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論文

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Physical)

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。$$^{137}$$Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。$$^{90}$$Sr、$$^{90}$$Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

論文

有機液体シンチレータを用いた計測技術

大山 幸夫

放射線, 24(1), p.77 - 83, 1998/00

最近の有機液体シンチレータの応用について概括する。モンテカルロシミュレーションコードの進歩により、応答関数が容易に計算できるようになったため、アンフォールディング法による中性子スペクトル測定が14MeVから中高エネルギー領域まで拡大した。また、$$gamma$$線スペクトル測定も試みられている。これら最近の仕事は様々な実験の必要性から生じたものである。

論文

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.05(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、$$gamma$$線スペクトルと$$gamma$$線核発熱率を測定した。しきい反応による2次$$gamma$$線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次$$gamma$$線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次$$gamma$$線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の$$gamma$$線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う$$gamma$$線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次$$gamma$$線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次$$gamma$$線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

論文

Benchmark test of 14-MeV neutron-induced gamma-ray production data in JENDL-3.2 and FENDL/E-1.0 through analysis of the OKTAVIAN experiments

前川 藤夫; 大山 幸夫

Nuclear Science and Engineering, 123, p.272 - 281, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.39(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子源施設OKTAVIANで行われた漏洩2次$$gamma$$線スペクトル測定実験のベンチマーク解析により、JENDL-3.2とFENDL/E-1.0に収められている13元素(C、F、Al、Si、Ti、Cr、Mn、Co、Cu、Nb、Mo、W、Pb)の14MeV中性子に対する$$gamma$$線生成データの検証を行った。輸送計算にはMCNPコードを使用し、詳細なスペクトル解析のためにフラッギング法を適用した。テストの結果、JENDL-3.2ではTi、Cr、Mr、Pbに、FENDL/E-1.0ではTi、Cr、Mn、Co、Nb、Pbの2次$$gamma$$線データに多少の問題はあるものの、重大な問題点は全く見られなかった。今回のベンチマークテストにより、14MeV中性子入射に関する限り両ライブラリ中の対象とした13元素の2次$$gamma$$線データは妥当であることを示した。

論文

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.48(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of secondary gamma-ray data in JENDL-3.1

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00

核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次$$gamma$$線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、$$gamma$$線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次$$gamma$$線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次$$gamma$$線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される$$gamma$$線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。

報告書

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

論文

Spectrum weighting function method for in-situ fast neutron and gamma-ray response measurements in fusion integral experiments with an NE213 scintillation detector

大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋

Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11

小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、$$^{7}$$Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えば$$^{7}$$Li(n,n'$$alpha$$)$$^{3}$$T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。

報告書

Benchmark experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-038.pdf:2.68MB

銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊$$gamma$$線スペクトル、iv)$$gamma$$線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。

論文

Verification of gamma-ray data in JENDL-3.1 through analysis of OKTAVIAN experiment

前川 藤夫; 小迫 和明*; 大山 幸夫

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.792 - 794, 1994/00

JENDL-3.1の検証を目的とし、14MeV中性子源OKTAVIANで行われた球体系からの漏洩$$gamma$$線スペクトル測定実験の解析を行った。モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づいたFSXLIB-J3ライブラリを使用し、Al,Si,Ti,Cr,Mn,Cu,Nb,Mo,W,Pbについて解析を行った。MCNP-4コードを一部修正し、$$gamma$$線スペクトルを3つの成分、(1)注目材料からの$$gamma$$線、(2)容器からの$$gamma$$線、(3)ターゲットからの$$gamma$$線に分類した。さらにMnとNbについては、$$gamma$$線生成反応でスペクトルを分類した。これによりどの成分、あるいはどの反応がスペクトル形成に大きく寄与しているかが容易にわかる。実験値と計算値の比較から、D-T中性子に対するJENDL-3.1の$$gamma$$線データはAl,Si,Cu,Moについては妥当であるが、Ti,Cr,Mn,Nb,W,Pbについては十分ではなく、次回の評価では修正が必要であることがわかった。

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

Recommended values of decay heat power and method to utilize the data

田坂 完二*; 片倉 純一; 吉田 正*; 加藤 敏郎*; 中嶋 龍三*

JAERI-M 91-034, 97 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-034.pdf:2.3MB

核分裂生成物による崩壊熱の推奨値を五つの核分裂系(U-235,-238,Pu-239,-240およびPu-241)に対して与えてある。これらの推奨値は1990年に公開となったJNDCによる核分裂生成物の核データライブラリー第二版を用いた総和計算に基づいたものである。推奨値は二種類の方法で現わされている。一つは表形式であり、もう一つは33項の指数関数表示である。本報告書には、また、FPによる崩壊熱への中性子吸収効果の補正因子、ガンマ線エネルギースペクトルも与えられている。本報告書の内容は核データ委員会の崩壊熱評価ワーキンググループおよび原子力学会の「原子炉崩壊熱基準」研究専門委員会の成果に基づいている。

論文

Detailed investigation of the buildup factors and spectra for point isotropic gamma-ray sources in the vicinity of the K edge in lead

田中 俊一; 竹内 清*

Nuclear Science and Engineering, 93, p.376 - 385, 1986/00

 被引用回数:21 パーセンタイル:87.92(Nuclear Science & Technology)

