検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 446 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Measurement of nuclide production cross sections for proton-induced reactions on $$^{rm nat}$$Ni and $$^{rm nat}$$Zr at 0.4, 1.3, 2.2, and 3.0 GeV

竹下 隼人*; 明午 伸一郎; 松田 洋樹*; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 527, p.17 - 27, 2022/09

 被引用回数:0

加速器駆動核変換システム(ADS)等における核設計の高度化のため、NiとZrについて数GeVエネルギー領域における陽子入射の核種生成断面積測定を行い、核設計に用いる計算コードPHITSによる計算値やJENDL/HE-2007等との比較検討を行った。

論文

Integral experiment of $$^{129}$$I(n, $$gamma$$) using fast neutron source in the "YAYOI" reactor

中村 詔司; 藤 暢輔; 木村 敦; 初川 雄一*; 原田 秀郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.851 - 865, 2022/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究は、東京大学の高速中性子源炉「弥生」を用いて、評価済み核データライブラリーを検証するために放射化法により$$^{129}$$Iの積分実験を行った。$$^{129}$$Iと中性子束モニタを、弥生炉のグローリー孔にて照射した。反応率は、$$^{130}$$Iから放出されるガンマ線の収量から求めた。中性子束モニタの反応率の実験値と計算値との比較から、高速中性子スペクトルの確かさを確認した。$$^{129}$$Iの反応率の実験値を、評価済み核データライブラリーを用いて求めた計算値と比較した。本研究で、評価済みライブラリーJENDL-4.0に採用されている中性子エネルギー10keVから3MeV領域の中性子捕獲断面積データは、18%程、過大評価されていることが分かった。また、本研究の結果は、100keV以下では、Noguere等による報告データを支持した。

報告書

DORTコード及びMCNPコードを用いた試験研究炉の放射能評価手法の検討

河内山 真美; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB

試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍$$sim$$3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017Rの作成

横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫

JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB

原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。

論文

Nuclide production cross section of $$^{nat}$$Lu target irradiated with 0.4-, 1.3-, 2.2-, and 3.0-GeV protons

竹下 隼人; 明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫

JAEA-Conf 2021-001, p.207 - 212, 2022/03

加速器駆動核変換システム(ADS)などの大強度陽子加速器施設の遮蔽設計において、高エネルギー陽子入射による核破砕生成物の核種生成量予測は基礎的かつ重要な役割を担っている。しかしながら、生成量予測シミュレーションで用いられる核反応モデルの予測精度は不十分であり、核反応モデルの改良が必要である。J-PARCセンターでは実験データの拡充と核反応モデル改良を目的に、様々な標的に対して核種生成断面積の測定を行っている。本研究では、$$^{nat}$$Lu標的に対して0.4, 1.3, 2.2および3.0GeV陽子ビームを照射し、放射化法により核種生成断面積データを取得した。取得したデータとモンテカルロ粒子輸送計算コードで用いられる核反応モデルと比較することで、現状の予測精度を把握するとともに核反応モデルの改良点を考察した。

論文

Measurement of nuclide production cross sections for proton-induced reactions on Mn and Co at 1.3, 2.2, and 3.0 GeV

竹下 隼人*; 明午 伸一郎; 松田 洋樹*; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 511, p.30 - 41, 2022/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

1.3, 2.2および3.0GeVの陽子入射によるMnおよびCoの核種生成断面積を放射化法によりJ-PARCで測定した。$$^{55}$$Mn(p,X)$$^{38}$$S, $$^{55}$$Mn(p,X)$$^{41}$$Ar、および$$^{59}$$Co(p,X)$$^{38}$$Sの生成断面積を世界で初めて取得した。安定した陽子ビームと確立されたビームモニタにより、系統的不確かさを典型的に5%以下に低減することができ、過去のデータよりも優れたものとなった。核破砕反応モデルと評価済み核データライブラリの予測精度の検証のため、測定データをPHITSの核破砕反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JAM/GEM)、INCL++/ABLA07、およびJENDL/HE-2007ライブラリの断面積と比較した。平均二乗偏差係数の比較により、INCL4.6/GEMとJENDL/HE-2007は他のモデルよりも実測データとのよい一致を示すことがわかった。

報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-4.0による低出力水減速試験研究炉の燃料棒で構成される非均質格子体系の最小臨界量評価

柳澤 宏司

JAEA-Technology 2021-023, 190 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-023.pdf:5.25MB

燃焼による燃料の損耗が少ない低出力の試験研究炉の燃料棒と水減速材で構成される非均質格子体系の臨界特性の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP Version2と評価済み核データライブラリJENDL-4.0によって行った。解析では、定常臨界実験装置STACY及び軽水臨界実験装置TCAの二酸化ウラン燃料棒、並びに原子炉安全性研究炉NSRRのウラン水素化ジルコニウム燃料棒の非均質体系についての中性子増倍率の計算結果から最小臨界燃料棒本数を評価した。さらに中性子増倍率の成分である六種類の反応率比をあわせて計算し、単位燃料棒セルの水減速材と燃料の体積比に対する中性子増倍率の変化について説明した。これらの解析結果は、臨界安全ハンドブックでは十分に示されていない試験研究炉実機の燃料棒からなる水減速非均質格子体系の臨界特性を示すデータとして、臨界安全対策の合理性、妥当性の確認に利用できるものと考えられる。

