検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 61 件中 1件目~20件目を表示

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

論文

Dogleg duct streaming experiment with 14 MeV neutron source

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 西尾 隆志*; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.42 - 45, 2004/03

ITERには計測やRF加熱のために複雑な屈曲ダクトが数多く設けられており、これらのダクトを通してストリーミングする放射線による周辺線量率への影響評価は遮蔽設計上重要な課題である。これまでFNSでは多くのストリーミング実験が実施されてきたが、屈曲ダクトについては検討がまだ不十分であり、本研究では実験とその解析により中性子挙動を解明し、モンテカルロ輸送計算法の信頼性を評価した。実験体系は170$$times$$140$$times$$180cmの寸法で、30$$times$$30cmの断面の屈曲ダクトを設け、放射化箔でダクト内の中性子束分布とエネルギースペクトルを測定した。計算では線源構造,ターゲット室及び実験体系を詳細にモデル化し、MCNPコードとFENDLライブラリーを用いたモンテカルロ計算により解析を行った。それにより、放射化反応率の実験値と計算値の差はおおよそ30%以内に収まることがわかった。結論として、MCNPコードによる屈曲ダクトのストリーミング計算は、ITERの遮蔽設計に充分適用可能であると考えられる。

論文

${it k}$$$_{0}$$法による中性子放射化分析

米澤 仲四郎; 松江 秀明

ぶんせき, 2004(2), p.75 - 82, 2004/02

比較標準試料を用いることなく、1または数個の中性子束モニターによって多元素を定量する${it k}$$$_{0}$$法が中性子放射化分析の定量法として注目されている。${it k}$$$_{0}$$法は中性子束モニターと元素の放射化に関与する核データを複合した${it k}$$$_{0}$$係数を使用して多元素を定量する方法で、中性子照射場と$$gamma$$線検出器を校正することにより4%の正確さで定量することができる。本稿では、${it k}$$$_{0}$$法の原理,分析方法、そして現状を紹介する。

報告書

JRR-3高性能冷中性子源装置の検討

熊井 敏夫; Liem, P. H.*; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2002-023, 49 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-023.pdf:2.1MB

冷中性子束を増加するために、冷中性子源装置(CNS)の減速材容器(セル)の高効率化を検討してる。高効率化では、冷中性子束の発生に影響するセルの形状,寸法,材料等のパラメータを組み合わせたケースについて、高い冷中性子束のセルを求めるサーベイ計算をMCNPを用いて行った。また、冷中性子束の大きなセルについて製作性,設置性,運転性等も考慮して、その基本仕様を検討した。この結果、現状比約2倍の冷中性子束が得られる船底形セルのモデルを得た。このモデルでは、既存水筒形セルの液体水素厚さを50mmから25mmに、材料をステンレス鋼厚さ0.8mmからアルミニウム合金厚さ1.0mmに、冷中性子取出面形状を凸から凹に変える等の変更を行っている。今後、船底形セルのJRR-3への適用にあたっては使用条件下における核発熱・温度解析,熱流動実験等を予定している。

論文

Benchmark experiment on LiAlO$$_{2}$$, Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ and Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$ assemblies with D-T neutrons; Leakage neutron spectrum measurement

村田 勲*; 西尾 隆史*; Kokooo*; 近藤 哲男*; 高木 寛之*; 中野 大介*; 高橋 亮人*; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.821 - 827, 2000/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.19

LiAlO$$_{2}$$、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$、Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$は核融合炉の先進増殖ブランケットの候補材料として開発が進められている。しかし、これらの材料に関するD-T中性子によるベンチマーク実験はこれまでに行われたことがなく、したがって核設計に使われる核データの精度検証も行われていない。そこで大阪大学と原研の協力により、原研FNSにおいてそれらの材料に関するベンチマーク実験を行った。10~40cm厚の実験体系にD-T中性子を入射し、背面から漏洩してくる中性子のスペクトルを飛行時間法により0.05~15MeVのエネルギー範囲で測定した。また実験解析を輸送計算コードMCNP及び4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.2,JENDL-Fusion File,FENDL-1,FENDL-2)を用いて行い、実験結果と比較した。その結果、これらの核データに大きな問題点はなく、信頼をもって炉の設計に使えるものの、今後のデータの改良につながるいくつかの知見が得られた。

