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原田 秀郎; 高山 直毅; 米田 政夫
Journal of Physics Communications (Internet), 4(8), p.085004_1 - 085004_17, 2020/08
原子炉を用いた放射化分析などで重要な中性子共鳴積分値を高精度化するため、熱外中性子スペクトルの新しい近似を定式化した。近似式の導出に当たっては、はじめにモンテカルロ計算コードMVP-3を用いて参照解となる中性子スペクトルを計算し、これから 型の関数型を導出した。従来の近似式に比較し、導出した関数型は、中性子共鳴積分値を高精度に決定できることを示した。この検討は、過去にJRR-3で行われた
Csの中性子共鳴積分値の測定データに基づき行われた。また、提唱した近似式に導入したパラメータ
及び
を実験的に決定するため、3種類のフラックスモニター(
Au, 
Co及び
Zr)を用いる手法を提唱するとともに、解析手法を定式化した。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.922 - 931, 2019/09
被引用回数：5 パーセンタイル：48.99(Nuclear Science & Technology)Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. We calculate neutron flux produced from fuel debris and secondary particles photon resulted from neutron reaction with nuclides inside fuel debris, including direct photon emission from FPs in fuel debris. Neutron and gamma characteristics resulted from calculation could be use as basis for determination suitable spectrometer system or detector for searching, localizing and treatment of fuel debris.
石川 裕卓*; 甲斐 哲也; 佐藤 博隆*; 加美山 隆*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.221 - 227, 2019/02
被引用回数：3 パーセンタイル：31.89(Nuclear Science & Technology)We simultaneously measured neutron spectra and the temperature of a polyethylene moderator at the Hokkaido University Neutron Source (HUNS) driven by a compact electron accelerator to observe the effect of any temperature change on the reliability of spectroscopic transmission measurement. The ratio of the neutron effective temperature and the moderator temperature was constant in HUNS case, although both increased by 4-5 K within one hour after the start of accelerator-operation. This indicated that the neutron effective temperature was well estimated by the moderator temperature. The effect of the temperature change can be easily avoided by excluding data collection before the moderator warms up. These results suggested that the monitoring of moderator temperature is recommended in such neutron sources with a thermal neutron moderator to guarantee reliability of spectroscopic transmission measurement without sacrifices of cost, simplicity and maintainability.
大場 洋次郎*; 諸岡 聡; 大石 一城*; 鈴木 淳市*; 高田 慎一; 佐藤 信浩*; 井上 倫太郎*; 土山 聡宏*; Gilbert, E. P.*; 杉山 正明*
Journal of Applied Crystallography, 50(2), p.334 - 339, 2017/04
被引用回数：3 パーセンタイル：29.28(Chemistry, Multidisciplinary)Recent progress of pulsed neutron sources has enabled energy-resolved analysis of neutron attenuation spectra, which include information on neutron scattering. In this study, a new analysis technique for small-angle neutron scattering (SANS) is demonstrated. A clear difference is observed in the neutron attenuation spectra between steels with different nanostructures; this difference can be understood as arising from attenuation due to SANS. The neutron attenuation spectra, calculated from the corresponding SANS profiles, agree well with the experimentally observed attenuation spectra. This result indicates that measurement of neutron attenuation spectra may enable the development of a novel experimental technique, i.e. energy-resolved SANS (ESANS).
小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*
JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01
JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB
軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。
国枝 賢; 市原 晃
JAERI-Data/Code 2005-005, 33 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-005.pdf:1.5MB
中性子誘起による前平衡核反応で放出される粒子の、エネルギー及び角度分布断面積を計算するためのコードPOD-Pを開発した。エネルギー微分断面積は古典的な一成分型の励起子模型により計算される。複合粒子放出に対しては半経験的な励起子模型も用いる。また二重微分断面積は励起子模型と角度分布経験式を併用して導出される。計算方法及び入力データの説明を行い、入出力例を示した。
谷村 嘉彦; 三枝 純; 吉澤 道夫; 吉田 真
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 547(2-3), p.592 - 600, 2005/08
被引用回数：8 パーセンタイル：52.87(Instruments & Instrumentation)最適な中性子スペクトロメータの減速材構造をMCNP-4Bを用いて設計した。当該スペクトロメータは、円筒状の減速材及び位置検出型熱中性子検出器で構成されており、減速材軸上の熱中性子束分布から入射中性子のエネルギー分布を得ることができる。入射側減速材の一部に低水素密度材を用い、熱中性子の拡散を抑制する熱中性子吸収材を設置することにより、数10から100keVの低エネルギー中性子に対するエネルギー分解能を改善した。設計したスペクトロメータは、数keVから20MeVまでの範囲で中性子エネルギー分布の測定に適用できる。
Li+ZnS(Ag) sheet佐藤 達彦; 遠藤 章; 山口 恭弘; 高橋 史明
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.255 - 261, 2004/09
被引用回数：8 パーセンタイル：48.81(Environmental Sciences)高エネルギー加速器施設における適切な放射線管理を行うため、熱エネルギーから100MeVまで測定可能な中性子モニタ用検出器を開発した。この検出器は、円柱状のガラスセルに封入した液体シンチレータの外周にLi含有ZnS(Ag)シートを巻き付けた構造を持つ。幾つかの中性子場を用いて特性試験を行った結果、この検出器は、熱中性子及び数MeV以上の高エネルギー中性子による発光を弁別して測定できることが明らかになった。このことから、本検出器は、広帯域中性子モニタ用検出器として十分な性能を有することが確認できた。
三枝 純; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫; 吉田 真
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.91 - 95, 2004/09
被引用回数：4 パーセンタイル：23.52(Environmental Sciences)原研・放射線標準施設棟では、加速器中性子源を利用し、実際の作業場のスペクトルに近い種々の連続スペクトルを有する校正場(スペクトル可変校正場)の整備を計画している。本校正場の必要性と、開発を進めるうえでの基本的な方針についてまとめた。また、予想される中性子スペクトルを、モンテカルロ法により計算した結果についてまとめた。
遠藤 章; Kim, E.; 山口 恭弘; 佐藤 達彦; 吉澤 道夫; 田中 進; 中村 尚司; Rasolonjatovo, A. H. D.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.510 - 513, 2004/03
原研・大学プロジェクト共同研究「陽子加速器施設における放射線安全性に関する研究」において実施した、広帯域エネルギー対応中性子モニタ用検出器の開発について報告する。中性子スペクトル測定に用いられる有機液体シンチレータの発光量を、線量に換算するスペクトルを計算し、これを用いて数MeVから100MeVの中性子線量を評価する方法を開発した。また、液体シンチレータとLi-6ガラスシンチレータを組合せ、熱エネルギーから100MeVまでの中性子線量測定に適用可能な複合型検出器を開発した。開発した評価手法の妥当性及び検出器の特性を、TIARA等における照射試験によって確認した。その結果、開発した検出器は、中性子モニタ用検出器として利用可能であることを明らかにした。
柴田 恵一; 浅見 哲夫*; 渡部 隆*; 渡辺 幸信*; 山室 信弘*; 井頭 政之*; 北沢 日出男*
JAERI-Research 2003-021, 49 Pages, 2003/09
JAERI-Research-2003-021.pdf:2.82MB
JENDL-3.3のために中重核領域の中性子核データ評価を行った。この仕事は、前版JENDL-3.2の欠点を解消するために行われた。最新の測定値及び理論計算値を考慮して、評価済データの精度向上に努めた。同位体データとの不一致を解消するために、JENDL-3.3では炭素,バナジウム以外天然元素データは作成しなかった。
田村 格良; 相澤 一也; 原田 正英; 柴田 薫; 前川 藤夫; 曽山 和彦; 新井 正敏
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 1, p.529 - 539, 2003/07
大強度陽子加速器計画における物質・生命科学実験施設に設置されるパルス中性子分光器の設計のため、McStasを用いたシミュレーションのコンポーネントの作成を行った。物質・生命実験施設には3種類のモデレーターが設置される。大強度用には「結合型水素モデレーター」が使用され、高分解用には「非結合型水素モデレーター」と「非結合型ポイゾンド水素モデレーター」が使用される。モデレーターから発生する中性子は分光器の性能に大きく影響を与えるので、モンテカルロ・シミュレーションにおいては線源の正確な記述が重要になる。McStasは正確な記述が可能である。NMTC/JAERI97とMCNP4aを使用して得られたモデレーターの強度のエネルギー分布,時間分布を表現する関数を作成して変数の決定を行った。本稿では「結合型水素モデレーター」を見るport16のコンポーネント作成と「非結合型水素モデレーター」を見るport11のコンポーネント作成の報告を行う。
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。
安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二
