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論文

Development of a high-efficiency proton recoil telescope for D-T neutron fluence measurement

谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.417 - 421, 2018/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

放射線標準施設(FRS)に整備された14.8MeV単色中性子校正場の中性子フルエンスを測定するために、一組のラジエータ、$$Delta$$E検出器及びE検出器からなる高効率反跳陽子テレスコープ(PRT)を開発した。ラジエータには、2mmの厚いプラスチックシンチレーション検出器を採用することにより、検出効率を向上させるとともに、ラジエータ内での反跳陽子のエネルギー損失を補償可能とした。$$Delta$$E及びE検出器には、それぞれ150$$mu$$m及び3mmの有感層を持つシリコン半導体検出器を採用した。ラジエータ-E検出器間の距離を、50mm, 100mm及び150mmに変化させたときの検出効率を14,8MeV校正場での試験結果を基に評価した。検出効率は、距離の減少とともに、最大3.7$$times$$10$$^{-3}$$まで増加した。これは、通常のPRTよりも数桁高く、FRSの14.8MeV校正場での中性子フルエンス測定が数時間で可能な検出効率である。

論文

Verification of tritium production evaluation procedure using Monte Carlo code MCNP for in-pile test of fusion blanket with JTMR

長尾 美春; 中道 勝; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.829 - 835, 2000/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.55

核融合炉ブランケット炉内試験において、照射試験体内に装荷したトリチウム増殖材領域のトリチウム生成量評価のため、モンテカルロ(MCNP)コードを用いた評価手法の検証を行った。本検証のため、予備照射試験として、リチウム-アルミニウム合金を用いたトリチウムモニタ及び中性子フルエンスモニタを3次元的に複数個装荷した照射試験体を製作し、JMTRにおいて照射し、各々のモニタの測定結果とMCNPによる計算結果との比較評価を行った。中性子フルエンスモニタによる高速中性子束の測定値とMCNP計算値を比較した結果、誤差は$$pm$$10%以内と比較的良く一致した結果が得られ、トリチウム生成量評価の技術的な見通しを得ることができた。本国際会議では、トリチウムモニタによる測定値とMCNP計算値との比較結果についても報告する。

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

He蓄積型中性子フルエンスモニタの測定精度

伊藤 主税; 吉川 和伸*; 青山 卓史

PNC-TN9410 98-008, 32 Pages, 1998/01

PNC-TN9410-98-008.pdf:0.79MB

高速炉における中性子照射量の測定精度向上と高速炉用構造材のHe生成量の直接測定を目的としてHe蓄積型中性子フルエンスモニタ(HAFM)の開発を行っている。本手法の測定精度については、これまでにHe含有試料を用いてHAFM測定装置を較正し、誤差5%以内でHe原子数を測定できることを確認している。本研究では、次のステップとして、HAFMによる中性子照射量の測定精度を評価するため、東京大学「弥生」炉の標準中性子場で濃縮BおよびBe素子のHAFMを全中性子照射量で10の15乗$$sim$$10の17乗n/cm2照射し、He原子数を測定して放射化箔法により別途求めたHe生成量と比較した。また、これらのHAFMの一部は九州大学において独立に測定され、両者の相互比較により測定値の確認を行った。本研究で得られた主要な成果は以下のとおりである。(1)濃縮B素子HAFMの測定値(M)とHe生成量評価値(C)を比較した結果、10keV$$sim$$1MeVの中$$sim$$高エネルギー領域、10keV以下の低エネルギー領域のいずれの中性子に対してもM/Cは0.98$$sim$$1.03であり、測定誤差5%以内で中性子照射量を測定できることがわかった。(2)B素子HAFMの測定値とHe生成量評価値を比較した結果、1MeV以上の高エネルギー領域の中性子に対してM/Cは0.96であり、B素子と同様に測定誤差5%以内で中性子照射量を測定できることがわかった。(3)動燃および九州大学によるB素子HAFMの測定結果は、実験誤差の範囲内で一致し、測定値の信頼性が確認でされた。

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。

報告書

高速炉炉体まわり遮蔽効果評価実験(I)

岡 芳明*

PNC-TJ2602 87-002, 30 Pages, 1987/03

PNC-TJ2602-87-002.pdf:2.07MB

ポリエチレン板のラジエターとCR-39などのポリカーボネイト板を組合せた陽子反跳型の固体飛跡検出器は,高速中性子の個人モニターとして保健物理分野で近年盛んに研究され利用されつつある。 この検出器は素子のサイズも小さく,かつ約0.1M-V以上の高速中性子のみを高感度で検出できる可能性を持っており,遮蔽実験特にストリーミング実験に有用であると思われる。 ここではAm-Beや14M-V中性子源を用いた校正実験により,その感度の精度,方向依存性を検討した。 次にこの検出器をFBR燃料集合体の下部の遮蔽プラグのストリーミング測定に利用した。 得られた主な結論は次のとおりである。 1.この検出器は,遮蔽実験に使用できる。精度は相対測定を行う場合5%以下,絶対値の比較行う場合は20%以下と思われる。 2.高速中性子フルエンスとして5$$times$$107n/CM2$$sim$$108n/CM2の照射が適当である。 3.入射方向依存性があるので(20%程度)なるべく垂直入射に近い条件で用いるのがのぞましい。 4.14K-V中性子線源を用いて,水素を含有する体系内で測定を行う場合は0.5mm厚程度の鉄などでカバーをすることがのぞましい。 5.遮蔽プラグストリーミング実験に利用したところ,減衰中やストリーミング係数を求めるのに有用であることがわかった。

論文

Measurement of neutron fluence above 0.1MeV with the dosimeter $$^{9}$$$$^{3}$$Nb(n,n´)$$^{9}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Nb

桜井 淳

Nuclear Technology, 57(6), p.436 - 441, 1982/00

ドシメータ$$^{9}$$$$^{3}$$Nb(n,n´)$$^{9}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Nbは、0.1MeV以上の中性子フルエンスを測定する上で、いくつかの利点をそなえている。すなわち(1)反応のしきいエネルギーが30KeVと低い、(2)アイリマーの半減期が13.6年と長い、(3)中性子断面積の形が中性子照射損傷関数の形と類似している。そのために、このドシメータを使って軽水炉圧力容器部の、0.1MeV以上の中性子フルエンスを測定する試みがなされている。このドシメータを使って原研JMTRのベリリウム反射体第2層目(J-12)の、0.1MeV以上の中性子フルエンスを測定し、ドシメータ$$^{5}$$$$^{4}$$Fe(n,p)$$^{5}$$$$^{4}$$$$^{M}$$nで測定した結果と比較した。$$^{9}$$$$^{3}$$Nb(n,n´)$$^{9}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Nbで測定した0.183MeV以上の中性子フルエンスは、$$^{5}$$$$^{4}$$Fe(n,p)$$^{5}$$$$^{4}$$$$^{M}$$n反応で測定した値およびJMTR核計算で算出した値よりも23%大きい。$$^{9}$$$$^{3}$$Nb(n,n´)$$^{9}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Nb反応で計測した0.1MeV以上の中性子フルエンスの不確定は、使用した中性子スペクトル、中性子断面積、半減期およびKX-線分岐比の全不確定を考慮しても30%以下である。

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