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論文

Determination of fusion barrier distributions from quasielastic scattering cross sections towards superheavy nuclei synthesis

田中 泰貴*; 成清 義博*; 森田 浩介*; 藤田 訓裕*; 加治 大哉*; 森本 幸司*; 山木 さやか*; 若林 泰生*; 田中 謙伍*; 武山 美麗*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(1), p.014201_1 - 014201_9, 2018/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.79(Physics, Multidisciplinary)

ガス充填型反跳生成核分離装置GARISを用いて$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb, $$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb, $$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応系における準弾性散乱断面積の励起関数を測定した。これらのデータから融合障壁分布を導出し、チャンネル結合計算と比較した。$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb及び$$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb反応の障壁分布のピークエネルギーはそれらの反応系における2中性子蒸発断面積のピークエネルギーと良く一致し、一方$$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応の障壁分布のピークエネルギーは4中性子蒸発断面積のピークエネルギーより少し下に現れることが判った。この結果は超重核合成の際の最適ビームエネルギーの予測に役立つ情報を与える。

論文

Inelasticity effect on neutron scattering intensities of the null-H$$_{2}$$O

亀田 恭男*; 佐々木 基弥*; 臼杵 毅*; 大友 季哉*; 伊藤 恵司*; 鈴谷 賢太郎; 福永 俊晴*

Journal of Neutron Research, 11(3), p.153 - 163, 2003/09

水H$$_{2}$$OのTOF中性子回折におけるH(軽水素)からの非弾性散乱の効果を、D$$_{2}$$O(重水)と混合することで干渉性散乱強度をゼロにして、構造と関係ない非干渉性(-非弾性)散乱のみを観察することで、直接調べた。

報告書

高速炉用共分散データの改良

柴田 恵一*; 長谷川 明*

JNC-TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB

平成8$$sim$$10年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。

論文

Recent progress of nucleon-meson transport code development at JAERI

高田 弘

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.929 - 938, 1999/00

原研の中性子科学研究計画における標準核設計ツール整備の一環として、核子・中間子輸送コードNMTC/JAERI97の核反応計算部及び輸送計算部の両方について改良を行った。核反応計算については、アイソバー共鳴モデル、ストリングモデル及び摂動QCDモデルに基づく原子核反応計算モデル(JAM)を組み込んで、適用エネルギー範囲を従来の3.5GeVから200GeVに拡張した。24GeV陽子を入射した厚い水銀ターゲットの円筒側面における$$^{209}$$Bi(n,4n)$$^{206}$$Bi反応率分布について、計算結果は実験値とおおむね良く一致し、その実用性が確認できた。輸送計算部については、20~100MeV領域の中性子微分弾性散乱断面積データを光学ポテンシャルによる計算値に変更し、弾性散乱の後方成分を正確に考慮できるようにした。鉄などの遮蔽体における43及び68MeV準単色中性子の透過スペクトル測定実験の解析計算を行い、C/E値が従来よりも顕著に向上することを確認した。

論文

Some comments for cross section data of iron around 15 MeV

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 34(3), p.1013 - 1017, 1998/11

原研FNSで実施した鉄ベンチマーク実験の解析をJENDL Fusion File,FENDL/E-1.1,EFF-3.0ライブラリーを用いてDORTコードで行い、10MeV以上の中性子束の体系深部での大きな過小評価の原因を検討した。その結果、FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileの鉄のデータのうち15MeV付近の弾性散乱の角度分布を最も前方の強いEFF-3.0の$$^{56}$$Feのデータと置き換えたライブラリーを用いると、10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価が大幅に改善されることがわかった。また、FENDL/E-1.1の鉄のデータと比べ、15MeV付近でJENDL Fusion fileの(n,2n),(n,np)反応断面積はそれぞれ9%、28%過大、EFF-3.0の非弾性散乱断面積では5%過小で、これらも10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価の要因であることを明らかにした。

報告書

Programs OPTMAN and SHEMMAN version 5, 1998; Coupled channels optical model and collective nuclear structure calculation

Sukhovitskii, E. S.*; Y.Porodzinskii*; 岩本 修; 千葉 敏; 柴田 恵一

JAERI-Data/Code 98-019, 48 Pages, 1998/05

JAERI-Data-Code-98-019.pdf:2.46MB

プログラムOPTMANはベラルーシの放射線物理化学研究所において光学模型計算のツールとして開発され、核データ評価に使用されてきた。このコードは20年以上にわたり改良が加えられ、多くのオプションが追加されてきている。近年ISTCプロジェクトのもと日本の財政支援によってマイナーアクチナイドの核データ評価に使用され成功を収めている。プログラムSHEMMANは集団原子核構造を計算し、原子核ハミルトニアンのパラメータを推定する。得られたパラメータはOPTMANによる光学模型計算に使用される。このレポートはこの2つのコードの使用方法について、報告を行う。

