検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 113452 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

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

論文

Stability of allowable flaw angles for high toughness ductile pipes subjected to bending stress in the ASME Code Section XI

長谷川 邦夫; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061202_1 - 061202_6, 2022/12

配管の肉厚が薄いとき、未貫通亀裂は貫通亀裂になりやすく、冷却材の漏洩の可能性が高まる。ASME Code Section XIでは、薄肉配管に対して貫通亀裂の最終許容角度が定められている。この最終許容角度は、もし未貫通亀裂が貫通亀裂になったとき、塑性崩壊しないように設けられている。この安定性を保つために貫通亀裂の塑性崩壊応力が許容応力と組み合わされている。しかしながら、薄肉配管の貫通亀裂の最終許容角度が求められない。この論文は貫通亀裂の塑性崩壊応力と未貫通亀裂の許容応力を比較する。これらの応力の比較により、貫通亀裂の最終許容応力式を導いた。この角度を、厳密解として表すとともに、オプションとして種々な運転状態における近似解で表すことができた。

論文

Improvement of the return mapping algorithm based on the implicit function theorem with application to ductile fracture analysis using the GTN model

真野 晃宏; 今井 隆太*; 宮本 裕平*; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104700_1 - 104700_13, 2022/10

有限要素法に基づく弾塑性解析は、金属材料の非線形挙動の再現に広く用いられる。この弾塑性解析を陰解法により実施する場合、応力値は通常リターンマッピングアルゴリズムを通じて時間増分ごとに更新される。一方、延性破壊等の複雑な挙動の解析では、リターンマッピングアルゴリズムに係る連立方程式の数が多くなり、収束解を得ることが困難となる場合がある。そのため、本論文では、連立方程式の数の削減を通じて陰解法による安定的な非線形解析を実現することを目的として、陰関数定理に基づき連立方程式の数を削減する一般的な手法を提案した。また、提案手法を、延性破壊解析に用いられるGurson-Tvergaard-Needleman(GTN)モデルに適用し、弾塑性解析を実施した。その結果、解析により、延性破壊に係る実験結果が再現できることを確認した。以上を踏まえ、提案手法は、金属材料の延性破壊解析に有用であると結論付けた。

論文

Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.

論文

Characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays of fuel debris

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.

Radiation Physics and Chemistry, 199, p.110298_1 - 110298_8, 2022/10

The characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays from fuel debris differs from that of spent fuels evaluated to date, due to factors such as material composition and release of volatile fission products. In this work, in order to clarify the conditions under which the effect of bremsstrahlung compared to the total photons (bremsstrahlung and $$gamma$$-rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays on the fuel debris surface were obtained using a Monte Carlo simulation. In the simulation, the average energies and dose rates were evaluated with consideration of the composition, size, fission product release, and retrieval time of the fuel debris. The simulation showed that the composition with the largest amount of change to the average total photons energy caused by bremsstrahlung was the molten fuel debris, and the composition with the maximum fraction of bremsstrahlung in the dose rate was the UO$$_{2}$$. The maximum value of the fraction of bremsstrahlung in the dose rate was evaluated to be about 17%. This work is expected to contribute to the prediction of the radiation characteristics of the fuel debris that will be retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in the near future.

論文

Clearance measurement for concrete waste generated by the decommissioning of uranium processing facilities

横山 薫; 大橋 裕介

Annals of Nuclear Energy, 175, p.109240_1 - 109240_7, 2022/09

原子力施設の廃止措置により発生するコンクリート廃棄物のウラン放射能の評価方法を検討した。Ac-228、Tl-208、K-40のピークはコンクリート廃棄物に由来するため、ウラン源から放出される1001keVのピークを区別することは困難である。そのため、コンクリートや環境からのガンマ線を補正する式を導き出し、ウランを定量した。コンクリート廃棄物の重量が約300kgの場合、ウランの重量が3g以上であれば、約30%の相対誤差で定量できる。測定試験は、均質な模擬コンクリート廃棄物を使用して実施した。ウラン処理施設のコンクリート表面はウラン汚染があり、コンクリート表面を削って発生した小さな塊をドラム缶に入れて測定するため、均質なコンクリートの試験は実際の廃棄物を反映していると考えられる。

論文

Study on the relation between the crystal structure and thermal stability of FeUO$$_{4}$$ and CrUO$$_{4}$$

