために知見がほとんどないのが現状であり、溶融後の酸化鉄が犠牲材として適した物性を有しているのかは不明であった。本研究では、ガス浮遊法測定装置を用いてFeO$$_{1.5}$$, (FeO$$_{1.5}$$)$$_{0.86}$$-(ZrO$$_{2}$$)$$_{0.14}$$ならびに(FeO$$_{1.5}$$)$$_{0.86}$$-(UO$$_{2}$$)$$_{0.14}$$の密度と粘性を評価し、FeO$$_{1.5}$$の添加によって炉心溶融物の融点が低下すること、また、流動性が低い温度でも維持されることを明らかにした。

論文

Nonuniform particle distribution and interference between removal mechanisms during unsteady aerosol deposition from a rising spherical bubble

茂木 孝介; 柴本 泰照; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.1037 - 1046, 2022/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Lagrangian particle tracking simulations are performed on aerosol particle removal from a spherical bubble rising in a water pool. The bubble internal circulation is assumed to be given by the Hill's vortex stream function. Monodispersed particles in the 0.1-1.0 um radius range are simulated. The results are discussed with a focus on the development of particle concentration profile and its influence on removal rates, with the aid of comparisons with Eulerian models including the lumped-parameter model by Fuchs. The results are discussed with a focus on the development of particle concentration profile and its influence on removal rates, with the aid of comparisons with Eulerian models including the lumped-parameter model by Fuchs. It is shown that a quick growth of bubble-surface diffusion layer causes a transition of dominant removal mechanisms from unsteady Brownian diffusion to inertial migration. Fuchs's model, not designed to consider such transition, overpredicts the removal rates for small particles. It is also shown that inertial migration produces a surface-peaked concentration profile in the bubble, resulting in higher removal rates than predicted by Fuchs's lumped-parameter model.

論文

Uranium dissolution and uranyl peroxide formation by immersion of simulated fuel debris in aqueous H$$_{2}$$O$$_{2}$$ solution

熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.961 - 971, 2022/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故では核燃料と被覆管,構造材料が高温で反応し、燃料デブリが形成されたと考えられる。この燃料デブリが水の放射線分解の影響により経年変化する可能性を調べるため、模擬燃料デブリを用いて過酸化水素水溶液への浸漬試験を行った。その結果、過酸化水素の反応により、ウランが溶出し、ウラニル過酸化物が析出することが分かった。また、模擬燃料デブリ試料のうちウランとジルコニウムの酸化物固溶体を主成分とする試料では、他の試料と比較してウランの溶出は遅く、ウラニル過酸化物の析出も観測されなかった。この結果から、ウランとジルコニウムの酸化物固溶体は過酸化水素に対して安定性が高いことを明らかにした。

論文

Improvements in the particle and heavy-ion transport code system (PHITS) for simulating neutron-response functions and detection efficiencies of a liquid organic scintillator

佐藤 大樹; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.1047 - 1060, 2022/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.22(Nuclear Science & Technology)

実験により取得した中性子スペクトルの絶対値を決定する際、測定に広く利用される液体有機シンチレータの中性子応答と検出効率を精度よく評価することが重要となる。本研究では、汎用放射線挙動解析コードPHITSへ中性子検出効率評価コードSCINFUL-QMDの手法を組み込み、任意形状の液体有機シンチレータの中性子応答解析を可能とした。さらに、最新の評価済み核データを参照して、PHITSにおける中性子と水素及び炭素原子核との断面積データベースを更新した。その結果、改良したPHITSの計算により、実験データを従来よりも正確に再現することを確認した。また、100MeV以下の入射中性子エネルギーにおいて、改良したPHITSで計算される中性子検出効率の不確かさは15%未満であることを示した。本成果により、これまでのSCINFUL-QMDでは計算不可能であった複雑なエネルギー分布を持つ中性子源に対する検出効率の評価も可能となり、有機シンチレータを用いた中性子測定を行う研究者に広く活用されることが期待できる。

論文

Identification and quantification of a $$^{60}$$Co radiation source under an intense $$^{137}$$Cs radiation field using an application-specific CeBr$$_3$$ spectrometer suited for use in intense radiation fields

