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明午 伸一郎; 原田 正英; 高田 弘
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1059 - 1067, 2003/07
J-PARC施設の中性子工学設計において、NMTC/JAM, MCNPX及びMARSコード使用される。これらのコードの適用性を確認するために、厚いターゲットに陽子を入射する場合に生成する中性子スペクトルの実験との比較を行った。低い入射エネルギーの場合として、256MeV陽子の実験と比較を行った結果、NMTC/JAM及びMCNPXは実験と2倍以内で良い一致を示すことがわかった。MARSは軽い核種のターゲットに対して良い一致を示すものの、ウランターゲットでスペクトル形状が異なることがわかった。さらに、高い入射エネルギーの場合としてKEKで行われた0.5及び1.5GeV陽子の結果と比較した。わずかな違いはあるものの、NMTC/JAM, MCNPX及びMARSは実験と2倍以内で良い一致を示すことがわかった。
岡嶋 成晃
核データニュース(インターネット), (59), p.16 - 23, 1998/02
OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力(WPEC)のサブグループSG6:遅発中性子ベンチマークの現状、遅発中性子専門家会合(Colloquy on Delayed Neutron Data, 1997年4月オブニンスク(ロシア))の概要とその時の主要な話題(遅発中性子収率測定、実効遅発中性子割合測定と解析、遅発中性子6群パラメータ、遅発中性子スペクトル)について報告したものである。
西田 雄彦
IAEA-TECDOC-985, 0, p.32 - 43, 1997/11
原研では、オメガ計画に基づいて、固体燃料型及び液体燃料型の加速器駆動消滅処理システムの研究開発を進めている。この報告では、外国の研究開発の現状と比較するために、原研型システムについて物理的特徴を中心にまとめた。加速器の陽子ビームを入射し多くの核破砕中性子を発生して炉心部へ供給する「ターゲット領域」は、このハイブリットシステム特有のものである。固体燃料システムでは、非アクチナイドのタングステンターゲットが採用され、液体燃料システムでは、マイナアクチノイドの燃料溶融塩がターゲットを兼ねる構造となっている。また、マイナアクチノイドの主たる消滅領域は、ターゲットをとりまく高速未臨界炉心(ブランケット)である。この消滅処理性能を決める重要な因子である「中性子エネルギースペクトル」および「中性子束分布」について、各システムの体系毎に記述した。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋
JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB
94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)
線スペクトル、v)線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB
SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。
今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋
Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05
ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14
NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40NE213を用いて、線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、
U・
Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。
今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-M 92-027, p.290 - 297, 1992/03
ITERにような次期核融合装置の遮蔽設計のため、一連の核融合炉遮蔽実験が計画された。その第1段階として、SS316を用いてパルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内の中性子・線スペクトルが、0.91mの深さまで測定された。また、中性子スペクトルの指標として、U・Uの核分裂率と放射化反応率も測定された。実験解析には、DOT3.5コード及びJENDL-3から作成されたFUSION-J3核データセットが用いられた。DOT3.5による解析は、両体系の深部において、線・低エネルギー中性子スペクトル、Uの核分裂率と
Au(n,)
Au反応率を半分以上も過少評価するという問題点が明らかになった。
山下 清信; 新藤 隆一
JAERI-M 85-163, 78 Pages, 1985/10
DELIGHT-6は、被覆燃料粒子を用いることにより生じる二重非均質性をもった高温ガス炉用燃料の格子中性子スペクトルの計算を行い、炉心特性解析に必要な群定数を作成する格子燃焼計算コードである。本DELIGHT-6(Revised)コードは従来のDELIGHT-6コードに次の3点について変更または追加を行なったものである。(1)ペブルベッド型高温ガス炉に使用される球状燃料の格子燃焼計算を可能にした。(2)核分裂生成物の生成率及び崩壊定数などの燃焼計算に関する核データの一部を改訂した。(3)補助計算機能の追加(燃料領域の原子数密度計算の自動化、局所中性子束歪の算出、詳細メッシュ炉心計算用群定数の作成)
Co, 
Ni, 
Ge, Zr, and 
Tl with fission neutrons関根 俊明; 馬場 宏
Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 43, p.1427 - 1431, 1981/00
被引用回数：4 パーセンタイル：20.55(Chemistry, Inorganic & Nuclear)我々は(n,2n)反応の核分裂中性子による平均断面積の系統性を良く表す簡単な式を提案したが、いくつかの核種の実験データにはこの式による計算値とかなりのくい違いが見られた。それらの実験の信頼性に少なからず疑問があったので、実験を試みた。必要に応じて、濃縮同位体の利用、逆同時計数装置を付したGe(Li)検出器によって線測定を行うなどにより精度の向上を図った。結果としてCo 0.233
0.017mb、Ni 0.004060.00021mb、Ge 0.7230.055mb、Zr 0.10440.0046mb、Tl 3.930.11mbを得た。これらの値は系統性からの予測値と良く一致した。 多くの核種の断面積について、何人かの研究者による計算値と実験値とを比較し、考察した。
備後 一義; 藤田 稔
JAERI-M 5578, 33 Pages, 1974/03
IAEA主催の第3回核事故時被曝線量測定器に関する相互比戟実験が、1973年5月ユーゴスラビアVincaのBoris Kidric研究所で行なわれた。13ヶ国から参加した18研究機関の測定器を、核事故を模擬した中性子・線の混合場で同一条件で照射し、線量および中性子流量の測定結果を比較し合った。入射中性子のエネルギースペクトルの速中性子成分は、
exp(-0.75E)、中速中性子成分は1/E
で表わすことができると我々は測定器の結果から推論した。中性子による軟組織Karma線量は、低高出力2回の照射実験でそれぞれ13.5、80hecto erg/gであった。
備後 一義; 沼宮内 弼雄; 藤田 稔
JAERI 1229, 31 Pages, 1973/07
エネルギースペクトルが解らないときと中性子の線量を求めることは困難である。ここで中性子のスペクトルを三つの成分に分け、速中性子のスペクトルを√aEe~
で表わし、中速中性子はE
分布、熱中性子はMaxwell分布するものとする。ここで、aおよびnはエネルギースペクトルのパラメータであって、スペクトルの形を決定する。パラメータa、nを、天然ウラン、低濃縮ウランまたはT をドープしたガラス製核分裂飛跡検出器6個と硫黄ディスク1個で構成された原研型検出器系を用いて求める方法について述べた。また、入射中性子流量、線量を評価する方法も述べた。この検出器系を用い、JRR-4ウランコンバータから発生する核分裂中性子のスペクトルを求め、線量を評価する実験を行なった。速中性子成分のパラメータは0、9であり、速中性子成分のみの平均エネルギーは1、7MeV弱であった。中速中性子成分のパラメータnについては求めることができなかった。その原因について考案した。