秋山 大輔*; 日下 良二; 熊谷 友多; 中田 正美; 渡邉 雅之; 岡本 芳浩; 永井 崇之; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153847_1 - 153847_10, 2022/09

ウラン酸鉄,ウラン酸クロム、およびその固溶体を合成し、これらのウラン酸塩が異なる熱的安定性を示すメカニズムを研究した。熱的安定性を評価するため、ウラン酸塩試料の熱重量分析を実施した結果、ウラン酸クロムの分解温度(約1250$$^{circ}$$C)に対してウラン酸鉄は低温(約800$$^{circ}$$C)で分解するが、クロムを含む固溶体では熱分解に対する安定性が高まることが分かった。この熱的安定性と結晶構造との関係性を調べるため、エックス線結晶構造解析,エックス線吸収微細構造測定,メスバウアー分光測定,ラマン分光分析による詳細な結晶構造と物性の評価を行ったが、本研究で用いたウラン酸塩試料の間に明瞭な差異は観測されなかった。そのため、熱的安定性の違いは結晶構造に起因するものではなく、鉄とクロムとの酸化還元特性の違いによるものと推定した。クロムは3価が極めて安定であるのに対して、鉄の原子価は2価と3価を取ることができる。このため、ウラン酸鉄の場合には結晶中でウランと鉄との酸化還元反応が起こり、低温での分解反応を誘起したものと考えられる。

論文

Normal spectral emissivity, specific heat capacity, and thermal conductivity of type 316 austenitic stainless steel containing up to 10 mass% B$$_{4}$$C in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153865_1 - 153865_12, 2022/09

炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)含有316系オーステナイトステンレス鋼(SS)の垂直分光放射率,比熱,熱伝導率を、SS-$$x$$ mass%B$$_{4}$$C (10%まで)の組成範囲と幅広温度範囲で、静磁場電磁浮遊法により実験的に測定した。SS-B$$_{4}$$Cメルトについては、垂直分光放射率,比熱は温度に対してほぼ一定、熱伝導率は正の温度依存性は無視できるほど小さい。1800Kでの各物性値のB$$_{4}$$C含有依存性は、SS-B$$_{4}$$疑似二元系では共晶組成(3mass%B$$_{4}$$C程度)をまたがると異なる傾向を示した。

論文

Calculating off-axis efficiency of coaxial HPGe detectors by Monte Carlo simulation

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

Radiation Physics and Chemistry, 198, p.110241_1 - 110241_7, 2022/09

In beam geometries where a directed $$gamma$$-ray beam hits the surface of a coaxial high purity germanium detector (HPGe), the detector efficiency is sensitive to the position where $$gamma$$-rays initially hit the detector surface because the structure of the detector is nonuniform. This may cause inaccuracy of the detector efficiency when measured using standard sources that are point-like sources emitting $$gamma$$-rays isotropically. Obtaining a precise estimation of the full energy peak efficiency of the coaxial HPGe detector in the beam geometry for on-axis and off-axis measurements requires a Monte Carlo simulation. We performed a Monte Carlo simulation that calculates the detector efficiency in the beam geometry. The effects of the off-axis distance and $$gamma$$-ray beam size on the efficiency are quantitatively analyzed. We found that the intrinsic efficiency in the beam geometry is maximized when the beam hits the detector at specific off-axis distances. Our Monte Carlo calculations have been supported by a nuclear resonance fluorescence experiment using laser Compton scattering $$gamma$$-ray beam.

論文

BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二

Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08

Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.

論文

Precipitation sequence of fracture-filling calcite in fractured granite and changes in the fractionation process of rare earth elements and yttrium

