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論文

Corrections to the $$^{148}$$Nd method of evaluation of burnup for the PIE samples from Mihama-3 and Genkai-1 reactors

須山 賢也; 望月 弘樹*

Annals of Nuclear Energy, 33(4), p.335 - 342, 2006/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.62(Nuclear Science & Technology)

照射後試験(PIE)サンプルの燃焼度はそれにとってもっとも重要な値の一つである。この研究では、日本原子力研究所で取得された美浜3号炉及び玄海1号炉のPIEサンプルの燃焼度を再評価し、JENDL-3.3ライブラリを用いて SWAT及びSWAT2によって解析を行った。それらのサンプルの燃焼度は再評価によって2-3%の差を生じる。これは反応度差にすると、30GWd/t以上のサンプルで1%程度の中性子増倍率の差となった。再評価された燃焼度を用いて単一ピンセル及び集合体モデルでの計算を行い比較を行った。両者は数パーセントの差で一致し、単一ピンセル体系が適切であり、従来の計算結果でみられたプルトニウム同位体の過小評価は体系モデル化によるものではないことがわかった。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 2; Burnup calculations

辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06

マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種($$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、$$^{234}$$U, $$^{238}$$Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対する$$^{148}$$Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特に$$^{238}$$Puと$$^{242}$$Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 2; Burnup calculations

辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。本研究では、これらの放射化学分析データと燃焼解析による計算値との比較を行い、マイナーアクチノイド断面積データの検証を行った。その結果、$${}^{234}$$U、$${}^{238}$$Pu、Am及びCmに対するFIMAは、若干計算値は実験値を過大評価する傾向にあるものの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかし、これらの核種に対する$${}^{148}$$Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細解析を行うには今後さらに改善されていく必要がある。いくつかの核種、特に$${}^{238}$$Puと$${}^{242}$$Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。

報告書

A Systematics of fission product mass yields with 5 gaussian functions

片倉 純一

JAERI-Research 2003-004, 19 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-004.pdf:0.76MB

核分裂生成物の核分裂収率を予測するシステマティックスを検討し、新たなシステマティックスを提案した。このシステマティックスは30年程前に提案された森山-大西システマティックスに基づいている。森山-大西システマティックスの後に測定されたデータをもとにパラメータを見直し、新たな関数型によるパラメータを決定した。このパラメータを用いて核分裂収率を計算し、測定データと比較した。さまざまな核分裂による収率について自発核分裂から高エネルギー粒子による核分裂まで広い範囲で測定との良い一致を得た。

論文

Photofission of $$^{209}$$Bi at intermediate energies

羽場 宏光; 笠岡 誠*; 五十嵐 学*; 鷲山 幸信*; 松村 宏*; 大浦 泰嗣*; 柴田 誠一*; 坂本 浩*; 古川 路明*; 藤原 一郎*

Radiochimica Acta, 90(7), p.371 - 382, 2002/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

最大エネルギー(E$$_{0}$$)=450-1100MeVの制動放射線を$$^{209}$$Bi標的に照射し、生成核質量数領域56$$leq$$A$$leq$$135において総計63核種の光核分裂収率を測定した。これらの収率値に、most probable charge(Z$$_{p}$$)をAの一次関数Z$$_{p}$$=RA+S,分布の半値幅FWHM$$_{CD}$$をAによらず一定と仮定したガウス関数を最小二乗フィットさせ荷電分布を求めた。Z$$_{p}$$並びにFWHM$$_{CD}$$値は、E$$_{0}$$$$geq$$600MeVで変化せず一定でR=0.421$$pm$$0.001, S=0.6$$pm$$0.1, FWHM$$_{CD}$$=2.1$$pm$$0.1c.d.であった。これらの荷電分布パラメータを基に収率データがある質量数で質量収率を求めた。得られた対称的質量収率分布はガウス関数で再現でき、その半値幅(FWHM$$_{MD}$$)とmost probable mass(A$$_{p}$$)はそれぞれFWHM$$_{MD}$$=33$$pm$$1m.u.,A$$_{p}$$=96$$pm$$1m.u.であった。本研究で得られた$$^{209}$$Biの荷電分布,質量収率分布は、$$^{197}$$Auの同様の実験結果並びに光子誘起核内カスケード理論計算PICA3/GEM(Photon-induced Intranuclear Cascade Analysis code combined with the Generalized Evaporation Model)と比較しながら議論する。

