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報告書

Measurement of high-energy neutron fluxes and spectra around the J-PARC mercury spallation neutron target using multi-foil activation method

春日井 好己; 原田 正英; 甲斐 哲也; 大井 元貴; 明午 伸一郎; 前川 藤夫

JAEA-Data/Code 2015-033, 28 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-033.pdf:1.78MB

J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)の水銀を使った核破砕中性子源周りの高エネルギー中性子束及びスペクトルを、多数箔放射化法で測定した。この実験で使った中性子反応のしきい値は0.1から50MeVであった。実験における箔の照射は、2008年5月30日から31日にかけて実施されたMLFにおける初めてのビーム運転の際に行われたものである。照射後、各金属箔の放射能をHPGe検出器で測定し、中性子誘導反応のターゲット周りにおける反応率分布のデータを得た。これらのデータを使い、各測定位置における高エネルギー中性子束及びスペクトルをアンフォールディング法で導出した。その際、初期スペクトルとしてPHITSによる計算値を用いた。初期スペクトルとアンフォールディングスペクトルを比較したところ、計算結果(これはMLFのターゲット集合体の中性子工学設計の基礎となったものであるが)は、実験値に$$pm$$30%で一致することがわかった。

論文

Calibration of epithermal neutron beam intensity for dosimetry at JRR-4

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 櫻井 良憲*; 古林 徹*

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/10

JRR-4において熱外中性子を用いたホウ素中性子捕捉療法を実施するために、熱外中性子ビーム強度を$$^{197}$$Auの共鳴吸収ピーク(4.9eV)で放射化される反応率を用いて測定した。原子炉出力補正係数及び計算/実験(C/E)スケーリング係数は実際の照射実験とシミュレーションとを合わせるために不可欠である。初めに、最適な検出器位置はMCNPコードを用いて求めた。MCNP計算の結果はコリメータから20cm以上の距離に置いた時、コリメータに置かれた被照射体の影響は1%未満になることを示した。したがって、われわれは3つの金線モニターをセットするためのホルダーをコリメータから約70cm離れたビスマスブロックの近傍に設置した。2つのスケーリング係数はファントム内の熱中性子束と金線モニターの反応率を測定する較正実験において決定された。熱外中性子ビーム強度の較正技術は熱外中性子の医療照射に応用された。

論文

Measurements of deuteron-induced activation cross sections for IFMIF accelerator structural materials

中尾 誠*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 山内 通則*; 石岡 典子; 西谷 健夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2004), p.1489 - 1492, 2004/09

IFMIF(International Fusion Material Irradiation Facility)の設計では重陽子ビームによる加速器構成材料の放射化の評価が重要であるが、重陽子による放射化断面積の測定データは非常に少ない。そこでIFMIF加速器の構成材料として候補に挙がっているAl, Cu, Wについて、重陽子が入射した時に生成される主な放射性核種に対する放射化断面積の測定を日本原子力研究所高崎研究所TIARA施設のAVFサイクロトロンを用いて行った。スタックフォイル法を適用し、Al, Cu, Wの箔を交互に積層した試料を重陽子で照射することによって、23$$sim$$34MeVのエネルギー領域において1MeV間隔で$$^{27}$$Al(d,x)$$^{27}$$Mg, $$^{24}$$Na, $$^{nat}$$Cu(d,x)$$^{62,63}$$Zn, $$^{61,64}$$Cu, $$^{nat}$$W(d,x)$$^{187}$$W, $$^{181-184,186}$$Reの放射化断面積を得ることができた。

論文

In-phantom two-dimensinal thermal neutron distribution for intraoperative boron neutron capture therapy of brain tumours

山本 哲哉*; 松村 明*; 山本 和喜; 熊田 博明; 柴田 靖*; 能勢 忠男*

Physics in Medicine & Biology, 47(14), p.2387 - 2396, 2002/07

 被引用回数:18 パーセンタイル:48.29(Engineering, Biomedical)

この研究は術中ホウ素中性子捕捉療法(IOBNCT)用の中性子ビームに対するファントム内熱中性子分布を明らかにすることを目的としている。内部に円筒形の発泡スチロールを取り付けた円筒水ファントム(Void-inファントム)と取り付けていない円筒水ファントム(標準ファントム)に中性子計測用の金線を配置し、JRR-4の熱-熱外混合中性子ビーム(TNB-1)と熱外中性子ビーム(ENB)で、これらを照射した。Void-inファントム内の分布ではENBとTNB-1のどちらの中性子ビームに対しても、熱中性子分布が改善されていることを確認し、Void側面に2つの高線量領域が形成されることを明らかにした。ENBとVoid-inファントムの組合せによってVoid周りの熱中性子分布の平坦化が観察される。浸潤している周辺組織に対してENBが線量分布を平均化し、線量を増強できるという臨床的優位性を実験データは示している。将来、ENBとIOBNCTの結合は脳腫瘍のための臨床成績を改善することになるであろう。

