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報告書

Comparison of fission and capture cross sections of minor actinides

中川 庸雄; 岩本 修

JAERI-Data/Code 2002-025, 134 Pages, 2003/01

JAERI-Data-Code-2002-025.pdf:3.48MB

JENDL-3.3に与えられているマイナーアクチニドの核分裂断面積と捕獲断面積を他の評価済みデータ及び実験データと比較した。データを比較した核種は、Th-227,228,229,230,233,234,Pa-231,232,233,U-232,234,236,237,Np-236,237,238,Pu-236,237,238,242,244,Am-241,242,242m,243,Cm-242,243,244,245,246,247及び248の合計32核種である。本レポートでは、これらの核種の断面積図と、0.0253eVにおける断面積及び共鳴積分値の表を示す。

報告書

Re-evaluation of neutron nuclear data for $$^{242m}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{99}$$Tc and $$^{140}$$Ce

中川 庸雄; 岩本 修; 長谷川 明

JAERI-Research 2002-035, 94 Pages, 2002/12

JAERI-Research-2002-035.pdf:2.73MB

重要マイナーアクチニド核種である$$^{242m}$$Am及び$$^{243}$$Amと核分裂生成物核種$$^{99}$$Tc及び$$^{140}$$Ceについて、JENDL-3.2に与えられている評価済核データを最近の測定データや評価済みデータと比較・検討を行った。その結果、データの問題点を抽出し、その改善を行った。$$^{242m}$$Amと$$^{243}$$AmについてはMaslov et al.による最近の評価値が優れていることがわかり、それをさらに改善して再評価値とした。$$^{99}$$Tcと$$^{140}$$Ceについては、共鳴パラメータや計算に使用する光学模型パラメータの改善などを行い、連続領域の断面積も再計算し、JENDL-3.2のデータを改善した。データは10$$^{-5}$$eVから20MeVで与え、ENDF-6フォーマットで編集した。今回の結果は、JENDL-3.3に採用された。

報告書

Curves and tables of neutron cross sections in JENDL-3.3

中川 庸雄; 川崎 弘光*; 柴田 恵一

JAERI-Data/Code 2002-020, 327 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-020-Part1.pdf:12.62MB
JAERI-Data-Code-2002-020-Part2.pdf:18.38MB

JENDL-3.3に収納されている337核種の中性子断面積を図と表で示した。表には、0.0253eVと14MeVの断面積,マックスウェル平均断面積(kT=0.0253eV),共鳴積分値,核分裂中性子スペクトル平均値を示した。また、典型的な炉心の中性子スペクトル平均値も示した。さらに、核分裂あたりの遅発中性子数と全中性子数を図で示した。

報告書

熱中性子線照射場における検出器固定用ジグ材料の熱中性子散乱線の評価

清水 滋; 根本 久*; 黒沢 浩二*; 吉澤 道夫

JAERI-Tech 2000-041, 31 Pages, 2000/05

JAERI-Tech-2000-041.pdf:1.35MB

熱中性子線の放射線発生場において、基準フルエンス率の測定または放射線測定器の校正を行う場合には、検出器を指定する材料からの散乱線の影響が問題となる。本研究は、固定用ジグとして一般的に用いられる7種類の平板材料を用いて、各材料から発生する熱中性子散乱線の特性を実験及び計算により明らかにした。測定には、球形BF$$_{3}$$比例計数管を用いた。熱中性子散乱線の評価は、材料の大きさ及び材料と検出器の距離を変化したときの散乱線フルエンス率を測定し、入射した一次線フルエンス率との比を散乱割合として求めた。さらに各材料の熱中性子断面積の計算を行い、巨視的断面積及び材料中の平均衝突回数と実験で得られた散乱割合との関係を考察した。この結果、熱中性子散乱線を低減できる材料の選定と使用条件を決定し、校正精度の向上が図れることになった。

論文

Evaluation of covariance data for chromium, iron and nickel contained in JENDL-3.2

