検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1

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

報告書

鉛スペクトロメータを用いたテクネシウム-99の中性子捕獲断面積測定の予備検討

小林 捷平*

JNC TJ9400 2000-009, 63 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-009.pdf:2.48MB

本研究の前半では、長半減期を有する核分裂生成物(FP)の代表的核種であるTc-99について、まず、中性子核データの現状、評価済核データについて調査を行った。次に、京都大学原子炉実験所の電子線型加速器と組み合わせて付設されている京都大学鉛スペクトロメータ(KULS)を用いて、99Tc(n,$$gamma$$)100Tc反応断面積を熱中性子から1keVのエネルギー領域において測定した。中性子捕獲によって放出される即発ガンマ線は、アルゴンガス入り比例計数管を用いて測定した。入射中性子束/スペクトルの測定はBF3比例計数管によって行い、捕獲断面積の絶対値は10B(n,$$alpha$$)反応によって求めた相対測定値をTc-99の熱中性子断面積に規格化した。Tc-99試料に対する中性子自己遮蔽効果は、MCNPコードを用いた計算によって補正した。Chouらが鉛スペクトロメータを用いて測定したTc-99の中性子捕獲断面積は、本測定値より全体に高いがエネルギー依存性はよく一致している。ENDF/B-VI、JENDL-3.2の評価済核データは、5.6、20eV共鳴領域及び数100keV以上で高くなっている。本研究の後半では、鉛スペクトロメータの原理とその構築、諸特性についてまとめた。中でも、KULSの特性として(1)中性子減速時間t($$mu$$s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/tの2乗、鉛孔:E=156/tの2乗)及び(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)に関しては共鳴フィルターを用いて実験的に求め、(3)飛行時間分析法によってKULS体系中の中性子スペクトルを測定した。一方、MCNPコードを用いてKULSの諸特性を計算した結果、全体に実験値とよい一致を示した。

報告書

熱中性子減速材の固体メタン粒子及び容器内温度分布解析

麻生 智一; 石倉 修一*; 勅使河原 誠*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 97-063, 59 Pages, 1997/12

JAERI-Tech-97-063.pdf:1.83MB

原研では、大強度陽子加速器を用いた中性子科学研究計画のもとで、設計検討、R&Dなどを進めている。中性子科学研究計画では、最初に建設する施設として核破砕ターゲットによる中性子散乱施設を予定している。この計画に従い、核破砕ターゲット開発の一環として、減速材の設計検討に着手した。本報告書は、大出力ターゲットシステムにおいてMWクラスの熱中性子減速材として有力視されている固液二相流減速材を対象にして行った予備解析結果について記述したものである。固体メタン粒子及び多重構造減速材容器の温度分布は、数式処理プログラムMATHEMATICAを用いて解析を行った。

報告書

ATR熱水力設計手法

not registered

PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

報告書

鉛スペクトロメータを用いたマイナーアクチニド核断面積の測定-III

小林 捷平*

PNC TJ9604 97-001, 108 Pages, 1997/03

PNC-TJ9604-97-001.pdf:4.05MB

電子線型加速器と組み合わせて付設された京都大学鉛スペクトロメータKULSについて、まず、その諸特性を求めた:共鳴フィルター法により(1)中性子減速時間t($$mu$$s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/t^2、鉛孔:E=156/t^2)、(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)、飛行時間分析法により(3)中性子スペクトルを測定した。MCNPコードによる計算結果は、これらの実験値と全体によい一致を示した。次に、このKULSを用いて$$sim$$0.1eVから$$sim$$10keV領域におけるAm-241,Am-243,及びAm-242mの核分裂断面積を測定した。実験には、これらの電着膜とU-235の電着膜をそれぞれ背中合わせにした核分裂電離箱を用意し、測定結果をU-235(n,f)反応の標準断面積に規格化した。Am-241では、Dabbs等の実験値およびENDF/B-VIの評価値は本実験値とよい一致を示したが、JENDL-3.2の評価値は10$$sim$$200eV領域において1.2$$sim$$2.3倍低い値を示した。Am-243のENDF/B-VIは15$$sim$$60eV領域で低く、JENDL-3.2は100eV以上の領域で全体に低くなっている。Am-242mに関する予備実験では、ENDF/B-VI、JENDL-32の評価値に近い結果が得られた。また、Am-241,243の熱中性子核分裂断面積についても、標準熱中性子場において測定した。最後に、MAに関する中性子捕獲断面積測定として、Arガス入り比例計数管を用いてNp-237(n,$$gamma$$)反応断面積の測定を試みた。本実験では、Np-237試料($$sim$$2mg)からの中性子捕獲事象の計数率が少なく、バックグランドとの比較において有意な違いは得られなかった。