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 高橋 浩之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.983 - 992, 2022/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Passive $$gamma$$-ray spectroscopy is a useful technique for surveying the radioactive wastes and spent nuclear fuels under nuclear decommissioning. However, this method depends on material properties such as the activity, density, element, scale, and (especially) low-energy $$gamma$$ rays from $$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu. The $$gamma$$-decay lines of $$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{60}$$Co, and $$^{154}$$Eu occur at greater energies (than those of $$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu), and these nuclides provide significant information on spent nuclear fuel and radioactive wastes. A CeBr$$_{3}$$ spectrometer with a small-volume crystal has been previously developed for use in intense radiation measurements. We exposed the spectrometer to radiation dose rates of 0.025, 0.151, 0.342, 0.700, and 0.954 Sv/h under a standard $$^{137}$$Cs radiation field. A 6.38 MBq $$^{60}$$Co calibration source was placed in front of the detector surface. Identification of the full energy peak at 1173 keV was impossible at dose rates higher than 0.700 Sv/h. However, subtraction of the $$^{137}$$Cs radiation spectra from the $$gamma$$-ray spectra enabled the identification of the full energy peaks at 1173 and 1333 keV at dose rates of up to 0.954 Sv/h; the relative energy resolution at 1173 and 1333 keV was only slightly degraded at this dose rate.

論文

Geopolymer and ordinary Portland cement interface analyzed by micro-Raman and SEM

Cantarel, V.; 山岸 功

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.888 - 897, 2022/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Geopolymers are a class of material that could potentially be used for sealing and repair of damaged concrete structures. This application is important for both decommissioning activities and standard industrial applications. The purpose of this article is to investigate the interface between ordinary Portland cement and geopolymer. The surface microstructure of the cement is investigated by SEM, EDX, and micro-Raman after embedding in geopolymer or immersion in the activation solution of a geopolymer for various durations. It is found that immersion in the solution induces a dendritic carbonation profile into the cement structure following the CSH gel. On the contrary, embedding in the geopolymer creates a dense, impermeable interface with a thickness of a few micrometers. This interface is found to be dense and brittle and it decreases the permeability of the surface, preventing the penetration of silicates into the cement structure. However, this brittle interface is sensitive to dehydration and can rupture under intense drying. This phenomenon can be utilized to separate the geopolymer and cement but is concerning if the integrity of the material must be guaranteed under extreme conditions.

論文

Integral experiment of $$^{129}$$I(n, $$gamma$$) using fast neutron source in the "YAYOI" reactor

中村 詔司; 藤 暢輔; 木村 敦; 初川 雄一*; 原田 秀郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.851 - 865, 2022/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究は、東京大学の高速中性子源炉「弥生」を用いて、評価済み核データライブラリーを検証するために放射化法により$$^{129}$$Iの積分実験を行った。$$^{129}$$Iと中性子束モニタを、弥生炉のグローリー孔にて照射した。反応率は、$$^{130}$$Iから放出されるガンマ線の収量から求めた。中性子束モニタの反応率の実験値と計算値との比較から、高速中性子スペクトルの確かさを確認した。$$^{129}$$Iの反応率の実験値を、評価済み核データライブラリーを用いて求めた計算値と比較した。本研究で、評価済みライブラリーJENDL-4.0に採用されている中性子エネルギー10keVから3MeV領域の中性子捕獲断面積データは、18%程、過大評価されていることが分かった。また、本研究の結果は、100keV以下では、Noguere等による報告データを支持した。

論文

Theoretical and experimental estimation of the relative optically stimulated luminescence efficiency of an optical-fiber-based BaFBr:Eu detector for swift ions

平田 悠歩; 佐藤 達彦; 渡辺 賢一*; 小川 達彦; Parisi, A.*; 瓜谷 章*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.915 - 924, 2022/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:96.85(Nuclear Science & Technology)

