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論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Measurements and analyses of the distribution of the radioactivity induced by the secondary neutrons produced by 17-MeV protons in compact cyclotron facility

松田 規宏; 泉 雄一*; 山中 吉之*; 丸藤 俊之*; 山田 正明*; 大石 晃嗣*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.07001_1 - 07001_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

Measurements of reaction rate distributions of secondary neutrons produced by 17-MeV protons were conducted at a compact cyclotron facility with the foil activation method. The experimentally obtained distribution suggests that the target and the deflector as components of the cyclotron are principal beam loss points. The experimental data are compared with the results by the Monte Carlo simulation. The calculated results from the deflector based on the assumption of the beam loss rates were about 3 times higher than the experimental ones. This result implies that the overestimation may results from indeterminate beam loss rates at the deflector.

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

論文

Activation measurements of neputunium-237 at KURRI-Linac

中村 詔司; 寺田 和司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 堀 順一*

KURRI Progress Report 2015, P. 67, 2016/08

マイナーアクチノイド核種の断面積データの精度の向上のために、一連の中性子捕獲断面関測定を、放射化法により実施してきている。今回、マイナーアクチノイド核種のうちNp-237について放射化測定を行った。本実験では、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器による中性子源を用いた。Np-237の中性子捕獲反応により生成されたNp-238からの$$gamma$$線を測定して反応率を求めた。照射位置の中性子スペクトルをシミュレーション計算で求めて、Au箔の反応率を用いて規格化した。規格化した中性子スペクトルとJENDL-4.0の評価データを用いてNp-237の反応率の計算値を求めた。実験値と計算値が誤差の範囲で一致し、本実験ではJENDL-4.0を支持することが分かった。

論文

Measurements of americium isotopes by activation method at KURRI-Linac

中村 詔司; 寺田 和司; 高橋 佳之*; 佐野 忠史*; 堀 順一*

KURRI Progress Report 2015, P. 69, 2016/08

マイナーアクチノイドの核データの精度向上研究(AIMACプロジェクト)の一環として、マイナーアクチノイド核種の中性子捕獲断面積測定を進めてきている。本研究では、$$^{241}$$Amと$$^{243}$$Am核種を選定し、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器施設の中性子源を用いた放射化実験を行った。加速器施設のターゲット室における中性子束は、照射位置で10$$^{8}$$(n/cm$$^{2}$$s)オーダーであることが分かった。照射済み試料の$$alpha$$線および$$gamma$$線計測を行い、反応率を導出することができた。今回の照射条件で、放射化実験が可能であることが確認できた。

論文

Evaluation of neutron flux distribution in the JAEA type and JRC type DDA systems

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。

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

Methods for tritium production rate measurement in design-oriented blanket experiments

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.45(Nuclear Science & Technology)

ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで$$^{6}$$Liのトリチウム生成反応に対し$$^{31}$$P(n,$$gamma$$)$$^{32}$$P、$$^{7}$$Liのトリチウム生成反応に対し$$^{32}$$S(n,p)$$^{32}$$Pに着目し、ぺレットとしてNH$$_{4}$$PH$$_{2}$$O$$_{2}$$.とCH$$_{3}$$SO$$_{2}$$CH$$_{3}$$を採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。

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 and Biology, 47(14), p.2387 - 2396, 2002/07

 被引用回数:17 パーセンタイル:50.65(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

Measurements of neutron spallation cross sections of $$^{12}$$C and $$^{209}$$Bi in the 20- to 150-MeV energy range

E.Kim*; 中村 尚司*; 紺野 敦子*; 上蓑 義明*; 中西 紀喜*; 今村 峯雄*; 中尾 徳晶*; 紫田 誠一*; 田中 進

Nuclear Science and Engineering, 129(3), p.209 - 223, 1998/00

 被引用回数:57 パーセンタイル:2.76(Nuclear Science & Technology)

$$^{12}$$Cと$$^{209}$$Biの中性子核破砕断面積は20から150MeVのエネルギー領域のp-$$^{7}$$Ni準単色中性子場で測定された。照射実験は東大核研(INS)、原研高崎研(TIARA)、理研で行われた。中性子スペクトルはTOF法で測定され、単色中性子ピークフルエンスの絶対値はTIARAでは反跳陽子カウンターテレスコープで、INSと理研ではLiターゲットの放射化法で測定された。本研究では$$^{12}$$C(n,2n)$$^{11}$$Cと$$^{209}$$B(n,xn)(x=3,12)反応の断面積を求め、得られた実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータと比較を行った。比較の結果、我々の実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータとよく一致している。本論文で述べられている20MeV以上での$$^{209}$$Bi(n,xn)反応と40MeV以上での$$^{12}$$C(n,2n)$$^{11}$$C反応データは、今まで存在しなかった初めての実験値である。また、$$^{209}$$Bi(n,xn)(x=3,12)反応は高エネルギー中性子スペクトロメータとして応用できると考えられる。

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

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.21(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

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。

論文

Measurement and evaluation of neutron spectra above 0.1 MeV in the JMTR

桜井 淳

Nuclear Instruments and Methods, 213(2-3), p.359 - 371, 1983/00

核分裂によって発生する1MeV以上の中性子スペクトルは計算結果とよく一致するが、減速過程をへた0.1~1MeV領域の中性子スペクトルは必ずしも一致しない。その原因は、中性子の減速過程の計算法による。そのために、中性子スペクトルを実験的に評価しなければならない。JMTRの中性子スペクトルを実験的に評価するために、その臨界実験装置JMTRCを使用した。熱中性子スペクトル、減速領域スペクトルおよび高速中性子スペクトルを評価するためにmulti-foils activation methodとunfoldingコードSANDIIを利用した。この方法では、10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$~18MeVにもおよぶエネルギー範囲を、わずか10~20種の核反応を利用して評価することが可能である。これまでの実験では、熱中性子から減速領域にかけてのスペクトルを評価してきたが、最近では減速領域から高速中性子にかけてのスペクトルも評価できるようになった。その結果、つぎのような結論を得た。(1)中性子スペクトルのunfoldingを行い物理的に意味のある解を導出した、(2)新しいしきい検出器を導入して0.1MeV以上の中性子スペクトルの測定を試み、有用なデータを得ることができた。(3)本研究をとおして中性子スペクトルの測定法と評価法を確認することができた。

論文

Experimental study on neutron streaming through steel-walled annular ducts in reactor shields

三浦 俊正*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.49(Nuclear Science & Technology)

中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。

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