報告書

Design of ex-vessel neutron monitor for ITER

西谷 健夫; 井口 哲夫*; 海老澤 克之*; 山内 通則*; Walker, C.*; 河西 敏

JAERI-Tech 2002-062, 39 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-062.pdf:1.65MB

$$^{235}$$Uフィッションチェンバーを用いたITER用の真空容器外中性子モニターの設計を行った。$$^{235}$$Uフィッションチェンバーの感度が入射中性子のエネルギーに対し一定となるように減速材の設計を行った。ITERの水平ポート内の温度環境下で安定な、ベリリウムと炭素を減速材とし、Be/C比を0.25とした。中性子検出器としては中性子輸送計算に基づき、$$^{235}$$U 200mgのフィッションチェンバーを採用した。3つの検出器をステンレス鋼のケース付きの減速材内に組み込み一つのアセンブリとし、このアセンブリを2セット水平ポートに取付ける設計とした。この内一つはD-D運転と較正用であり、もう一つはD-T運転用である。D-D運転と較正用のアセンブリは水平ポート内のポートプラグのすぐ外側に設置し、D-T運転用アセンブリはポート中間の追加遮蔽体の陰に取付ける。信号処理ではパルス計数方式とキャンベル方式を併用することによって、ITERの要求仕様である7桁のダイナミックレンジと1msの時間分解能を達成できることを示した。また$$gamma$$線と磁場の影響は、無視し得ることがわかった。

報告書

Technical feasibility study for the D-T neutron monitor using activation of flowing water

宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 前川 藤夫; 田中 照也; 池田 裕二郎; 竹内 浩

JAERI-Research 2001-007, 42 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-007.pdf:8.74MB

循環水の放射化を利用したD-T中性子モニターの技術的成立性に関する実験的研究をITER R&Dタスクとして行った。FNSのD-T中性子源を用いて、パルス中性子に対する時間分解能を調べたところ、10.7m/sの流速において50msの時間分解能が得られた。またITERのブランケット領域の中性子場を模擬するためにステンレス綱/水体系内に水ループを挿入して、中性子束の測定精度の検証実験を行った。その結果、測定誤差は10%以下であり、ITER用中性子モニターとして利用可能であることを示した。

報告書

DCHAIN-SP 2001: 高エネルギー粒子誘導放射能計算コード

甲斐 哲也; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 春日井 好己; 高田 弘; 池田 裕二郎

JAERI-Data/Code 2001-016, 82 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-016.pdf:4.22MB

原研/KEKの大強度陽子加速器計画諸施設の誘導放射能にかかわる安全設計計算に資するため、高エネルギー粒子誘導放射能計算コードDCHAIN-SPの高度化を行い、2001年版を作成した。高度化の内容は以下の3点である。(1)核分裂収率データを組み込み、核分裂性物質を取り扱う長寿命放射性廃棄物の核変換のため実験施設設計への応用を可能にした。(2)20MeV以下の放射化断面積データの改訂を行った。特に水銀,鉛,ビスマス,トリチウム生成の断面積について詳細な検討を行った。(3)入出力に関するユーザインタフェイスの強化を行った。また、コードの使用に必要なマニュアル,インストールと実行手順,及びサンプル問題を付録として添付した。

論文

Isomeric yield ratios of $$^{134}$$I and $$^{136}$$I in the proton-, $$^{12}$$C- and $$^{19}$$F-induced fission of $$^{235}$$U, $$^{237}$$Np and $$^{238}$$U