S.Oh*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.66 - 75, 1998/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.3(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.2に収納されている$$^{52}$$Cr、$$^{56}$$Fe、$$^{58}$$Ni及び$$^{60}$$Niの中性子断面積の共分散を評価した。考慮した反応は、(n,2n)、(n,n$$alpha$$)、(n,np)、(n,p)、(n,d)、(n,t)、(n,$$alpha$$)のしきい反応、共鳴領域以上の放射性捕獲反応及び離散・連続準位への非弾性散乱である。本作業により、共分散評価のガイドライン及び方法が確立された。断面積が多くの実験値を基に評価された反応については、一般化最小自乗フィットコードGMAを用いて共分散を推定した。核反応模型により断面積が評価された場合は、ベイズ統計に基づき断面積及び模型パラメータの共分散を算出するKALMANコードを核反応模型コードEGNASH及びCASTHYとともに用いた。数パーセントから30パーセントに及ぶ評価された断面積誤差は妥当であり、相関行列も納得できる傾向を示している。評価された共分散の正当性を確認する厳密な方法はないが、本作業で用いられた方法はJENDL-3.2に基づく共分散ファイルを作成するのに適している。

報告書

Curves and tables of neutron cross sections in JENDL-3.2

柴田 恵一; 中川 庸雄; 菅野 秀満*; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-003, 752 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-003.pdf:15.95MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納した340核種の中性子断面積を図と表の形でまとめた。図には、全断面積、弾性散乱断面積及び中性子捕獲断面積の70群の平均値も示した。表には、JENDL-3.2から計算した熱中性子エネルギー断面積、14MeV断面積、共鳴積分値、マックスウェル及び核分裂スペクトル平均断面積を与えた。

論文

JENDLドシメトリー・ファイルに収納された$$^{93}$$Nb(n,n')$$^{93m}$$Nb及び$$^{199}$$Hg(n,n')$$^{199m}$$Hg反応の中性子断面積

桜井 淳

日本原子力学会誌, 39(3), p.231 - 236, 1997/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

$$^{93}$$Nb(n,n')$$^{93m}$$Nb及び$$^{199}$$Hg(n,n')$$^{199m}$$Hg反応の中性子断面積及びコバリアンス・マトリックスの評価手順について詳細に記述してある。$$^{235}$$U核分裂中性子スペクトルに対する平均断面積は、$$^{93}$$Nb(n,n')$$^{93m}$$Nb反応に対して0.99、$$^{199}$$Hg(n,n')$$^{199m}$$Hg反応に対して0.86である。これらのデータは、JENDL Dosimetry File及びその改良版に収納されている。$$^{93}$$Nb(n,n')$$^{93m}$$Nb反応は、原子炉圧力容器のサーベイランス・ドシメトリーに有用である。$$^{199}$$Hg(n,n')$$^{199m}$$Hg反応は、臨界実験装置のような低い中性子束での照射場における高速中性子測定に有用である。特に、$$^{199}$$Hg(n,n')$$^{199m}$$Hg反応の評価済み中性子断面積は、評価済み中性子データファイルに初めて導入されたものである。

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

報告書

Evaluation of resolved resonance parameters of fission product nuclides with atomic numbers Z=46-51 for JENDL-3.2

中島 豊

JAERI-Data/Code 96-027, 152 Pages, 1996/08

JAERI-Data-Code-96-027.pdf:4.34MB

JENDL-3.2のため原子番号Z=46~51の核分裂生成核種の分離共鳴パラメータの評価を行った。評価した核種は、Pd、Ag、Cd、In、Sbの安定核とAg-110mである。評価は概ねJENDL-2をベースに行ったが、JENDL-2にデータのない核種はMughabghab達の推奨値をもとに行った。JENDL-2の評価を行った1982年以降に測定されたデータも考慮した。また全ての共鳴準位のスピンを実験値あるいは共鳴パラメータの統計的性質を利用したランダムサンプリング法により決定した。また共鳴を生成する入射中性子の角運動量を実験値あるいはS波及びP波の強度関数を用いてベーズの定理により決定した。共鳴の捕獲積分断面積、熱中性子断面積や共鳴積分の測定値を再現するように共鳴パラメータを評価した。評価値はENDF-5とENDF-6フォーマットでJENDL-3.2に編集した。

論文

Evaluation of neutron cross sections of hydrogen from 20MeV to 1GeV

千葉 敏; 森岡 信一*; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(8), p.654 - 662, 1996/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.24(Nuclear Science & Technology)

