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前田 亮; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 遠藤 駿典; 中村 詔司; 木村 敦
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(8), p.2995 - 2999, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)The accuracy of the prompt 
-ray analysis is known to degrade for the samples containing neutron-scattering materials, such as hydrogen, depending on its content. Recently, we discovered that the density of the scattering materials also affects the accuracy. In this paper, we developed a correction method for the effect of the sample densities. The developed correction method is straightforward and applicable to samples with unknown densities. The simulation and experiments verified the performance of the correction method. The results confirmed that the correction method could reduce the uncertainty due to sample density from 47% to approximately 1%.
有川 安信*; 池田 裕二郎; 清水 裕彦*; 花山 良平*; 近藤 治靖*; 黒澤 俊介*
レーザー研究, 46(11), p.634 - 640, 2018/11
小型中性子源は、中性子回折, 中性子共鳴分析, 中性子ラジオグラフィなど様々な診断手法として使われてきた。中性子検出器の開発はこれらの全ての応用に不可欠であるが、その技術は中性子エネルギーと測定の目的に強く依存している。本論文では、小型中性子源の利用促進に関連する中性子測定技術について解説する。低速中性子用の従来型検出器による一般的な中性子検出技術と共に、レーザー駆動小型中性子源に適用できる高時間分解能かつ高感度な高エネルギー中性子用検出器について述べる。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07
被引用回数：7 パーセンタイル：44.84(Nuclear Science & Technology)ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで
Liのトリチウム生成反応に対し
P(n,)
P、
Liのトリチウム生成反応に対しS(n,p)Pに着目し、ぺレットとしてNH
PH
O.とCH
SOCHを採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。
宇野 喜智; Zaman, M. R.*; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.545 - 549, 2000/03
バナジウム合金は核融合炉の低放射化材料の候補であり、核融合炉の核設計計算には精度のよいバナジウムの核データが求められている。バナジウムの評価済み核データの検証を目的として原研FNSにおいて行われたバナジウム合金体系を用いたベンチマーク実験において、SAND-IIコードを用いた多数箔放射化法による中性子スペクトル測定を行った。JENDL Fusion File及びFENDL/E-1.0ライブラリを用いてMCNP-4Aコードにより計算したスペクトルを各々初期推定スペクトルとしてスペクトルを導出した。計算値と実験で得られたスペクトルの比較では、どちらの場合も2-8MeV領域で計算値の過大評価がみられた。またJENDL Fusion Fileの場合については1MeV以下の計算値が過小評価であった。
C and 
Bi in the 20- to 150-MeV energy rangeE.Kim*; 中村 尚司*; 紺野 敦子*; 上蓑 義明*; 中西 紀喜*; 今村 峯雄*; 中尾 徳晶*; 紫田 誠一*; 田中 進
Nuclear Science and Engineering, 129(3), p.209 - 223, 1998/00
被引用回数：66 パーセンタイル：97.25(Nuclear Science & Technology)CとBiの中性子核破砕断面積は20から150MeVのエネルギー領域のp-Ni準単色中性子場で測定された。照射実験は東大核研(INS)、原研高崎研(TIARA)、理研で行われた。中性子スペクトルはTOF法で測定され、単色中性子ピークフルエンスの絶対値はTIARAでは反跳陽子カウンターテレスコープで、INSと理研ではLiターゲットの放射化法で測定された。本研究ではC(n,2n)
CとB(n,xn)(x=3,12)反応の断面積を求め、得られた実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータと比較を行った。比較の結果、我々の実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータとよく一致している。本論文で述べられている20MeV以上でのBi(n,xn)反応と40MeV以上でのC(n,2n)C反応データは、今まで存在しなかった初めての実験値である。また、Bi(n,xn)(x=3,12)反応は高エネルギー中性子スペクトロメータとして応用できると考えられる。
U at FCA, II; Reaction rate measurement up to 2000
C with a foil heated by laser exposure岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(1), p.13 - 20, 1997/01
被引用回数：2 パーセンタイル：23.05(Nuclear Science & Technology)2000Cまでのドップラー効果の計算精度の評価と向上を図るために、原研高速炉臨界集合体(FCA)においてUドップラー効果を測定する新しい実験装置を開発した。測定は、箔加熱・反応率測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。本模擬炉心においては、以前にサンプル加熱・反応度価値測定法による1500Cまでのドップラー効果測定を行った。解析では、ドップラー箔中の捕獲反応率を詳細に計算した。共鳴エネルギー領域には超微細群セル計算コードPEACO-Xを、他のエネルギー領域にはセル計算コードSLAROMを用いた。JENDL-3.2を用いた計算結果は、実験値と良い一致を示した。高温領域でのC/E値について箔加熱・反応率測定法による結果とサンプル加熱・反応度価値測定法による結果を比較すると、両者に大きな差は見られなかった。箔加熱・反応率測定法はサンプル加熱・反応度価値測定法を補足することから、両者を総合することにより2000Cまでのドップラー効果の計算精度が確認できた。
C at FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 早野 睦彦*; 笠原 芳幸*; 工藤 文夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.523 - 524, 1992/11
高温領域でのドップラー効果の予測精度向上のため、2000Cまで測定可能な実験装置を開発し、FCAにおいて実験を行った。測定方法は、UOサンプルを1500Cまで加熱するサンプル加熱・反応度変化測定法とUO箔を2000Cまでレーザーで加熱する箔加熱・反応率測定法の2つを組せた。Uと実験装置の高温構造材(W)との共鳴の干渉効果を評価する超微細群セル計算コードを作成し、干渉効果が小さいこと確認した。計算値と実験値を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eが0.8であり、箔加熱法では両者は良い一致を示した。
浅野 芳裕; 吉田 真
保健物理, 19, p.341 - 347, 1984/00
中性子測定器の精度を維持するためには、国家標準とトレーサビリティを確保した標準中性子場を整備することが必要である。日本原子力研究所では、黒鉛パイルを用いて放射線防護機器と日常校正するための標準熱中性子場を作製した。この熱中性子場は比較的大きな等方照射場と平行ビーム状照射場を持つ。熱中性子フルエンス率の測定は、金箔誘導放射能の絶対測定を用いて行なった。この結果、測定誤差が2%以内の校正用熱中性子照射場を得た。電総研と金箔誘導放射能の絶対測定を通じて、熱中性子フルエンス率を比較測定し校正用熱中性子場のトレーサビリティを確保した。この結果、2%以内の誤差で国家標準を移行できることがわかった。
池添 康正; 佐藤 章一; 小貫 薫; 森下 憲雄; 中村 知夫; 勝村 庸介*; 田畑 米穂*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(9), p.722 - 724, 1984/00
被引用回数：6 パーセンタイル：77.98(Nuclear Science & Technology)FNSターゲット室内の放射線場をアラニン線量計と金箔の放射化法の二つの方法で測定した。室内の線量は、ターゲットからの距離の-2次に比例する項とに無関係な定数項の和で表わすことができた。前者はほぼ14MeV中性子線による線量であり、後者は室内壁全面を線源とするこ二次放射線(散乱中性子と線)による線量である。アラニン線量計の14MeV中性子線に対する相対感度が0.76と求められた。荷電粒子平衡について論じた。