篠原 伸夫; 塚田 和明; 市川 進一; 間柄 正明; 初川 雄一

Radiochimica Acta, 88(1), p.1 - 5, 2000/00

 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

迅速化学分離装置SISAKを用いて、$$^{235}$$U,$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Uの陽子、$$^{12}$$C及び$$^{19}$$F誘起核分裂で生成する短寿命ヨウ素核種を分離し、$$gamma$$線スペクトロメトリーによりこれら核種の相対的収率を測定して、核異性体収率比$$^{134m}$$I/$$^{134g}$$I及び$$^{136m}$$I/$$^{136g}$$Iを求めた。統計モデルを用いて測定値から核分裂片の角運動量を算出して、核分裂機構を考察した。軽イオンと重イオンによる核分裂の差異は、核分裂核の励起エネルギー及びN=82における球型閉殻構造によって説明できることがわかった。

論文

「マイナーアクチニド核廃棄物の核変換のために要求される核分裂生成物収率データ」IAEA協力研究計画第1回検討会合報告

深堀 智生; 片倉 純一

日本原子力学会誌, 40(5), p.363 - 366, 1998/00

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

「マイナーアクチニド核廃棄物の核変換のために要求される核分裂生成物収率データ」に関するIAEA協力研究計画の第1回検討会合が1997年11月にウィーンのIAEA本部にて開催された。核廃棄物消滅処理における、専焼炉や加速器駆動システムなどの成立可能性、中性子経済及び環境安全性などを考慮するためには、それぞれの概念において考慮されるべきエネルギー領域における系統的な核分裂生成物収率データの整備が必要となる。しかし、現存するデータの状況は、エネルギー依存データは14MeVまでしかなく、マイナーアクチニド収率セットは不完全であり、必要とされる全てのエネルギー領域で収率を計算できるツールは存在しない。このため、本CRPではエネルギー依存の核分裂収率データ評価に使用可能なシステマティクスまたはモデルを開発することを目標に掲げている。第1回検討会合では、この目標を達成すべく、現状の実験データ及び理論・モデルのレビューを行い、参加者による作業の策定及び分担を討議した。本報告では、これらの討議結果に関して報告するとともに、日本における検討の参考とするために日本に期待されている作業分担について概説した。

論文

Design of ITER neutron yield monitor using microfission chambers

西谷 健夫; 海老沢 克之*; 井口 哲夫*; 的場 徹

Fusion Engineering and Design, 34-35, p.567 - 571, 1997/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.95

現在の大型トカマクでは、真空容器の外側にU$$^{235}$$のフィッションチェンバーを設置することにより、発生中性子の測定を行っているが、ITERでは、ブランケットがあるためその方法では精度よく測定することはできない。そこで軽水炉の炉内中性子モニタとして開発された小型のフィッションチェンバーを用いた中性子モニタシステムの設計を行った。マイクロフィッションチェンバーを第一壁近傍に数ヶ所設置することにより、プラズマ位置・形状の変化による中性子発生率の測定誤差を補正することができる。このシステムでは、ウランの燃焼による検出効率の変化が大きな問題であるが、U$$^{234}$$(80%)、U$$^{235}$$(20%)とすることにより、検出効率変動の少ない検出器ができることがわかった。

論文

Cumulative yields of short-lived Ru isotopes in the $$^{12}$$C- and $$^{19}$$F-induced fission of $$^{233}$$U, $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{237}$$Np

篠原 伸夫; 塚田 和明; 市川 進一; 間柄 正明; 大槻 勤*

Radiochimica Acta, 68, p.21 - 26, 1995/00

迅速化学分離法により、$$^{233}$$U、$$^{235}$$U、$$^{238}$$U及び$$^{237}$$Npの$$^{12}$$C及び$$^{19}$$F誘起核分裂で生成する短寿命ルテニウム同位体($$^{105-111}$$Ru)の同位体収率を測定した。測定データを解析した結果、収率分布は中性子欠損領域と中性子過剰領域に分割され、前者は完全融合-核分裂反応により、また後者は不完全融合-核分裂反応によって生成することがわかった。さらに両者の生成比を推定した。

論文

Absolute calibration of the JT-60U neutron monitors using a $$^{252}$$Cf neutron source