報告書

臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び機能試験

梅田 幹; 杉川 進; 重面 隆雄; 三好 慶典; 宮内 正勝; 井沢 直樹

JAERI-Tech 96-058, 28 Pages, 1997/01

JAERI-Tech-96-058.pdf:1.21MB

NUCEF燃料調製設備には、臨界実験で使用した溶液燃料からウラン及びプルトニウムを分離精製するための精製設備がある。精製設備では、ミキサセトラにおいて臨界質量以上の濃縮ウラン及びプルトニウムを取扱う。また、NUCEFでの臨界実験条件に合わせた溶液燃料を調製するために精製設備の運転モードも多様なものとなり、ミキサセトラは単一故障、誤操作を考慮して全濃度での臨界安全形状としている。本報では、臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び製作後に行われた機能試験についてまとめた。ミキサセトラの設計では、中性子吸収材(カドミウム)及び中性子減速材(ポリエチレン)を使用し、1段の寸法を制限することによりプロセス条件を満たしつつ臨界安全形状とすることができた。製作後に行われた機能試験では、製作したミキサセトラは安定に運転制御できることが確認され、所定の性能を有することが確認された。

報告書

新型転換炉におけるプルトニウム燃料の利用特性と使用実績

澤井 定*

PNC TN341 84-15, 18 Pages, 1984/10

PNC-TN341-84-15.pdf:0.83MB

第17回報告と講演の会発表資料1.はじめに2.新型転換炉におけるプルトニウム利用特性3.新型転換炉におけるプルトニウム利用技術の開発と使用実績4.プルトニウム利用技術の確立に向かって

論文

中性子熱化法による重水濃度の測定

和田 延夫

日本原子力学会誌, 21(5), p.434 - 440, 1979/00

 被引用回数:0

中速中性子の減速に基づく重水濃度測定法について述べる。水減速材の中央に同位体中性子源を置き、線源近傍にホウ素及びカドミウムの二重のフィルターで低速中性子を遮蔽した円筒状の空間を設ける。この空間内にBF$$_{3}$$比例計数管とこれを取り囲み環状の試料セルを配置する。試料セルに重水試料を入れると、フィルターを透過して試料に入射する中速中性子は、試料中の水素原子核との衝突により効率よく減速されて熱中性子になる。検出器の熱中性子計数率は重水濃度が高くなると減少する。これは重水濃度が高くなると試料の中性子減速能が低下するからである。熱中性子計数率は重水濃度の尺度となる。1.6$$mu$$gの$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源(3.8$$times$$10$$^{6}$$n/s)を用い、試料量を500ml、計数時間を2~10分とすると、0~100mol%の広い濃度範囲においておよそ$$pm$$0.02mol%の精度で測定できる。本法は筒便で精度も高く、非破壊的であり実験室またはオンラインでの重水濃度測定に利用できる。

報告書

電子リニアックによる熱中性子散乱装置

本橋 治彦; 坂本 正誠

JAERI-M 7581, 31 Pages, 1978/03

JAERI-M-7581.pdf:1.34MB

固体及び液体による中性子回折の研究を行うために、パルス中性子源として原研リニアックを使用し、TOF型中性子分光器を設置した。ここでは装置の概要と特性について述べる。モデレータの工夫により、観測された中性子の波長範囲は0.4$AA~4AA$であり、時間分解能($$Delta$$t/t)=5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$の値を得ることに成功した。この値はNi多結晶体及びhiF単結晶の中性子回折図形から得た。

論文

中性子減速過程の積分方程式について

中山 隆; 磯田 和男*

日本原子力学会誌, 1, P. 304, 1959/00

抄録なし

口頭

核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,5; 遅発$$gamma$$線分光法測定システムの概念

高峰 潤; Rodriguez, D.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

no journal, , 

原子力機構と共同研究センター(JRC)の共同研究で開始したアクティブ中性子非破壊測定技術の基礎開発の一環として、核分裂性核種($$^{235}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Pu)組成比を分析するため、遅発$$gamma$$線分光(DGS)法の技術開発を行っている。DGSで用いるD-T中性子源のための中性子減速体を設計するために簡略化されたモデルを用い、シミュレーションを行った。その結果とそれを基にした装置概念について報告する。

10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1