論文

Determination of neutron spectra formed by 40-MeV deuteron bombaredment on a lithium target with multi-foil activation technique

前川 藤夫; 和田 政行*; Von-Moellendorff, U.*; Wilson, P. P. H.*; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.815 - 820, 2000/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

ドイツ・カールスルーエ研究所のサイクロトロン施設に設けられた40-MeV重陽子ビームによる重陽子-リチウム中性子源について、多数箔放射化法により照射場スペクトルを決定した。同中性子源を用いて12種類の放射化箔を照射し、$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)反応や$$^{209}$$Bi(n,xn)反応を含む約30の閾反応率を求めた。一方、モンテカルロ計算により同照射場の中性子スペクトルを計算し、これを初期推定値としてSAND-IIコードにより実験で得られた閾反応率と整合するようにスペクトルの調整を行い、最大中性子エネルギーが55MeVにまで及ぶ照射場スペクトルを約10%の不確実性で決定した。スペクトル調整に必要な反応断面積は微分実験データやロシアで評価されたデータに基づいて作成された。今回決定したスペクトルは、同中性子場で照射された核融合炉の構造材料の誘導放射能解析に用いられる。

論文

Measurement of induced radioactivity in copper exposed to high energy heavy ion beam

Kim, E.; 中村 尚司*; 上蓑 義明*; 伊藤 祥子*; 福村 明史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.811 - 815, 2000/03

高エネルギー加速器施設において、ターゲット、加速器機器の放射化量を評価することは、施設の設計や被ばく防護の観点から重要である。しかし、イオンビーム照射時の放射化量を評価するための実験データは極めて少ない。そこで、核子あたり290MeV及び400MeVの$$^{12}$$Cイオン、400MeVの$$^{20}$$Neイオンを、厚さ3cm及び5cmの銅ターゲットに入射させ、核破砕反応により生成される放射性核種のターゲット中での分布を調べた。また、この結果を用いて、ビーム停止後の経過時間に対するターゲット周辺における線量当量率を評価した。以上の結果から、加速器保守時の作業者の外部被ばく評価に利用できる有用な知見を得た。

論文

Determination of a deuteron-beryllium neutron source spectrum by multi-foil activation

前川 藤夫; U.Moellendorff*; P.Wilson*; 池田 裕二郎

Fusion Technology, 36(2), p.165 - 172, 1999/09

ドイツ・カールスルーエ研究所(FZK)のサイクロトロン施設に設けられた核融合炉材料照射用の19-MeV重陽子ビームによる重陽子-ベリリウム中性子源について、多数箔放射化法により照射場スペクトルを決定した。同中性子源を用いて放射化箔を照射し、22の閾反応率を求めた。一方、モンテカルロ計算により同照射場の中性子スペクトルを推定し、これを初期推定値としてSAND-IIコードにより実験で得られた閾反応率と整合するようにスペクトルの調整を行い、最終的な照射場スペクトルとした。ビーム電流10$$mu$$Aの時にターゲットに密着した5$$times$$5mm$$^{2}$$の試料片における全中性子束は2.52$$times$$10$$^{11}$$n/s/cm$$^{2}$$であった。スペクトル調整に用いた放射化断面積には原則としてFENDL/A-2.0ライブラリを用いたが、必要に応じてデータの追加及び修正を行った。得られた照射場スペクトルは、今後の核融合炉材料照射実験で使われる予定である。

論文

Neutron activation for ITER

Barnes, C. W.*; Loughlin, M. J.*; 西谷 健夫

Review of Scientific Instruments, 68(1), p.577 - 580, 1997/01

 被引用回数:26 パーセンタイル:83.65(Instruments & Instrumentation)

ITERのための中性子放射化システムの概念設計を行った。放射化箔を気送管によりプラズマ近傍に送り込みその放射化量から中性子発生量を測定する、いわゆる中性子放射化法は、広い中性子発生量の範囲(約7桁)で絶対測定を行うことができ、ITERの核融合出力の較正法として最も信頼できる方法である。ITERの3次元モデルを使用した中性子輸送計算を行うことにより全中性子発生量を放射化箔の放射化量を較正すれば、核融合出力を7~10%の誤差で測定することができる。本報告では、使用する放射化箔の種類と重量、プラズマ位置と放射化量の関係についても述べる。

論文

Delayed neutron emission measurements from fast fission of U-235 and NP-237

W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00

これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にB$$_{4}$$Cで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm$$phi$$、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。

論文

Concept and characteristics of a simulated line source for annular blanket experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; 渡辺 洋一*; et al.