報告書

Super-Phenix Benchmark used for Comparison of PNC and CEA Calculation Methods,and of JENDL-3.2 and CARNAVAL IV Nuclear Data

Hunter

PNC-TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-015.pdf:3.14MB

本研究は、CEAから提供されたSuper-Phenixの起動試験炉心ベンチマークデータを動燃が解析した成果であり、動燃-CEA共同研究の一環として実施されたものである。動燃によるSuper-Phenixの解析結果を、CEAの解析結果及び実験測定値と比較したところ、CEAのC/E(解析/実験)値が系統的な径方向依存性を示すのに対して、動燃のC/E値はその30$$sim$$40%しかなく非常に小さいことが判明した。CEAが原因を検討した結果、両者のC/E値径方向依存性の違いの主たる要因は、使用した核データセット(JENDL-3.2CARNAVAL-IIII)にあると結論された。本検討の最終段階として、動燃はこの2種の核データセットの違い詳細に検討するために、感度解析を実施した。中性子束分布計算で用いた解析コードは2次元RZまたは3次元Hex-モデルのCITATIONとMOSESコードである。JENDL-3.2CARNAVAL-IIIIの違いに対する感度解析は、SAGEPコードを用いて行われた。ここでは、両者のエネルギー構造を統一するための縮約操作を施す必要があり、また、両者の核断面積の定義には幾つか食い違いがあることが分かった。感度解析の結果、JENDL-3.2とCARNAVAL-IIIIのC/E値径方向依存性の違いの原因は、少数の核種による寄与であることが判明した。両者の核データの比較結果は以下のとおりである。核分裂当たりの中性子発生数$$nu$$の違いは小さい($$<$$5%)。低エネルギーでの核分裂断面積差は大きい($$<$$30%、代表値$$<$$10%)。下方散乱断面積は相対差としては大きい違いがあるが、絶対値の差は自群散乱と比較すれば無視できる。自群散乱の相対差は75%程度まであり、一般には20%以下である。捕獲断面積の違いは非常に大きく、30$$sim$$200%まで見られた。

報告書

An Investigation of discretization errors for mesh centered finite difference approximations to the transport equation using a spherical harmonic expansion of the flux

Fletcher, J. K.

PNC-TN9410 97-065, 25 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-065.pdf:0.75MB

位置r、単位方向ベクトル$$Omega$$の中性子束を$$psi$$(r, $$Omega$$)と定義すると、多群輸送方程式は次式で表される。ただし、$$sigma$$t(r)、はそれぞれ、全断面積、方向$$Omega$$1 から$$Omega$$への散乱断面積、生成断面積を表し、また、$$kappa$$は臨界係数を、$$Q$$(r,$$Omega$$)は外部中性子源を表す。そして、この方程式を次の球面調和関数展開を用いて解く。ここで、$$P$$$$_l^{m}$$(cos $$theta$$)はオーダー$$l, m$$のルジャンドル陪関数で、$$theta$$$$phi$$はそれぞれ方向$$Omega$$の仰角及び方位角を表す。NはPN近似の次数を表す。三角関数の多項式である球面調和関数の直交性と漸化式を用いることにより、展開係数とに関する1階の微分方程式が導かれる。$$l$$が奇数の項を消去することにより、拡散方程式の場合に用いられるような通常の有限差分法により解くことの可能な、2次の微分方程式が導かれる。メッシュ誤差低減は、その記述式の高次の差分項を保持したまま、2次式を用いて数値的に近似することにより行われる。当手法の採用により、メッシュ誤差は大幅に減少され、他の手法、特にモンテカルロ法により得られたものに匹敵する結果を直接計算することが可能となった。

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

Sensitivity analysis of JENDL-3.2 based on benchmark calculations for fast reactors

Z.Pintai*; 高野 秀機

JAERI-Research 96-010, 72 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-010.pdf:2.01MB