点等方線源の鉛のK殻近傍での再生係数とスペクトルに関し、詳細な検討をPALLASコードを用いて行った。本研究では、0.09~0.3MeVまでのガンマ線線源に対し、特性X線を考慮して40mfpまでの照射および吸収線量再生係数を計算すると共に、特性X線を考慮することによって生じるK殻近傍でのガンマ線の輸送現象の特長をエネルギスペクトル等により検討を加えた。この結果、特性X線はガンマ線線量率に対し、それを無視した場合と比べ2桁以上大きな値をもたらすこと、また、ある条件下では鉛遮蔽の設置は線量率の増加を引き起こすことなどが示された。

報告書

Application of ENSDF Data to Decay Power and Gamma-Ray Spectrum Calculation

片倉 純一; 原 俊治*; 内藤 俶孝

JAERI-M 83-016, 45 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-016.pdf:1.03MB

評価済核構造データファイル(ENSDF)を用いて、放射性核種の生成量、崩壊熱、ガンマ線スペクトル計算用の崩壊データライブラリーを作成した。崩壊熱、ガンマ線スペクトルの計算を通してENSDFにおけるデータの適応性を検討した。冷却時間の短い所では、崩壊熱、ガンマ線スペクトルとも実験値より低目に算出された。冷却時間の長い所では両者とも満足すべき結果を得た。これらの原因についても考察を行った。

報告書

NSRR実験孔内中性子束および$$gamma$$線量率の評価,2

橋倉 宏行*; 斎藤 伸三; 岡 芳明*; 柳沢 一郎*; 大友 正一

JAERI-M 9142, 49 Pages, 1980/10

JAERI-M-9142.pdf:0.96MB

NSRRの実験孔内に実験用カプセル及びアルミニウム減速層を挿入した場合の実験孔内の中性子束及びガンマ線量率分布を測定した。ニ次元輸送計算コードTWOTRAN-IIによりこれらの値を計算により求め相互比較した。実験孔内に実験用カプセルを挿入した場合、無挿入の場合と比較して中性子束は約1/10、$$gamma$$線量率は1/2~1/3低くなり、アルミニウム減速層の場合には中性子束$$gamma$$線量率とも1/4~1/5の低下であった。また、二次元輸送計算の結果、実験孔内がポイドの場合は中性子反応率、$$gamma$$線量率とも場所によっては実験値と100%以上異なるが、アルミニウム減速層挿入の場合には約50%の誤差の範囲内で両者は一致した。

論文

Gamma-ray energy release in the decay of fission products

笹本 宣雄; 根本 隆*

Nucl.Eng.Des., 32(2), p.252 - 276, 1975/02

 被引用回数:6

FPの全崩壊ガンマ線エネルギー放出率、群分けしたエネルギー放出率を、照射時間、冷却時間をパラメータとして計算した。U$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$熱中性子核分裂に対するデータに関して他の計算値および実験地との比較を行い良好な一致を得た。また核分裂の種類によるエネルギー放出率の違いを考察した。求められたデータから内・外挿法により、任意の照射時間、冷却時間、核分裂の種類に対するFP崩壊ガンマ線エネルギー放出率を得ることができる。

論文

A Method of computer analysis of a NaI(Tl) $$gamma$$-ray spectrum

関根 俊明; 馬場 宏

Nuclear Instruments and Methods, 127(2), p.261 - 263, 1975/02

NaI(Tl)検出器による$$gamma$$線スペクトルを電子計算機によって自動的に解析する方法を記述した。スペクトル中の各々のピークに対してピークが中心に来るように適当なフィッテング領域を設定する。それぞれの領域のスペクトルは中心のピークの$$gamma$$線のレスポンス関数とその他のレスポンス関数との重ね合せによって表される。その他のレスポンス関数には他の$$gamma$$線のレスポンスのうちその領域で激しく変化する部分とチャンネル番号と共にゆっくり変化して二次式で近似されるレスポンスが含まれる。これらのレスポンスの強度は最小自乗法によって決定される。コンプトン・エッジ上にのったピークのようにバックグラウンドが激しく変化する場合、Covellの方法では誤差が大きいが、この方法では非常に良い精度でピーク面積が決定されることが確かめられた。

論文

Standard spectrum method for the analysis of gamma-ray spectra from semiconductor detectors

田坂 完二

Nuclear Instruments and Methods, 109(3), p.547 - 556, 1973/03

標準スペクトルをピーク関数として使いガンマー線スペクトルを最小2乗法により解析する新しい試みについて述べる。標準スペクトルは単一のエネルギーの入射ガンマー線のスペクトルからバックグランドを取除き、データを平滑化して求められる。また解析結果のチャンネル幅に対する依存性を小さくする為本方法に於ては各ピーク成分の各チャンネルに於ける値は標準スペクトルをそのチャンネルの幅にわたって積分して正しく与えられている。検討の結果方法により複雑に重なりあったガンマー線スペクトルが精度よく簡単に解析できることが確められた。またピーク成分を積分方式で与えることの有効性も確められた。

論文

Infrared absorption spectrum of NaNO$$_{2}$$ single crystals after gamma-ray irradiation

下司 和男; 高木 豊

Japanese Journal of Applied Physics, 3, p.126 - 127, 1964/00

抄録なし

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