20MeVから1GeVのエネルギー領域で、水素($$^{1}$$H)の中性子断面積の評価を行った。全断面積は一般化最小二乗法とphase-shiftデータを用いて評価し、共分散行列も導出した。弾性散乱および非弾性散乱断面積とそれらの角度分布もphase-shiftデータに基づいて行った。捕獲反応断面積は逆反応断面積より詳細釣り合いの原理に基づいて評価した。今回評価されたデータは実験値、およびENDF/B-VIの評価値とも良く一致している。

報告書

JENDLドシメトリーファイルに収納された$$^{93}$$Nb(n,n′)$$^{93m}$$Nbおよび$$^{199}$$Hg(n,n′)$$^{199m}$$Hg反応の中性子断面積

桜井 淳

JAERI-Research 94-005, 16 Pages, 1994/08

JAERI-Research-94-005.pdf:0.63MB

JENDL Dosimetry Fileに収納された$$^{93}$$Nb(n,n′)$$^{93m}$$Nbおよび$$^{199}$$Hg(n,n′)$$^{199m}$$Hg反応の中性子断面積およびコバリアシス・マトリックスの評価手順が詳細に記述されている。$$^{235}$$U核分裂スペクトル平均断面積のC/Eは、$$^{93}$$Nb(n,n′)$$^{93m}$$Nb反応に対して0.99であり、$$^{199}$$Hg(n,n′)$$^{199m}$$Hg反応に対して0.86である。

報告書

Initial results from neutron yield measurements by activation technique at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; 池田 裕二郎; 森岡 篤彦

JAERI-M 94-002, 25 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-002.pdf:0.92MB

JT-60Uにおいて、1放電当りの積算中性子発生量を、シリコン、アルミニウム、銅、亜鉛、ニッケルの箔を用いた中性子放射化法により測定した。モンテカルロ法(MCNPコード)を使用した中性子輸送計算により、照射位置での中性子フルエンスと中性子エネルギー分布を決定した。最近導入した、中性子放射化箔により高ポロイダルベータ実験時に、約100の箔を照射した。2.5MeV中性子発生量の初期測定結果は核分裂電離箱で測定した中性子発生量と良く一致することを確認した。上に示した箔のうち、インジウム箔が全中性子発生量測定に最も適しており、測定誤差は~15%である。重水素-重水素反応の2次生成物であるトリチウムと重水素との核融合反応で生じる14MeV中性子発生量の測定には、シリコンとアルミニウムが最も適しており、測定誤差は~15-20%である。測定されたトリトンの燃焼率は、0.5~1%であった。

報告書

Revision of the $$^{241}$$Pu Reich-Moore resonance parameters by comparison with recent fission cross section measurements

H.Derrien*

JAERI-M 93-251, 14 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-251.pdf:0.49MB

最近、$$^{241}$$Puの核分裂断面積がWagemans等によって測定された。彼らは、以前に報告されたデータに反して、熱中性子エネルギー領域の断面積が1/$$upsilon$$法則に従っていることを見つけた。その結果、核データ評価に使われた実験データの再規格化が必要になった。この再規格化を考慮にいれて、ENDF/B-VIに格納されている共鳴パラメータの改訂を行い、その結果、熱中性子エネルギーから300eVで核分裂断面積が平均約3%小さくなった。

論文

R-matrix analysis of neutron effective total cross section, fission cross section and capture cross section of $$^{233}$$U in the energy range from thermal to 150 eV

H.Derrien*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.379 - 397, 1994/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.34(Nuclear Science & Technology)

RマトリックスのReich-Moore近似を熱中性子エネルギーから150eVまでの中性子エネルギーにおける$$^{233}$$Uの中性子実効全断面積、核分裂断面積および捕獲断面積の解析に適用した。ベイズ定理に基づくコードSAMMYで実験データを解析し共鳴パラメータを求めた。共鳴パラメータから計算した断面積をグラフや表で実験データと比較する。共鳴パラメータの統計的性質を調べ、平均パラメータを求めた。共鳴パラメータは、ENDF-6フォーマットで与えられており、日本原子力研究所核データセンターとNEA Data Bank(OECD、パリ)から入手できる。