放射線測定において、検出器の線量応答を高い信頼性を持って評価することは、放射線治療,放射線防護,高エネルギー物理学など、多様な分野で共通した課題となる。しかし、多くの蛍光現象を利用する放射線検出器では、高い線エネルギー付与(LET)を持つ放射線に対して消光効果と呼ばれる検出効率の低下を示すことが知られている。また、この消光現象は、異なる種類の粒子線による微小領域へのエネルギー付与分布の変化にも依存する。先行研究では、PHITSコードのマイクロドジメトリ計算により消光現象を予測する手法が開発されていた。本研究では、この成果を活用して、PHITSのマイクロドジメトリ計算により、BaFBr:Eu検出器の光刺激蛍光(OSL)効率を予測した。また、$$^{4}$$He, $$^{12}$$C, $$^{20}$$Neのイオンビーム照射実験を行い、BaFBr:Eu検出器の発光効率変化を測定し、計算による予測値を検証した。本検証では、PHITSのマイクロドジメトリ計算でターゲット球の直径を30-50nmと設定することで、発光効率の予測値が実験値を再現した。また、計算によりBaFBr:Euの発光効率の粒子線種に対する依存性を明らかにし、PHITSのマイクロドジメトリ計算がBaFBr:EuのOSL測定結果を正確に予測できることを示した。

論文

Leaching behavior of multiphase solidified melt prepared from stainless steel and Zircaloy

池内 宏知

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.768 - 780, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Formation of metallic fuel debris is highly probable in the damaged core of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Estimating the number of radionuclides released from the fuel debris to an aqueous solution is indispensable for proper handling of fuel debris and waste management. In the present study, a simple approach is introduced to roughly evaluate the mass of elements leached from complex multiphase surfaces considering the surface-area-weighted-average of the contributions of individual phases. Static leaching tests were performed under the acidic and the alkaline conditions to investigate the gap between the simplified assumption and the actual dissolution behavior. Alloy samples of a stainless steel-Zircaloy (SUS-Zry) solidified melt and two single-phase samples (Fe,Cr)$$_{2}$$Zr- and Zr$$_{2}$$(Fe,Ni)-type phases, which comprised the surface of the SUS-Zry alloy) were used in the static leaching tests. The masses of the Fe, Cr, Ni, and Zr leached from the SUS-Zry alloy fitted with those evaluated by the surface-area-weighted approach by 1 to 2 orders of magnitude of precision.

論文

Radiation imaging using an integrated radiation imaging system based on a compact Compton camera under Unit 1/2 exhaust stack of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.677 - 687, 2022/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) went into meltdown after being hit by a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. Measuring and understanding the distribution of radioactive contamination inside the FDNPS is essential for decommissioning work, reducing exposure to workers, and ensuring decontamination. This paper reports the visualization tests of radioactive contamination in the Unit 1/2 exhaust stack of the FDNPS using a compact Compton camera. Fixed-point measurements were conducted using only a Compton camera and moving measurements using an integrated radiation imaging system (iRIS) that combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device. For the moving measurements, an operator carrying the iRIS acquires data continuously while walking in a passage near the stack. With both types of measurements, high-intensity contamination was detected at the base of the stack, and detailed three-dimensional (3D) visualization of the contamination was obtained from the moving measurement. The fixed-point measurements estimated the source intensity of the contamination from the reconstructed contamination image acquired by the Compton camera. Furthermore, workers can experience the work environment before actual work by importing a 3D structure model into a virtual reality system displaying the contamination image.

論文

A Design study on a metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide transmutation by loading silicon carbide composite material

大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 永沼 正行; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.735 - 747, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

A metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide (MA) transmutation was designed by loading silicon carbide composite material (SiC/SiC) which can improve sodium cooled fast reactor (SFR) core safety characteristics such as sodium void reactivity worth and Doppler coefficient due to neutron moderation. Based on a 750 MWe metal fueled SFR core concept designed in a prior work, the reactor core loading fuel subassemblies with SiC/SiC wrapper tubes and moderator subassemblies was designed. To improve the reactor core safety characteristics efficiently, three layers of SiC/SiC moderator subassemblies were loaded in the core by replacing 108 out of 393 fuel subassemblies with the moderators. The reactor core with approximately 20 wt% MA-containing metal fuel satisfied all safety design criteria and achieved the MA transmutation amount as high as 420 kg/GWe-y which is twice as high as that of the axially heterogeneous core with inner blanket and upper sodium plenum, and two-thirds of that of the accelerator-driven system.