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

論文

A Monte Carlo program for estimating characteristics of neutron calibration fields using a Pelletron accelerator

吉澤 道夫; 三枝 純; 吉田 真; 杉田 武志*

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 4 Pages, 2000/05

静電型加速器を用いた中性子校正場の設計及びエネルギースペクトル等の特性評価のためのモンテカルロ計算コードMCNP-ANTを開発した。高品質な中性子校正場を確立するためには、中性子ターゲットの最適設計と校正場のスペクトル評価等が重要である。現在、ターゲット中の荷電粒子の輸送から中性子の発生及び中性子の輸送計算までを一貫して行えるプログラムがない。このため、TRIM(SRIM)をもとに新たに荷電粒子の輸送と中性子の発生を計算可能なサブプログラムを作成し、汎用輸送計算コードMCNP-4Bに組み込んだ。荷電粒子の輸送に関するTRIMコードとの比較、及び既に報告されている単色中性子校正場のフルエンス率とスペクトルの測定結果との比較から、開発されたプログラムの妥当性が検証された。今後は、目的とする生成反応以外の核反応で発生する妨害中性子の評価が可能となるよう改良を行う必要がある。

報告書

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC-TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$$eta$$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$$eta$$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

報告書

JASPER実験データ集(VII) - ギャップストリーミング実験 ‐

竹村 守雄*

JNC-TJ9450 2000-002, 112 Pages, 2000/03

JNC-TJ9450-2000-002.pdf:2.55MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ケ月間かけて米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃

報告書

新手法に基づくNp-237の核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの測定

馬場 護*

JNC-TJ9400 2000-007, 46 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-007.pdf:2.16MB

原子炉における最も基本的なパラメーターの1つである核分裂断面積と核分裂スペクトルの総合的な検討を可能とするべく、核分裂スペクトルを絶対値で測定する手法を新しく整備・確立し,これによって237Npなどのアクチニド核の核分裂断面積値と核分裂スペクトルパラメータデータを得ることを目的として、実験的及び解析的研究を行った。この結果、中性子生成微分断面積のよく分かった標準核種の中性子生成収量と中性子フルエンス因子,サンプルサイズ効果をモンテカルロ法で計算してサンプルの違いを厳密に評価することによって,核分裂スペクトルの絶対値を決定できる実験手法を確立した。これを用いると、核分裂断面積と核分裂即発中性子数の積を評価することができ、核分裂スペクトルの絶対値と形状に対する実験データを分離して取得できる。本研究では、この手法を,237Np、232Th、233Uに適用して,これらの核種の核分裂中性子スペクトルのパラメータを取得し、従来不明であった絶対値と形状の問題を明らかにした。また、さらに、高速炉設計標準コードを用いた解析も実施し、核分裂中性子スペクトルパラメータの実効増倍係数に対する感度も求めた。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広*; 丸山 学*; 竹田 敏一*

JNC-TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。

報告書

Analysis of the Rossendorf SEG experiments using the JNC route for reactor calculation

Dietze, K.

JNC-TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-99-089.pdf:0.66MB

核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。

論文

原子炉定常線源

森井 幸生; 一色 正彦

結晶解析ハンドブック, p.111 - 114, 1999/09

材料開発、新物質の理解にはその構造を原子的尺度で解明し、それに基づいた物質諸性質を理解することが必要である。X線、中性子線等を用いた回折結晶学の歴史は古く、物質の構造に関し最も信頼し得る結果を与えてくれる手段を提供する学問として発展し、その実積もあり、広く利用されてきた。最近の結晶学における新しい成果や技術を時代の要求に即応して、ハンドブックの形に集大成することとなった。ここでは、原子炉を使った定常中性子源に関して、歴史、中性子発生法、施設、特徴などについて解説を行う。

報告書

核分裂中性子スペクトルの共分散評価

河野 俊彦*; 大澤 孝明*; 柴田 恵一; 中島 秀紀*

JAERI-Research 99-009, 43 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-009.pdf:1.36MB