JENDL-3.2は、JENDL-3.1より高速炉核計算への適用性が良く、それらの主な特徴は次のようである。(1)JENDL-3.2におけるPu-239の核分裂スペクトル、U-238の非弾性散乱断面積の再評価により、Pu炉心の実効増倍率が改善されている。(2)JENDL-3.2による大型ウラン炉心ZPR-6-6Aの実効増倍係数は実験値との一致がよい。これは、JENDL-3.2のU-235共鳴捕獲積分値が、JENDL-3.1より14%小さく評価されたためである。(3)ENDF/B-VIとJENDL-3.2のU-238非弾性散乱断面積の相違は、実効増倍計数に平均して1.4%の大きな影響を及ぼした。これは、両者で分離レベルと連続レベルの評価は極めて大きな相違があるためである。

論文

Experimental work and facilities in Japan

山内 良麿

Proc. of a Specialists Meeting on Neutron Cross Section Standards for the Energy Region above 20 MeV, p.57 - 64, 1991/00

20MeV以上のエネルギー領域における標準中性子断面積に関するNEANDC専門家会合において、原研での28.2MeV中性子の$$^{12}$$Cによる散乱断面積の測定、原研での実験装置、測定方法を中心に、日本でのこの分野の研究と実験施設についての報告である。中性子断面積の絶対値を出すためには、標準中性子断面積への規格化や標準中性子断面積による中性子検出効率の決定が必要であり、その1つである$$^{7}$$Li(p,n)$$^{7}$$Be反応標準断面積の現状についても言及する。又中性子検出効率を求める有力な方法の1つとして、D(d,n)$$^{3}$$He反応から放出される中性子と$$^{3}$$He粒子の同時計数法に関する原研での計画についても述べる。

論文

The Effect of self-shielding of the iron inelastic scattering cross section on neutron spectra

高野 秀機; 金子 邦男*

Nuclear Science and Engineering, 77, p.250 - 256, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽因子を評価済み核データファイルENDF/B-IVとJENDL-2から計算し、その遮蔽効果が中性子スペクトルへ及ぼす影響を、高速炉臨界集合体ZPR-3-54とMZBに対して調べた。この遮蔽効果はスチール反射体中で顕著で、スペクトラムをより固くすることがわかった。反応率分布はこの遮蔽効果を考慮することによって、ブランケット部と反射体部において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$$$sigma$$fと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$sigma$$fに対しては小さく、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$$$sigma$$fに対してはより大きくなることが分った。 この鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽効果は、原子炉の遮蔽計算や鉄の集合体におけるスペクトラム実験解析においては考慮されるべきものである。

報告書

Bibliography for thermal neutron scattering; Fifth edition, 1976

坂本 正誠; 千原 順三; 中原 康明; 角谷 浩享*; 関谷 全*; 後藤 頼男

JAERI-M 6857, 287 Pages, 1976/12

JAERI-M-6857.pdf:13.27MB

この文献集は熱中性子散乱と、それに関連する凝縮系の動力学的性質についての測定、計算、論評や基礎的研究についての文献を集めたものである。今回は第5版で1975年末までに収集した約2700件の文献を収めている。収集文献は計算機により物質別に分類されており、熱中性子散乱断面積の評価と、物性の研究に広く役立っている。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,2; 熱中性子散乱断面積の処理

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では平成25年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、平成26年度の進捗内容として、熱中性子散乱断面積の処理について報告する。JENDL-4.0でS($$alpha$$,$$beta$$)が含まれる全物質に対し、FRENDYとNJOYでポイントワイズの熱中性子散乱断面積を作成し、比較した。その結果、FRENDYの熱中性子散乱断面積の処理が妥当であることを確認した。

口頭

ウラン濃縮度の異なる2つの体系での鉛ボイド反応度価値に関するシリーズ実験

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

no journal, , 

鉛の散乱断面積の積分評価に資する新たなベンチマークデータを取得するため、米国National Criticality Experiments Research Center (NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、複数の実験体系において鉛ボイド反応度価値に関するシリーズ実験を行っている。鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的な実験データセットを得るように、燃料組成の異なる(高濃縮ウラン, 低濃縮ウラン, プルトニウム)体系を構成した。本報では、シリーズ実験の全体概要とこれまでに測定が終了した濃縮度の異なる2つのウラン体系での結果について報告する。JENDL-4.0及びENDF/B-VII.1による実験解析では、低濃縮ウラン体系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン体系では大きな差異が判明した。

口頭

Generation of thermal neutron scattering cross section from evaluated nuclear data

多田 健一

no journal, , 

本発表では、熱中性子散乱データを処理する際の参考になることを目的とし、評価済み核データの概要と、評価済み核データから断面積ライブラリ作成までの核データ処理の流れとその手法を解説する。また、評価済みデータではなく、熱中性子散乱の実験データや解析結果から断面積ライブラリを作成する際に必要なデータや処理の流れについても併せて解説する。

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