水野 崇; Milodowski, A. E.*; 岩月 輝希

Chemical Geology, 603, p.120880_1 - 120880_16, 2022/08

本研究は、瑞浪地域の土岐花崗岩中の割れ目を充填する方解石の形成順序と希土類元素およびイットリウム(REY)の分別プロセスに着目している。方解石の結晶形、化学的・同位体的特徴と流体包有物の化学的特徴から、Calcite I (最古)からCalcite IV (最新)まででの4つの世代に区別されることが明らかになった。方解石の析出履歴は、海進に伴う海水の浸透と海退・隆起に伴う地表水の浸透による地下水の進化に支配された古地下水の水文化学組成の変化を反映している。REYの大陸頁岩による正規化パターンを世代毎で見ると、有意なCe異常はなく、負のEu異常、軽REY(LREY)に枯渇するパターンが支配的であることがわかった。これらの特徴は、土岐花崗岩にも共通する。各世代の方解石における特徴の一貫性は、REYが水-岩石反応によって土岐花崗岩から供給されたことを示している。方解石中のCe異常の欠如は、方解石析出時に地下水が還元状態を維持していたことを示す。しかし、方解石中のLREYとHREYの分画は花崗岩中よりも各世代で顕著であった。各世代の方解石が沈殿した古地下水における分画過程は、過去の地下水中のREYシリーズやpHの炭酸錯体の系統的な変動と密接に関連している。本研究で得られた知見は、高レベル放射性廃棄物の地層処分の長期的な安全性を評価するために重要である。

論文

Reconstructing the thermal structure of shallow crust in the Tono region using multi-OSL-thermometry of K-feldspar from deep borehole core

小形 学; King, G. E.*; Herman, F.*; 末岡 茂

Earth and Planetary Science Letters, 591, p.117607_1 - 117607_14, 2022/08

光ルミネッセンス(OSL)熱年代法(またはOSL温度計測法)は、侵食速度が遅い地域に対して、ボーリングコアを利用し深度ごとに長石の赤外光ルミネッセンス(IRSL)を測定することで古地温構造を復元することができる。しかし、この手法の先行研究は現在までに1例のみであり、また、ナトリウム長石を対象としたものである。本研究では、東濃地域で掘削されたボーリングコア(MIZ-1)から抽出したカリ長石にmulti-OSL熱年代法(またはmulti-OSL温度計測法)を適用し、カリ長石に対する本手法の適用性を検討した。深度約1 km(約40 $$^{circ}$$C)の試料のIRSL 50 $$^{circ}$$Cから復元した古地温は、現在の地温と一致した。この結果より、ボーリングコアを利用したカリ長石のOSL熱年代法は古地温構造の復元に利用できることが示された。

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO$$_{2}$$, Zr, and stainless-steel

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

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

福島第一原子力発電所事故では、UO$$_{2}$$やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO$$_{2}$$-Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O$$_{2}$$)において1600$$^{circ}$$Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。$$^{237}$$Npおよび$$^{241}$$Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO$$_{2}$$相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

論文

Enhancement of electrical conductivity to metallization of Mn$$_{3-x}$$Fe$$_x$$O$$_4$$ spinel and postspinel with elevating pressure

山中 高光*; Rahman, S.*; 中本 有紀*; 服部 高典; Jang, B. G.*; Kim, D. Y.*; Mao, H.-K.*

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 167, p.110721_1 - 110721_10, 2022/08

高圧下中性子回折実験により、立方晶MnFe$$_2$$O$$_4$$スピネルと正方晶Mn$$_2$$FeO$$_4$$はそれぞれ18GPaと14GPa以上でCaMn$$_2$$O$$_4$$型の構造に変化することが分かった。Mn$$_{3-x}$$Fe$$_x$$O$$_4$$固溶体の転移圧力はMn含有量の増加とともに低下することがわかった。放射光X線M$"{o}$ssbauer実験により、スピネル構造の四面体サイト(A)と八面体サイト(B)におけるFe$$^{2+}$$とFe$$^{3+}$$分布が圧力によって変化することを明らかにした。MnFe$$_2$$O$$_4$$とMn$$_2$$FeO$$_4$$は常温ではフェリ磁性体である。CaMn$$_2$$O$$_4$$型相は常磁性であった。電気抵抗の温度依存性から、このスピネルはA,Bサイトのカチオン間の電子ホッピングによって電気伝導を起こす半導体であることが示唆された。圧力によってB-B間距離が短くなると、隣接するBカチオン間の電子移動度が大きくなり、伝導が促進される。MnFe$$_2$$O$$_4$$のBサイトにおけるFe$$^{2+}$$とFe$$^{3+}$$の占有率はMn$$_2$$FeO$$_4$$のそれよりもずっと大きいことが明らかになった。CaMn$$_2$$O$$_4$$型は金属相である。理論計算の結果、金属的な性質が確認され、Feのd軌道がMnのd軌道に比べて強く適合されていることがわかった。

論文

Finding RHEED conditions sensitive to hydrogen position on Pd(100)