論文

日本原子力学会2021年秋の大会企画セッション(「シグマ」調査専門委員会主催、核データ部会共催);「シグマ」調査専門委員会2019、2020年度活動報告,4; 海外の主要な核データファイルの動向

須山 賢也

核データニュース(インターネット), (130), p.29 - 34, 2021/10

欧州各国が使用する核データであるJEFFの開発の統括を行うOECD/NEAデータバンクでの勤務経験に基づき、欧州から見た我が国の核データJENDLの姿、JEFFの状況、そしてそれらの経験を踏まえた核データ評価の将来について述べる。

論文

Verification of the multi-group generation capability of FRENDY nuclear data processing code for recent nuclear data through comparison of one-group reaction rates

山本 章夫*; 多田 健一; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.544 - 547, 2021/06

FRENDYの多群断面積作成機能FRENDY/MGの検証を効率的に行うため、FRENDY/MGとNJOY2016で生成された多群断面積を用いた一群の反応率を比較した。軽水炉,高速炉及び1/Eの三つの中性子スペクトルを一群の反応率の計算に用いた。ほとんどの核種において、一群の反応率は十分に小さいことが分かり、FRENDY/MGの妥当性が示された。FRENDY/MGはFRENDYの一部として近い内に公開する予定である。

論文

Multi-group cross section library generation by FRENDY for fast reactor neutronics calculations

千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一; 遠藤 知弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.556 - 558, 2021/06

炉心解析コードCBZ用の多群断面積ライブラリを核データ処理コードFRENDYを用いて作成した。新しく作成した断面積ライブラリを用いて高速炉(MET-1000)を解析した。NJOY2016で作成した断面積ライブラリでの解析結果と比較した。その結果、両者の解析結果はよく一致することが分かり、FRENDYで適切に高速炉用の多群断面積ライブラリが生成できることを確認した。また、実効増倍率の微小な差異についても摂動論を用いてその要因を調査した。

論文

Perturbation-theory-based sensitivity analysis of prompt neutron decay constant for water-only system

遠藤 知弘*; 野口 晃広*; 山本 章夫*; 多田 健一

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.184 - 187, 2021/06

本研究では、水のみといった非増倍体系においてもアルファ固有値の感度解析が実施可能であることを確認した。本研究では、核データ処理コードFRENDYを用いて水の熱中性子散乱則データを処理し、多群断面積を作成した。利用した評価済み核データライブラリはENDF/B-VII.1, -VIII.0, JENDL-4.0, -5a4で、アルファ固有値とその不確かさについてライブラリ間の違いを調べた。アルファ固有値に対する核データ起因の不確かさに関する予備的な結果として、計算で求めたアルファ固有値と実験で測定したアルファ固有値の差異が小さいことが分かった。また、更なる検証のためには、水の熱中性子散乱の核データの不確かさに起因するアルファ固有値の不確かさや実験バイアスについて再考する必要があることが分かった。

論文

Nuclide production cross sections of Ni and Zr irradiated with 0.4-, 1.3-, 2.2-, and 3.0-GeV protons

竹下 隼人; 明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 大樹; 前川 藤夫; 渡辺 幸信*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011045_1 - 011045_6, 2021/03

加速器駆動核変換システム(ADS)における核設計の高度化のため、ADSで使われる材料であるNiとZrについて、数GeVエネルギー領域における陽子入射の核種生成断面積測定を行い、核設計に用いる計算コードPHITSによる計算値やJENDL/HE-2007との比較検討を行った。

論文

Measurement of nuclide production cross-sections of $$^{mathrm{nat}}$$Fe for 0.4-3.0 GeV protons in J-PARC

松田 洋樹; 竹下 隼人*; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 岩元 大樹

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011047_1 - 011047_6, 2021/03

精度の良い核種生成断面積は加速器駆動核変換システム(ADS)設計における放射性廃棄物の取り扱い、放射性廃棄物の遠隔での取り扱い方法の設計、及び放射線作業従事者の被ばく評価に必要とされる。今日まで数多くの実験が行われてきたが、測定データ誤差が数十%を超えるものが時には存在し、いくつか重要な核種に対してはGeVエネルギー領域において実験データが存在しないものがある。この研究では鋼材の最も重要な構成元素である鉄の陽子入射による核種生成断面積を測定した。実験データはPHITSコードに組み込まれているBertiniやINCL4.6モデルを用いて計算した値、及び評価済み核データJENDL-HE/2007と比較した。この研究では(p,xn)反応を介した生成断面積に大きな食い違いがあることが明らかとなった。これは核子-核子散乱やパウリブロッキングなどのさらなる改良が核内カスケードモデルに必要であることを示唆するものであった。