西谷 健夫; 竹内 浩; 近藤 貴; 伊藤 孝雄*; 栗山 正明; 池田 裕二郎; 井口 哲夫*; Barnes, C. W.*

Review of Scientific Instruments, 63(11), p.5270 - 5278, 1992/11

 被引用回数:64 パーセンタイル:3.12(Instruments & Instrumentation)

重水素放電を行うトカマクにおいて、中性子発生量の絶対較正は、核融合出力、核融合利得などのプラズマ性能を評価する上で極めて重要である。JT-60Uでは、重水素運転に先立ち、$$^{252}$$Cf中性子源をJT-60真空容器内で移動させ、中性子モニターの出力とトーラス全体の中性子発生量との関係の絶対較正を行った。まず磁気軸上の92点において点線源に対する検出効率を測定し、それを平均することによってトーラス状線源に対する検出効率を求めた。$$^{252}$$Cf中性子源と実際のDDプラズマの中性子のエネルギーの違いによる誤差や、プラズマ形状の影響などは3次元モンテカルロコードによって評価し、最終的な、中性子発生量の測定誤差は11%となった。

論文

Analysis of uncertainties in summation calculations of decay heat using JNDC FP nuclear data library

片倉 純一; 飯島 俊吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(1), p.11 - 23, 1992/01

崩壊熱総和計算の不確実さをJNDCによる核分裂生成物の核データライブラリーを用いて、感度解析により求めた。求めた不確実さは、$$^{235}$$Uおよび$$^{239}$$Puの熱中性子核分裂と$$^{238}$$Uの高速中性子核分裂に対するものである。総和計算に含まれる核データのうち、崩壊エネルギー、核分裂収率および崩壊定数を考慮した。実験データの無いあるいは不充分な核種の崩壊エネルギーの不確実さは理論的に計算をした。瞬時照射に対する不確実さは、1秒から10$$^{9}$$秒の冷却期間で$$^{235}$$Uに対しては3.5%以下、$$^{239}$$Puに対しては3.5%以下、$$^{238}$$Uに対しては4.5%以下であった。無限照射の場合は全ての核種に対し、1.6%以下であった。

報告書

Absolute calibration of the neutron yield measurement on JT-60 Upgrade

西谷 健夫; 竹内 浩; Barnes, C. W.*; 井口 哲夫*; 長島 章; 近藤 貴; 逆井 章; 伊丹 潔; 飛田 健次; 永島 圭介; et al.

JAERI-M 91-176, 23 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-176.pdf:1.08MB

重水素放電を行うトカマクにおいて中性子発生量の絶対較正は核融合利得Qなどのプラズマ性能を評価する上で極めて重要である。大電流化JT-60(JT-60U)では$$^{235}$$U,$$^{238}$$Uの核分裂計数管および$$^{3}$$He比例計数管で中性子発生量の測定を行うが、それに先立ち、$$^{252}$$Cf中性子源をJT-60Uの真空容器内で移動させて中性子検出器の絶対較正を行った。まず磁気軸上の92点において、点線源に対する検出効率を測定し、それを平均することによってトーラス状線源に対する検出効率を求めた。

報告書

Tables and figures from JNDC nuclear data library of fission products, version 2

崩壊熱評価ワーキンググループ*

JAERI-M 89-204, 254 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-204.pdf:9.02MB

崩壊熱計算に用いられる、1230核種の核分裂生成物の核データがJNDC核分裂生成物核データライブラリー第2版として整備された。本報告書は、これを崩壊連鎖図と表の形にし、見易いデータ・ブックとしたものである。収録されている核データは、シグマ研究委員会、崩壊熱評価ワーキンググループにより評価された崩壊データ、各種崩壊における分岐比、核分裂収率データ及び166核種に対する中性子捕護断面積からなる。核分裂の種類は20種類、11種類の収率データが、また、核分裂生成物の質量数は66から172のものが整備されている。

報告書

Neutron Yield Monitors for the Fusion Neutronics Source(FNS); For 80$$^{circ}$$Beam Line