Fusion Technology, 28(2), p.305 - 319, 1995/09

疑似線状線源を加速器型D-T点状中性子源を用いて実現した。この疑似線源は連続的に動く点源の時間平均をとるか、または、細かく分割した点源を重ねあわせることで得られる。この線状線源はトカマク炉の一部を模擬する円環形状の核融合ブランケット中性子工学実験に利用される。線源特性は放射化法とNE213検出器を用いて、2つの運転モード、即ち連続モードとステップモードで測定された。この線源を用いて行う環状ブランケット実験の線源条件として必要な線源特性計算をモンテカルロコードで行った。この計算の信頼性は測定した線源特性との比較によって確認した。

論文

Characteristics of a deuterium-tritium fusion source on a rotating target used in simulated fusion blanket experiments

中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28, p.39 - 55, 1995/08

日米核融合協同実験のフェイズIIA及びIIB体系において、中性子線源特性を明らかにするため、体系内のキャビティ及び試験領域の表面において、中性子スペクトル及び各種放射化率の測定を行った。その解析は原研及び米国で独立にそれぞれの計算コードと核データを用いて行った。計算法としてモンテカルロ法と二次元Sn法を使った。その結果、中性子スペクトルは一部を除き15MeV~数keVの範囲で良い一致を得た。放射化率は実験値と計算値の差は$$pm$$10%内に入る。この様にブランケットへ入射する中性子の特性は満足のいく精度で予測できることが明らかとなった。

論文

Neutron yield measurements by use of foil activation at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; 池田 裕二郎; 森岡 篤彦

Review of Scientific Instruments, 66(1), p.885 - 887, 1995/01

 被引用回数:22 パーセンタイル:83.29(Instruments & Instrumentation)

DDプラズマにおけるトリトン燃焼率測定のために、気送管を使用した、放射化箔測定装置をJT-60Uに取り付けた。照射端は、計測ポート内に挿入され、プラズマ表面から30~50cmの所に位置しており、5mm厚のポート壁を介して、プラズマを見込んでいる。DDプラズマにおいて、トリトン燃焼による14MeV中性子を選択的に測定するために、10MeV前後にしきい値を有する、Si(n,p)、Al(n,p)、$$^{63}$$Cu(n,2n)反応を使用した。2.5MeV中性子に対しては、In(n,n′)(しきい値約0.8MeV)を使用した。トーラス全体の中性子発生量と放射化箔の反応率との関係は、MCNPコードによる中性子モンテカルロ計算で決定した。JT-60Uにおけるトリトン燃焼率は0.5~1%で、古典的減速モデルから予想される値の約1/2であった。

論文

Measurement of Doppler effect up to 2000$$^{circ}$$C at FCA

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 早野 睦彦*; 笠原 芳幸*; 工藤 文夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.523 - 524, 1992/11

高温領域でのドップラー効果の予測精度向上のため、2000$$^{circ}$$Cまで測定可能な実験装置を開発し、FCAにおいて実験を行った。測定方法は、UO$$_{2}$$サンプルを1500$$^{circ}$$Cまで加熱するサンプル加熱・反応度変化測定法とUO$$_{2}$$箔を2000$$^{circ}$$Cまでレーザーで加熱する箔加熱・反応率測定法の2つを組せた。$$^{238}$$Uと実験装置の高温構造材(W)との共鳴の干渉効果を評価する超微細群セル計算コードを作成し、干渉効果が小さいこと確認した。計算値と実験値を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eが0.8であり、箔加熱法では両者は良い一致を示した。

論文

A Review of shielding experiments for fusion reactor at FNS/JAERI

前川 洋; 大山 幸夫; 田中 俊一

Proc. of the Topical Meeting on New Horizons in Radiation Protection and Shielding, p.611 - 618, 1992/00

1981年4月のFNSの完成以来、核融合炉の開発のための遮蔽実験を実施してきた。それらは、(1)コンクリート、鉄及びSUS316L体系でのバルク遮蔽実験、(2)2種類の大口径ダクト、小口径ダクト、マルチスリット及びオフセットリットによるストリーミング実験、(3)大きなコンクリートを用いたキャビティ実験、である。また、1991年からはITER/EDA計画に貢献するため、新たなバルク遮蔽実験を開始した。

