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勅使河原 誠; 原田 正英; 渡辺 昇; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 大井 元貴*
JAERI-Conf 2001-002, p.835 - 847, 2001/03
核破砕反応による中性子は陽子を起因とする。そのため、陽子エネルギーの選択は性能の高い中性子源の開発において重要である。本研究では、最適な中性子源にとって最適な陽子エネルギーを見いだすため現実に近い体系(ターゲット・モデレータ・反射体)をモデルにし、そのモデレータから得られる中性子特性(中性子強度)をニュートロニクス計算によって評価した。ニュートロニクス検討の結果、最も性能の高い中性子源を得るための陽子エネルギーは1-2GeVであり、それ以上のエネルギーの増加は中性子強度が減少するため性能は下がることが得られた。中性子強度の陽子エネルギー依存性が、最適化された裸の体系から得られる全中性子収率と傾向が同じであることや、モデレータの種類(結合型や非結合型)に関わらず変化しないことも新しい知見として得られた。
大井川 宏之; 篠原 伸夫; 向山 武彦; H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; S.Raman*
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.341 - 346, 1997/00
マイナーアクチノイド核種であるNp-237、Am-241、及びAm-243について、即発及び遅発中性子の核分裂当りの収率を測定した。即発中性子収率はミズーリ大学研究炉の144keVフィルタービームを用いて測定した。測定結果はENDF/B-VIやJENDL-3.2よりも20%程度大きく、今後この差異の原因を解明する必要のあることがわかった。遅発中性子収率はテキサスA&M大学のTRIGA型研究炉において測定した。測定値のENDF/B-VI及びJENDL-3.2に対する比はNp-237で1.19及び1.06、Am-241で1.14及び1.09、Am-243で1.05及び0.88となった。この他に遅発中性子の6群パラメータ(
i及び
i)も測定し、ENDF/B-VIと比較した。
,n)反応と自発核分裂による中性子収率を計算するためのデータブック松延 廣幸*; 奥 岳史*; 飯島 俊吾*; 内藤 俶孝; 増川 史洋; 中嶋 龍三*
JAERI 1324, 260 Pages, 1992/01
使用済燃料の貯蔵・輸送及び取扱いに係わる遮蔽安全性の解析に非常に重要な(,n)反応及び自発核分裂による中性子収率データを収集し、評価して推奨値を得るとともにその精度を評価した。(,n)反応による中性子収率は主に実測データに基づくもので、データ間の不一致については、NakasimaやHeaton等による評価を参考に検討した。実測されていない中性子収率については(,n)励起関数の理論値及びZieglerの阻止能の評価式を用いて計算した。自発核分裂による中性子収率については、S.Ramanによる推奨値を採用した。また中性子エネルギースペクトルも収集した。これらのデータは、このデータ・ブックに理論説明とともに収録してある。このデータ集を用いることにより、種々の構成物質からなる体系の中性子生成データが得られる。
木村 貴海; 小林 義威; 吾勝 常勲; 五藤 博
Appl.Radiat.Isot., 37(2), p.121 - 125, 1986/00
アクチノイド酸化物(PuO
とAmO)から、アクチノイドの自発核分裂により放出される中性子と、アクチノイドからの粒子と酸素との(.n)反応により放出される中性子を区分して測定した。その結果、測定した自発核分裂からの中性子収率は自発核分裂の
値と半減期から計算した値と実験誤差の範囲内で一致した。一方、測定した(.n)反応からの中性子収率は、stopping power と酸素の thick target yield から計算した値より約10%大きな値であった。この原因は計算に使用した thick target yield の精度に問題があると考えられる。
原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*
JAERI-M 85-103, 66 Pages, 1985/08
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3
中性子)、冷中性子導管で69%(5中性子)、62%(7中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。
原見 太幹; 川端 祐司
JAERI-M 85-093, 46 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画をしている。前報告で、導管設計解析用に開発したプログラムNEUGTの説明を行った。本報告で、中性子導管を設計するに当って必要な導管の基本的特性を示し、NEUGTの検証計算の結果を示す。導管の中性子収率および導管内空間分布について、計算結果と実測データはよい一致を示すことがわかった。
原見 太幹; 植村 睦*; 海老沢 徹*
JAERI-M 85-092, 70 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本および冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告は、導管設計を行うため、中性子導管の中性子収率を計算できるよう開発したプログラムNEUGT、NEUGT入力デー夕図形表示プログラムPLOPINEおよびNEUGT解析結果プロットプログラムNEUPLOTの説明を行うものである。本文で、NEUGTプログラムの内容説明と入力デー夕のマニュアルを記し、いくつかの解析例は付録のPLOPINEおよびNEUPLOTの説明の中で示す。プログラムはすべてFORTRAN77で記述されている。