報告書

Database for $$^{238}$$U inelastic scattering cross section evaluation

神田 幸則*; 藤川 登*; 河野 俊彦*

JAERI-M 93-205, 52 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-205.pdf:0.89MB

$$^{238}$$Uの非弾性散乱断面積の評価値は、JENDL-3、END F/B-VI、JEF-2、BROND-2、CENDL-2間で相違がある。現状で世界の専門家が共通に納得しうる最良値を求めるための再評価作業が、国際協力で進行中である。本報告書は、既存データファイルの評価値間の相違を比較すると共に、再評価作業のための共通のデータベースを整備するために編集されたものである。

論文

Cross-section sensitivity study for the toroidal field coil shielding parameters in the ITER/OTR design

S.Zimin*

Fusion Technology, 24, p.168 - 179, 1993/09

ITER/OTRの超電導コイルにおける高速中性子フルエンス、電気絶縁材吸収線量、銅安定化材原子はじき出し損傷に対する核断面積の感度解析を実施した。Fe,Pb,H,Oに対する全感度をOTRとNETの感度解析結果と比較した。高速中性子束と吸収線量のPbに対する感度に関してはITER/OTRはOTRの場合と比べて各々3.5倍、1.2倍となった。Fe,H,Oに関してはその差は30%以下となった。遮蔽の観点から重要なエネルギー領域と断面積の種類が明らかになった。重要なエネルギー領域の断面積の誤差は10%以下にすべきことが指摘され、これによって内側遮蔽背後のコイルの遮蔽特性値の計算誤差を15-30%以下にすることができる。

報告書

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいて$$^{235}$$U核分裂率と$$^{238}$$U捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な$$gamma$$線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。$$^{235}$$U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。$$^{238}$$U捕獲反応率に関しては、$$^{243}$$Am-$$^{239}$$Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

報告書

Neutron transmission measurements on $$^{121}$$Sb, $$^{123}$$Sb, $$^{140}$$Ce and $$^{142}$$Ce in the resonance region

大久保 牧夫; 水本 元治; 中島 豊

JAERI-M 93-012, 44 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-012.pdf:1.37MB

原研リニアックの飛行時間測定装置を用いて、天然アンチモニ、天然セリウム、分離アイソトープSb-121、Sb-123、及びCe-142の中性子透過率を測定した。Sb-121,123については5.3keVまで、Ce-140,142については50keVまでの多数の共鳴の共鳴パラメータを得た。

報告書

Curves and tables of neutron cross sections of fission product nuclei in JENDL-3

中川 庸雄

JAERI-M 92-077, 530 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-077.pdf:15.41MB

JENDL-3に格納されている172核分裂生成物核種の中性子断面積を図と表で示した。データの評価はシグマ委員会のFP核データワーキンググループで行われたもので、10$$^{-5}$$eVから20MeVのエネルギー範囲でデータが与えられている。本報告には、それらのほとんど全ての断面積データを図で示した。また、38群エネルギー間隔で平均した断面積を表に示した。さらに他の表では、熱中性子断面積、共鳴積分値、マックスウェルスペクトル平均断面積、核分裂スペクトル平均断面積、14MeVの断面積、典型的な原子炉の中性子束での平均断面積および30keVのマックスウェルスペクトル平均断面積を示した。

論文

原研LINACの20年

益子 勝夫

Proc. of the 17th Linear Accelerator Meeting in Japan, 6 Pages, 1992/00

120MeV JAERI-LINACは、旧20MeV LINACの性能を増力し、主として中性子断面積測定用中性子源を建設するために自家製作により、1972年3月に完成した。同年8月から研究実験のため定常運転に入り1992年までの20年間を順調に運転してきた。リニアックの総運転時間は、31435.58時間であった。この20年間の運転期間の中で、LINACの保守整備、改良と改造が行われた。その結果は、LINACの設計、性能を大幅に超える120ncの最大出力を600PPSの最大パルス繰返し数において実現し、中性子断面積測定実験に大きく寄与した。また、LINACの設計、製作、保守、整備、改良、特性測定などの得られた結果について61件のレポート、論文の外部発表も行われ、原研リニアックの技術も保持された。リニアックの運転維持に関する組織、人員、予算などについてもまとめて報告する。

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