核データの共分散(誤差)はデータの精度をあらわすだけでなく、積分実験による炉定数の調整作業にとって不可欠なものである。本研究は、核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている$$^{233}$$U,$$^{235}$$U,$$^{238}$$Uならびに$$^{239}$$Puの核分裂中性子スペクトルの共分散評価を行うものである。これらの核分裂中性子スペクトルは、改良型Madland-Nix模型による理論計算により求められており、その共分散は計算パラメータの誤差より算出した。本報告書では、評価手法、計算ツール及び理論計算パラメータの誤差の説明がなされている。また、得られた共分散の妥当性をみるために、$$^{235}$$Uの核分裂中性子場で測定された平均断面積を用いたスぺクトルのアジャストメントについても言及する。

論文

Benchmark experiment on vanadium assembly with D-T Neutrons; Leakage neutron spectrum measurement

Kokooo*; 村田 勲*; 中野 大介*; 高橋 亮人*; 前川 藤夫; 池田 裕二郎

Fusion Technology, 34(3), p.980 - 984, 1998/11

原研FNSにおいて、バナジウム及びバナジウム合金に関するベンチマーク実験を行った。厚さ5~25cmの実験体系にパルス状D-T中性子を入射し、体系から漏洩してくる中性子のエネルギースペクトルを0度及び25度の2つの角度点において飛行時間法により測定した。中性子の検出効率は、ベリリウム及び黒煙からの漏洩中性子スペクトル、Cf-252の核分裂スペクトル、水素の弾性散乱を利用して実験的に、そしてSCINFULコードによる計算も併用して決定した。測定した中性子スペクトルは、MCNP輸送計算コード及びJENDL-3.2,JENDL Fusion File,EFF-3,FENDL/E-1.0の4種の評価済み核データファイルによる計算値と比較した。その結果、すべての計算値は実験値とおおむね一致した。

論文

Users' requirements for IFMIF

野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*

Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:16.76

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、Li$$_{2}$$O及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。

報告書

MA核種の高速中性子核分裂断面積の測定

平川 直弘*

PNC-TJ9601 98-002, 115 Pages, 1998/03

PNC-TJ9601-98-002.pdf:2.57MB

新しい核燃料サイクルの一つとして考えられているアクチニドリサイクルにおいては、炉心燃料にマイナーアクチニド(MA:Np,Am等)を比較的多く含有することとなるため、これらMAの高速炉の炉心特性への影響を精度良く評価することが不可欠となる。そのためには、正確なMAの核反応断面積が必要である。そこで本研究ではMA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定を実施した。本研究では、まず、高精度で高時間分解能を持つ測定手法の開発を行った。本研究で開発したあるいは実験的な改良を加えたものは以下の通りである。(1)密封型核分裂計数管の開発、(2)Li中性子発生ターゲットの高強度化、(3)飛行時間系測定回路の高時間分解能化、(4)高質量のMA(Np237,Am241,Am243)試料の導入と(5)高純度のウラン試料の導入である。これらの改良された測定装置並びに試料を用いて、本研究では、まず、Np237に対する核分裂断面積測定を実施し、10-100keVの中性子エネルギー領域に対するNp237の核分裂断面積を測定した。さらに、Am241及びAm243については、kt=25.3keVのMaxwell分布を持つ中性子スペクトル平均の核分裂断面積を測定した。

論文

迷路漏洩実験の線源中性子スペクトル

坂本 幸夫; 田中 進; 中島 宏; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 高田 弘; 田中 俊一; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 中村 尚司*; et al.

原子核研究, 41(3), p.95 - 99, 1996/06

TIARAの中性子迷路漏洩実験で陽子ビームの照射を受ける銅ターゲットの線源特性を明らかにするため、種々の放射化検出器で測定された角度依存の放射化量を再現する線源中性子スペクトルをSAND-IIコードによるアンフォールディング法で算出した。同コードのライブラリーにはない20~70MeVのエネルギー領域での断面積データを整備するとともに、初期値として入力する線源スペクトルはNMTCで算出した。この結果、銅ターゲットからの角度依存の線源中性子スペクトルの絶対値を評価することができた。TIARAでの中性子スペクトル測定実験の解析と同様に、NMTCのスペクトルは再現したスペクトルに比べて30MeV以上で過大となっている。90度より後方では、初期スペクトルに床面からの散乱中性子の寄与が入っていないため、アンフォールディングが収束せずスペクトルは振動している。