川村 隆明*; 深谷 有喜; 福谷 克之

Surface Science, 722, p.122098_1 - 122098_8, 2022/08

本研究では、多重散乱計算を用いて、Pd(100)表面上の水素の位置に敏感な反射高速電子回折(RHEED)条件を探査した。水素の散乱振幅はPdの7%以下でしかないため、水素の位置決定には、回折強度への水素からの散乱の寄与が最大化される条件を見出すことが重要となる。10keVの電子ビームでは、視射角が4$$^{circ}$$以下、方位角が[011]軸から1$$sim$$3$$^{circ}$$オフのときにそのような条件が見出された。この条件では、水素の表面垂直・平行の両方向の原子変位に対して顕著な強度変化を示す。RHEED波動関数の解析から、この条件下では低次の回折波が支配的であること、またRHEED電子は新しいタイプの共鳴現象により表面近傍に局在化することがわかった。この条件でのロッキング曲線解析を用いると、水素の高さを0.2${AA}$以下の精度で決定することが可能となる。この結果は、RHEEDがPd表面上の水素位置の決定に極めて有用な手法であることを示している。

論文

Numerical simulation of sodium mist behavior in turbulent Rayleigh-B$'e$nard convection using new developed mist models

大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹

Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-$$omega$$SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。

論文

Molecular dynamics simulations to quantify the interaction of a rigid and impenetrable precipitate with an edge dislocation in Cu

津川 聖人*; 早川 頌*; 岩瀬 祐樹*; 沖田 泰良*; 鈴木 克幸*; 板倉 充洋; 愛知 正温*

Computational Materials Science, 210, p.111450_1 - 111450_9, 2022/07

Precipitation strengthening has been utilized to improve the properties of metallic materials so far. Since interactions between precipitates and dislocations are micro-mechanisms responsible for this phenomenon, a molecular dynamics (MD) simulation is a powerful tool for quantifying this phenomenon. In this study, we introduced a method to simulate a rigid and impenetrable precipitate against a direct contact with a dislocation using a single interatomic potential representing the bulk material. The total force exerted on all atoms in the precipitate region was divided by the number of atoms in the region. This average force was then applied to each atom in the region to simulate one super particle that moved depending on the total force exerted by the matrix atoms on the precipitate atoms. We used MD simulations to quantify the interaction of a precipitate with an edge dislocation. After the dislocation overcame the precipitate, an Orowan loop was formed along the outer circumference of the precipitate. The energy of the loop was 2.1 $$pm$$ 0.1 eV/b, which was higher than that obtained using the elasticity. The hardening caused by the precipitate was larger than that caused by voids of the same size. The proposed method can be applied to simulate interactions of precipitates with dislocations in any type of metallic material, especially when a dislocation bypasses a precipitate without changing its structure, except when a strong repulsive force acts between them.

論文

Rapid and efficient chromium (VI) removal from aqueous solutions using nickel hydroxide nanoplates (nNiHs)

Maamoun, I.; Bensaida, K.*; Eljamal, R.*; Falyouna, O.*; 田中 万也; Tosco, T.*; 杉原 裕司*; Eljamal, O.*

Journal of Molecular Liquids, 358, p.119216_1 - 119216_13, 2022/07

In this study, nickel hydroxide nanoplates (nNiHs) were developed to achieve rapid and significant Cr(VI) removal from aqueous solutions. nNiHs showed an average particle size and crystallite size of 36.8 nm and 8.68 nm, respectively. Different reaction parameters were investigated, including nNiHs dosage, pH, reaction temperature, initial Cr(VI) concentration, and co-existing anions. nNiHs could efficiently remove 20 mg/L Cr(VI) concentration over a wide pH and temperature range(s). Pseudo 2nd order kinetic model and Freundlich isotherm model were the best to fit experimental data. A maximum Cr(VI) sorption capacity of 71.25 mg/g was achieved at the optimal reaction conditions, comparable to the previously reported values. The governing Cr(VI) removal mechanism by nNiHs involved the high dominance of electrostatic adsorption and the low dominance of co-precipitation. The high sorption potential of the nNiHs and the high affinity of the aqueous Cr(VI) species, enabled the proposed adsorbent to yield an efficient performance in binary environmental systems.

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

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

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。

113452 件中 1件目~20件目を表示