前川 洋; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 山口 誠哉; 中村 知夫

JAERI-M 83-219, 28 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-219.pdf:1.03MB

強力なD-T中性子源であるFNS(核融合炉物理用中性子源)が日本原子力研究所に設置された。核融合炉ニュートロニクスの研究において、絶対中性子発生量の測定は本質的である。$$^{3}$$T(d、n)$$^{4}$$He反応で生成する中性子の絶対発生量を決定する手段として、随伴$$alpha$$粒子法が最も適当である。FNSの80$$^{circ}$$ビームラインにシリコン半導体検出器を用いた$$alpha$$モニタを主モニタとして取付けた。また、ロングカウンタおよび$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th核分裂計数管を補助モニタとして設置した。D-$$^{3}$$Heとd-D反応の寄与を取除く方法を開発した。最良の条件において、d-T中性子の絶対発生量を2%以下の精度で算定できた。同じ実験期間中では、補助モニタと$$alpha$$モニタとの計数の比は統計誤差の範囲で安定であった。

報告書

JNDC nuclear data library of fission products

田坂 完二; 井原 均; 秋山 雅胤*; 吉田 正; 松本 純一郎; 中嶋 龍三*

JAERI 1287, 218 Pages, 1983/10

JAERI-1287.pdf:11.61MB

原子炉の安全性、遮蔽、核燃料サイクルなど広い利用分野で、崩壊熱のより精度の高い評価が要求されている。シグマ委員会崩壊熱評価ワーキング、グループでは、1000を越える核分裂生成物(FP)の崩壊データ、核分裂収率データを評価し、さらに実験のない短寿命領域の核種については理論的評価を求めて崩壊熱総和計算用ライブラリーを作った。そして崩壊熱実験値と比較、そのいずれの原因を検討して、最終的には短寿命のデータの良くない約90核種と実験的評価値から理論的評価値に置換えることにより、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puなどほとんどの場合に良い結果に導びくライブラリーを完成した。本報告書は、このライブラリー(第1版)の総合報告と云うべきものである。含まれる個々のデータと評価の方法、核分裂エネルギー、崩壊熱実験データとの比較検証、そして利用者のための指数関数タイプのフィッテング式などを含んでいる。

報告書

核分裂生成物の核データ・ライブラリー作成コード:PROFP-Y

井原 均; 松本 純一郎; 田坂 完二; 中嶋 龍三*; 秋山 雅胤*; 吉田 正*

JAERI-M 9714, 132 Pages, 1981/10

JAERI-M-9714.pdf:3.58MB

核分裂生成物の生成崩壊を解析するコードDCHAIN、FPGSの核分裂収率データ作成、核データ・ライブラリーの編集、検索、データの修正の機能を持つ計算機コード、PROFP-Yの内容の報告書である。このコードを用いて、シグマ委員会;崩壊熱評価ワーキング・グループにおいて作られた崩壊データ・ファイル(JNDC FP Decay Data File:JAERI-M9357)とRinder-Meekにより整備された核分裂収率を基に崩壊熱計算用ライブラリーが作成された。現在実験データとの比較検討、それによるファイルの改善がなされつつあり、大変に良い結果を得ている。このコードはデータの修正や置換えが容易に行なえるように工夫されており、崩壊熱の感度解析などに大変有用である。

報告書

JNDC FP Decay and Yield Data

井原 均; 松本 純一郎; 田坂 完二; 秋山 雅胤*; 吉田 正*; 中嶋 龍三*

JAERI-M 9715, 117 Pages, 1981/09

JAERI-M-9715.pdf:4.54MB

崩壊熱の総和計算に用いられる、1172の核分裂生成物核種にたいする崩壊データと収率データを、崩壊連鎖図と表を用いて、データ・ブック的な見易い形にまとめた。このデータの内容は、シグマ委員会、崩壊熱評価ワーキング・グループによる評価結果からなり、最近崩壊熱実験データの説明に注目すべき成果を上げている。なお80核種にたいする中性子捕獲断面積も表示されている。核分裂生成物の質量数は66から172までの範囲にわたってとられている。

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