Journal of Nuclear Materials, 319, p.126 - 130, 2003/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)ROX燃料に用いられる共鳴物質の中速スペクトル場におけるドップラー効果測定に対する計算精度を評価することを目的として、原研FCAを用いて測定が行われた。本研究は一連の共鳴物質に関するドップラー効果測定において、高速スペクトル場における測定に引き続き行われたものである。ドップラー効果は高温及び室温サンプルの反応度価値の変化として測定される。エルビウム(Er),タングステン(W)及びトリウム(ThO
)の円筒形サンプルを用い、炉心中心部においてそれぞれ800
Cまで昇温した。核データにJENDL3.2を用いSRAC95システムにより解析した。WとThOのサンプルでは、実験値と測定誤差の範囲で一致した。他方、Erサンプルでは約10%の過大評価となった。
柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司
Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00
国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850
の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600Cで
3の変動範囲、高速中性子照射量は1.2
10
n/m
,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。
Kim, E.; 遠藤 章; 山口 恭弘; 吉澤 道夫; 田中 進; 潮見 大志*; 中村 尚司*; Rasolonjatovo, D. R. D.*
JAERI-Tech 2002-041, 73 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-041.pdf:4.47MB
大強度高エネルギー陽子加速器施設においては、熱エネルギーから数100MeVまでのエネルギー成分を持つ中性子に対する線量評価が、作業者及び一般公衆の安全確保上極めて重要である。本研究では、有機液体シンチレータ,
B入り有機液体シンチレータ,Liガラスシンチレータを用いて、熱エネルギーから100MeVまで線量評価可能な中性子モニタ用検出器を開発した。本研究の第一段階では、有機液体シンチレータにスペクトル荷重関数法(G関数法)を適用して、数MeV以上の中性子線量を測定する方法を開発し、この信頼性を数種類の中性子場において確認した。この方法をもとに、測定エネルギー範囲を熱中性子まで拡張するために、B(n, )
Li反応により熱中性子まで感度を持つBを含有させた有機液体シンチレータについて、応答関数及びG関数を求めて、線量測定特性を解析した。その結果、G関数により生成する粒子の発光による低エネルギー領域の中性子弁別が困難であることもわかった。そこでさらに、Li(n, )
H反応により低エネルギー領域の中性子を測定するLiガラスシンチレータち有機液体シンチレータを組み合わせた検出器を考案した。そして、この目的のために新たに開発したSCINFUL-CGコード等を用いて、Liガラスシンチレータ,有機液体シンチレータの各々について、適切な応答特性が得られる検出器の形状を設計し、これに基づき検出器を製作した。製作した検出器の検出効率及び応答関数を計算及び実験により評価した。その結果、開発した検出器は、中性子モニタ用検出器として使用可能であることを実証した。
長尾 美春; 竹本 紀之; 武田 卓士
JAERI-Tech 2001-069, 83 Pages, 2001/10
JAERI-Tech-2001-069.pdf:4.76MB
JMTRでは、第142運転サイクル(2001年11月)から、炉心構成を従来のLEU炉心(LEU燃料を27本装荷した炉心)から改良LEU炉心(LEU燃料を29本装荷した炉心)に変更する。そこで、この炉心構成の変更が照射試験に対して及ぼす影響を検討するため、照射場の核的な特性について連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより解析を行った。その結果、燃料領域において高速中性子束は従来のLEU炉心とほぼ同じであること、熱中性子束は燃料領域で数%増加すること、中性子スペクトルは大きな相違がないことを確認した。また、第144運転サイクルからは運転日数が増加することに伴い、1サイクルあたりの中性子照射量は10数%増加する。
浅野 芳裕
Advanced Photon Source International Workshop on Radiation Safety at Synchrotron Radiation Sources, p.1 - 7, 2001/04
SPring-8のビームラインには最大8GeVのエネルギーを持つ制動放射線が混入してくる。この高エネルギー
線と遮蔽体であるビームライン構造物との光核反応によって中性子が発生する。この光核反応中性子スペクトルを測定した。また得られたスペクトルや、ハッチ外での光核反応中性子線量とモンテカルロシミュレーション計算結果と比較し、良い一致を得られた。このことから、今までビームライン建設を進めるうえで、ガス制動放射線による光核反応中性子線量と精度良く評価できるようになった。
島川 聡司; 長尾 美春; 藤木 和男
Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.244 - 251, 2001/00
これまで困難であったJMTRのような高出力試験炉での正確かつ繊細な照射キャラクタリゼーションを実施した。対象とした実験は、中性子スペクトルの違いによる材料照射特性の変化を調べることを目的としたステンレス鋼を用いた一連のスペクトル調整照射実験である。本報告では、高速、中速、熱中性子照射量の測定評価に加えて、中性子スペクトル、はじき出し損傷量(dpa)、ヘリウム生成量を誤差付きで評価する方法ならびにそれらの評価結果について述べる。
前川 藤夫; 和田 政行*; Von-Moellendorff, U.*; Wilson, P. P. H.*; 池田 裕二郎
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.815 - 820, 2000/11
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)ドイツ・カールスルーエ研究所のサイクロトロン施設に設けられた40-MeV重陽子ビームによる重陽子-リチウム中性子源について、多数箔放射化法により照射場スペクトルを決定した。同中性子源を用いて12種類の放射化箔を照射し、
Al(n,)反応や
Bi(n,xn)反応を含む約30の閾反応率を求めた。一方、モンテカルロ計算により同照射場の中性子スペクトルを計算し、これを初期推定値としてSAND-IIコードにより実験で得られた閾反応率と整合するようにスペクトルの調整を行い、最大中性子エネルギーが55MeVにまで及ぶ照射場スペクトルを約10%の不確実性で決定した。スペクトル調整に必要な反応断面積は微分実験データやロシアで評価されたデータに基づいて作成された。今回決定したスペクトルは、同中性子場で照射された核融合炉の構造材料の誘導放射能解析に用いられる。