論文

Recent progress and future plan on the JENDL project

岩本 修

JAEA-Conf 2020-001, p.11 - 16, 2020/12

After the release of JENDL-4.0 in 2010, many special purpose files have been released: JENDL FP Decay Data File 2011 (JENDL/FPD-2011), JENDL FP Fission Yields Data File 2011 (JENDL/FPY-2011), JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), JENDL Decay Data File 2015 (JENDL/DDF-20215), JENDL Photonuclear Data File 2016 (JENDL/PD-2016), JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017 (JENDL/AD-2017), JENDL LLFP Transmutation Cross Section File 2018 (JENDL/ImPACT-2018). These files were developed to meets needs from expanding fields of applications such as backends of nuclear energy and accelerator utilizations. In addition to the special purpose files, development of the next version of general purpose file JENDL-5 is in progress. For JENDL-5, we are aiming at increasing completeness and reliability from JENDL-4.0 in viewpoints of target nuclide species and data uncertainties by taking into accounts the current knowledge of cross section measurements, nuclear theory and integral benchmark tests.

論文

Status of JENDL

岩本 修; 岩本 信之; 柴田 恵一; 市原 晃; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介

EPJ Web of Conferences, 239, p.09002_1 - 09002_6, 2020/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:99.54

Recent progress and future plan of the JENDL project are presented. Two special purpose files were released recently. One is the JENDL Photonuclear Data File 2016 (JENDL/PD-2016) and the other one is the JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017 (JENDL/AD-2017). Regarding the general-purpose file, we are planning to release a next version of JENDL-4.0 opened in 2010, which would be made available by 2022 as JENDL-5. New data evaluation and revision are in progress. The first test version of the JENDL-5 called JENDL-5$$alpha$$1 has been created by updating neutron reaction data for about 100 nuclides.

論文

Measurement of nuclide production cross section for lead and bismuth with proton in energy range from 0.4 GeV to 3.0 GeV

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫

EPJ Web of Conferences, 239, p.06004_1 - 06004_4, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.16

加速器駆動核変換システム(ADS)における鉛ビスマス標的を取り扱う上では、標的において核破砕および高エネルギー核分裂反応による核種生成断面積が重要である。しかしながら、核種生成断面積の実験データは乏しい。この実験データを取得するために、$$^{mathrm{nat}}$$Pbおよび$$^{mathrm{209}}$$Biサンプルを用いてJ-PARCにおいて実験を行った。0.4GeVから3.0GeVのエネルギーの異なる陽子をサンプルに照射し、HPGe検出器を用いた崩壊ガンマ線のスペクトル測定により$$^{mathrm{7}}$$Beから$$^{mathrm{183}}$$Reの広範囲にわたる核種生成断面積を得た。実験値を評価済み核データライブラリ(JENDL-HE/2007)、PHITS及びINCL++コードを用いた計算値とで比較した。本実験値は他の実験と矛盾のない結果であり、また他の実験と比べ高精度で測定できた。軽核種を生成する反応では、$$^{mathrm{7}}$$Beの生成断面積は、JENDLおよびPHITS及びINCL++コードによる計算は比較的良い一致を示すものの、$$^{mathrm{22}}$$Naは実験の1/10程度となり過小評価することがわかった。中重核から重核の生成では、PHITSはINCL++と同様に実験をファクター2程度の精度で再現することがわかった。PHITS及びINCL++の励起関数の極大となるエネルギーは実験とよい一致を示すものの、JENDL-HEは実験より低いことが判明した。

論文

JENDL project and related activities

多田 健一; 岩本 修

Proceedings of 2019 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2019), Vol.2, p.1622 - 1624, 2020/08

原子力機構では、粒子輸送計算コードの基礎データとして、評価済み核データライブラリJENDLを整備しており、今日では世界で最も有名な評価済み核データライブラリの一つとなっている。本発表では、放射線輸送計算コードの開発者及び利用者に対し、JENDLの最近の活動と、今後リリース予定のJENDL-5の概要について紹介する。また、JENDL関連の活動として、評価済み核データライブラリを粒子輸送計算コードで利用可能な断面積ライブラリに変換する核データ処理コードFRENDYの開発についても併せて説明する。

論文

Status and future plan of JENDL

岩本 修

JAEA-Conf 2019-001, p.7 - 11, 2019/11

Nuclear Data Center of JAEA is planning to develop the next version of the general-purpose file, JENDL-5. Evaluation of nuclear data of light nuclei and structure materials are in progress. Data of minor actinides and fission products are also being updated based on the recent measurements including the TOF experiment by ANNRI at J-PARC. The first version of the test file of JENDL-5$$alpha$$1 was created in this year. It includes the updated and newly-evaluated data for more than 90 nuclides. The benchmark testing of JENDL-5$$alpha$$1 for reactor and shielding is in progress. In addition to the general-purpose file, special purpose files for photonuclear reactions and activation cross sections was recently released as JENDL/PD-2016 and JENDL/AD-2017 to meet the needs of electron accelerator application and the decommissioning of nuclear facilities, respectively. At the symposium, the recent progress and the future plan about developments of JENDL will be presented.

論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

446 件中 1件目~20件目を表示