論文

厚いターゲットからの生成中性子スペクトル測定と解析

明午 伸一郎; 高田 弘; 中島 宏; 佐々 敏信; 田中 進; 湊 和生; 小野 慎二*

原子核研究, 41(3), p.49 - 57, 1996/06

加速器施設の遮蔽研究においては、線源となる厚いターゲットから放出される中性子のエネルギースペクトルが重要であるが、測定例が少なくそれらの大半がアンフォールディング法を用いているので測定の精度は必ずしも十分ではない。そこで、本研究では飛行時間法を用いて、入射粒子の飛程よりも厚いターゲットにおける中性子スペクトルの測定を行った。入射粒子はP、$$alpha$$、Cであり、それぞれのエネルギーは68、100、220MeVである。実験で得たスペクトルのエネルギー分解能と収量の誤差は、放出エネルギー20MeV以下の領域において10%以下と良好であった。本研究ではまた、量子論的分子動力学法モデルに統計崩壊を考慮したコードを用いて中性子スペクトルを計算し、実験値との比較を行った。計算結果は、陽子をCターゲットに入射する場合では実験と良く一致したが、その他の場合については実験と2倍以上の差があることがわかった。

論文

核内カスケードモデルを用いた陽子入射実験解析

高田 弘

原子核研究, 41(3), p.39 - 47, 1996/06

68MeV陽子を厚いC、Au及びCuターゲットに入射した場合の中性子スペクトルについて、NMTC/JAERIとMCNP-4Aから成る高エネルギー核子・中間子輸送計算コードシステムを用いて、前平衡過程を導入した場合(3STEPオプション)と反射・屈折及び媒質効果を考慮した核子・核子散乱断面積による原子核の平均場の効果を導入した場合(ISOBARオプション)の2通りの解析計算を行った。3STEPオプション計算は45°より後方では全エネルギー範囲について実験と良く一致したが、0°~30°方向では20MeV以上の中性子放出を実験よりも極端に大きく評価した。一方、ISOBARオプション計算は、3STEPオプション計算に生じた前方角度の不一致を良く改善し、後方角度でも実験とかなり良く一致した。この結果、原子核の平均場の効果を考慮することにより、NMTC/JAERI-MCNP-4Aコードシステムの計算精度の向上が確認できた。

報告書

弥生炉の標準照射場を用いたHAFM等の校正照射

井口 哲夫*

PNC-TJ9602 96-004, 49 Pages, 1996/03

PNC-TJ9602-96-004.pdf:1.53MB

高速炉の新型中性子ドシメトリー手法であるヘリウム蓄積型中性子フルエンスモニター(HAFM)の測定精度評価、及びタグガスの放射化分析による高速炉の燃料破損検出法への適用性評価を目的として、東京大学工学部附属原子力工学研究施設の高速中性子源炉「弥生」の標準照射場を用い、これらの試料の校正照射を行った。HAFM試料の照射では、炉心中央(Gy孔)に、93%濃縮ボロン1mg入りバナジウムカプセル、また高速中性子柱実験孔(FC孔)に、同仕様の濃縮ボロンカプセル、天然ボロン10mg入りカプセル、天然ボロンチップ、96%濃縮6LiF熱蛍光線量計素子が装荷された。これらの照射場の中性子束及び中性子スペクトルは、Al, Fe, Co, Ni, Cu, Ti, In, Au, 235U, 237Np等を用いた放射化箔法でモニターされ、平成8年3月末現在、照射された0.1MeV以上の中性子フルエンスは、Gy孔で$$sim$$1.0$$times$$10の17乗n/cm2(積算炉出力$$sim$$78kWh相当)、またFCで$$sim$$3.4$$times$$10の14乗n/cm2(積算炉出力$$sim$$160kWh相当)に達している。一方、ステンレス鋼製カプセルに封入されたKr、Xeベースのタグガス試料(単体型と小径型の2種類)について、Gy孔で、積算炉出力$$sim$$9kWh及び$$sim$$7kWhの2回の標準照射を行い、照射直後から各試料のガンマ線スペクトル測定を行った。タグガスの封入されていないダミーカプセルの測定スペクトルと比較した結果、タグガスの放射化で生成された79Krや125Xeなどの放射性核種からのガンマ線光電ピークを明確に同定でき、燃焼計算の精度評価に有用なベンチマーク実験データが得られた。

61 件中 1件目~20件目を表示