論文

Benchmark experiment and analysis of a beryllium cylindrical assembly

前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05

ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm$$phi$$$$times$$456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、$$gamma$$線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。

報告書

Fusion Blanket Benchmark Experiments on a 60cm-Thick Lithium-Oxide Cylindrical Assembly

前川 洋; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 福本 亨; 小迫 和明; 吉沢 道夫; 中村 知夫

JAERI-M 86-182, 78 Pages, 1986/12

JAERI-M-86-182.pdf:2.31MB

核融合炉の研究で用いられている計算手法及びデータベースを検証するベンチM-クデータを提供する目的で、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)円筒体系での積分実験をFNSを用いて行なった。$$^{6}$$Liと$$^{7}$$Liのトリチウム生成率、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂分布、放射化箔反応率分布を測定した。また、体系内の中性子スペクトルやTLDとPINダイオ-ドのレスポンス分布も測定した。測定データは誤差と供に表で示されている。読者が良く実験を理解出来るように、DOT3.5による計算例を示した。種々の測定法を用いたにもかかわらず、実験値同志の整合性は良かった。この事実は今回測定した実験データが、核融合炉ブランケットの設計や解析に用いられている計算手法やデータベースの評価の為のベンチマークデータとして使用できることを示している。

論文

Neutron field characteristics in concrete cavity having a D-T neutron source

大山 幸夫; 池田 裕二郎; 森 貴正; 中川 正幸; 中村 知夫

Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.112 - 113, 1986/00

中心に14MeVの中性子源をもつコンクリートキャビティ内での中性子場特性を調べた。コンクリートキャビティは核融合炉の第1壁で囲まれたキャビティを模擬しており、キャビティ壁面内に設置した核融合ブランケット模擬実験体系を用いた実験の解析に、これらの中性子場特性は非常に重要である。実験はTOF法によりターゲットからの直接中性子のスペクトル、またシャドウーバーとNE213のアンフォールディング法を用いてキャビティ内での反射中性子成分が調べられた。また放射化箔法によってターゲット周りの中性子放出角分布および空間分布が調べられた。これらの実験結果はモンテカルロコードMORSE-DDを用いた詳細な解析およびモデリングの妥当性の検討に用いられ、その結果、高エネルギー領域では非常によく実験結果を再現するような評価が可能となった。

報告書

Monte Carlo Calculation of Characteristics of Source Neutrons and Irradiation Field of the FNS Rotating Target

関 泰; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋; 川崎 弘光*; 山田 光文*

JAERI-M 84-193, 34 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-193.pdf:0.65MB

FNS(Fusion Neutronics Source)における回転ターゲットから生成される源中性子およびターゲット室の照射場の特性を、3次元モンテカルロ法を用いて計算した。反応率のターゲット周囲の角度分布、反応率のターゲット室内の径方向分布と源中性子スペクトルを計算して実験結果と比較した。その結果全ての反応率と源中性子スペクトルについて計算と実験の良い一致が得られた。この良い一致は、計算された中性子源特性が将来のこの回転ターゲットを用いた実験の解析に適用するにふさわしいものであることを示している。

論文

測定器校正用熱中性子場の製作と特性試験

浅野 芳裕; 吉田 真

保健物理, 19, p.341 - 347, 1984/00

中性子測定器の精度を維持するためには、国家標準とトレーサビリティを確保した標準中性子場を整備することが必要である。日本原子力研究所では、黒鉛パイルを用いて放射線防護機器と日常校正するための標準熱中性子場を作製した。この熱中性子場は比較的大きな等方照射場と平行ビーム状照射場を持つ。熱中性子フルエンス率の測定は、金箔誘導放射能の絶対測定を用いて行なった。この結果、測定誤差が2%以内の校正用熱中性子照射場を得た。電総研と金箔誘導放射能の絶対測定を通じて、熱中性子フルエンス率を比較測定し校正用熱中性子場のトレーサビリティを確保した。この結果、2%以内の誤差で国家標準を移行できることがわかった。

論文

中性子の線量測定

池添 康正

放射線化学, 19(38), p.45 - 47, 1984/00

中性子線量測定について、イ)中性子エネルギースペクトル、ロ)混合放射線の分離、ハ)荷電粒子平衡などについて、トピックス的にとり上げ、解説した。放射化箔法、フリッケ線量計、アラニン線量計の使用例をもとに、中性子の線量測定について述べた。

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