論文

ACE-FRENDY-CBZ; A New neutronics analysis sequence using multi-group neutron transport calculations

千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一

Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本論文では、ACE-FRENDY-CBZと名付けた新しい中性子解析の流れを提案する。本解析は、アプリケーションライブラリを一切使用せず、ACEファイルを起点として、ターゲットシステムを構成する媒体の多群断面積データをFRENDYコードで計算し、多群中性子輸送計算をCBZコードシステムのモジュールで実行するものである。ACE-FRENDY-CBZを8つの高速中性子体系に対してテストし、モンテカルロ計算とk-effを比較したところ、裸の体系とトリウム反射体体系で30pcm以内で、ウラン反射体体系で約100pcm以内で一致することを確認した。ウラン反射体体系で差異が大きい原因は、中性子流を重みとして全断面積を縮約したことが原因であることを突き止めた。中性子流を重みとして縮約した全断面積を用いた計算では、ウラン反射系で系統的にk-effが過小評価されることが明らかになった。

論文

Variation of internal doses caused by differences in physical characteristics between the average Japanese and the ICRP's reference man which is based on the standard data of Caucasians in the dosimetric methodology in conformity to the 2007 Recommendations

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.656 - 664, 2022/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

内部被ばく線量は、評価対象の体格特性に依存することが知られている。標準的コーカソイドの体格特性に基づく人体モデルを用いて評価された国際放射線防護委員会(ICRP)の線量係数を日本人に適用するにあたっては、コーカソイドと日本人の体格特性の違いによる線量係数の変動幅について把握しておくことが重要である。本研究では、平均的成人日本人モデルに基づく既存の比吸収割合データ(SAF)に対しICRP 2007年勧告に完全に準拠した最新の線量評価手法に合致するよう追加計算を伴う修正を行うとともに、平均的な日本人体格特性を反映した実効線量係数を評価し、ICRPの線量係数と比較した。その結果、8割程度の摂取条件については差違が$$pm$$10%以内となった。ただし、一部の摂取条件では、臓器質量の違いや胸腔周辺の皮下脂肪量の違いにより、$$pm$$40%程度変動することが確認された。本研究により得られた知見は、ICRPの線量係数を異なる体格特性を持つ集団に適用する際に有用である。なお、本研究で整備した日本人SAFの電子ファイルは付録として公開される。

論文

Benchmark study of particle and heavy-ion transport code system using shielding integral benchmark archive and database for accelerator-shielding experiments

岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦; 松田 規宏; 国枝 賢; $c{C}$elik, Y.*; 古立 直也*; 仁井田 浩二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.665 - 675, 2022/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:36.81(Nuclear Science & Technology)

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器施設の放射線遮蔽設計に広く利用されている。本研究では、NEA/NSCの遮蔽積分実験ベンチマーク・アーカイブデータベース(SINBAD)の中から、陽子加速器施設の中性子遮蔽実験に関するデータを用いて、最新のPHITSバージョン3.24の精度検証を行った。検証では、中性子源に用いる陽子入射核反応が(1)43及び68MeV陽子-リチウム、(2)52MeV陽子-炭素、(3)590MeV陽子-鉛、(4)500MeV陽子-タングステン、及び(5)800MeV陽子-タンタルの条件で、遮蔽体における中性子エネルギースペクトル及び反応率を計算した。その結果、PHITSの標準設定である核反応モデルINCL4.6を用いた計算結果は(1)及び(2)のケースの100MeV以下で実験値を再現しなかったが、高エネルギー核データライブラリJENDL-4.0/HEを用いた場合は全ケースで実験値を良く再現した。本検証により、陽子加速器施設における中性子遮蔽設計において、JENDL-4.0/HEを用いたPHITSの計算が有効であることが明らかになった。

論文

KeV-neutron capture cross-section measurement of $$^{197}$$Au with a Cr-filtered neutron beam at the ANNRI beamline of MLF/J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.647 - 655, 2022/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:36.81(Nuclear Science & Technology)

Cr-filtered keV-neutron experiments were performed in the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) to measure the neutron capture cross-section of $$^{197}$$Au. The energy range of the neutron filtering system at ANNRI was extended through the use of 15 cm of $$^{nat}$$Cr as filter material to tailor quasi-monochromatic neutron peaks with averaged neutron energies of 133.4 and 45.0 keV. The performance of the $$^{nat}$$Cr filter assembly was evaluated by means of experimental capture and transmission analyses, together with the use of Monte-Carlo simulations. The present $$^{197}$$Au neutron capture cross-section results provide agreement within uncertainties with the JENDL-4.0 standard evaluated library and the IAEA standard data library further demonstrating the capabilities of the neutron filtering system at ANNRI.

2475 件中 1件目~20件目を表示