検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 69 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

Thermal-neutron capture cross-section measurement of tantalum-181 using graphite thermal column at KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10

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

良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: $$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co, $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, and $$^{98}$$Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて$$^{181}$$Ta(n,$$gamma$$)$$^{182m+g}$$Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5$$pm$$0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.4$$pm$$0.3 barnを支持した。また、$$^{181}$$Ta核種は、$$^{197}$$Auと$$^{98}$$Moモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。

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

Comparison between simulation and experimental results for neutron flux in DDA systems

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

EUR-28795-EN (Internet), p.694 - 701, 2017/00

JAEA and EC/JRC have been carrying out collaborative research for developing new non-destructive assay techniques that can be utilized for quantifying high radioactive special nuclear materials such as spent fuel and next generation minor actinide fuels. In the research, accuracy of Monte Carlo simulation is important since it is utilized for design and development of a demonstration system of next-generation Differential Die-away (DDA) technique in JAEA. In order to evaluate the accuracy, neutron flux in the sample cavity of the PUNITA device which utilizes JRC type DDA technique and one of JAWAS-T device which utilizes JAEA type DDA technique were measured. The neutron flux in the target sample placed in the PUNITA sample cavity was also measured. The measurement results were compared with the simulation results. In this presentation, we report on comparison results for the neutron flux obtained by experiment and simulation.

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

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

論文

Neutronic performance of rectangular and cylindrical coupled hydrogen moderators in wide-angle beam extraction of low-energy neutrons

甲斐 哲也; 原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 鬼柳 善明*; 池田 裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 550(1-2), p.329 - 342, 2005/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.09(Instruments & Instrumentation)

結合型モデレータに対する多数の中性子ビームの要求に応えるため、中性子ビームの取出角度を大きくする必要がある。このとき、低エネルギー中性子の時間積分、及びパルスピーク強度を最大とするため、中性子特性計算を行った。中性子強度の合計はビーム本数の増加に伴って増加したが、それぞれの中性子ビームの強度は、反射体に設けられたビーム取出孔に起因する反射体欠損により減少した。直方型モデレータにおいて取出角度が大きな場合(法線から25度)、その方向へ向かう低エネルギー中性子の空間分布を計算すると、大きく強度が減少している領域が生じていることがわかった。代案として提案した円筒型モデレータを用いることにより、強度減少の見られる領域を縮小することができた。さらに円筒型モデレータについて、時間積分,パルスピーク強度,パルス幅,パルス減衰特性をモデレータ直径の関数として計算した結果、直径140mmが最適であることがわかった。両者の比較の結果、円筒型の方が、時間積分強度とパルス減衰特性は同等で、高いパルスピーク強度,狭いパルス幅,平坦な角度依存性の中性子ビームを供給できることがわかった。両者のパルス特性の違いについての説明も行っている。J-PARC核破砕中性子源において、円筒型の結合型モデレータを採用することとした。

論文

Annular core experiments in HTTR's start-up core physics tests

藤本 望; 山下 清信*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*

Nuclear Science and Engineering, 150(3), p.310 - 321, 2005/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.38(Nuclear Science & Technology)

HTTRの臨界試験において、解析コードの検証を目的として環状炉心の試験が行われた。この試験では、初臨界炉心,臨界制御棒位置,中性子束分布,過剰反応度等の測定が行われた。これらのデータを被覆粒子の燃料コンパクト中での配置を考慮できるモンテカルロコードMVPで評価した。その結果、環状炉心における反応度に対する被覆粒子燃料の非均質効果は、中実炉心での効果より小さいことが明らかになった。実効増倍率の解析値は測定値と1%$$Delta$$k以下の誤差で一致した。中性子束分布の解析値は測定値とよく一致した。過剰反応度評価においては、制御棒の干渉効果を排除するための修正法を用いた。修正した過剰反応度と解析値は 1%$$Delta$$k/k以下の差で一致した。

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:61.05(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

論文

D-T neutron skyshine experiments and the MCNP analysis

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 和田 政行*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.58 - 61, 2004/03

核融合施設の天井から漏洩した放射線が空気と散乱して、施設周辺の地上に到達する、いわゆるスカイシャンは、核融合施設周辺の放射線安全に最も重要な項目の一つである。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を2002年3月と2003年3月の2回にわたって実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を測定した。2002年3月の実験ではHe-3レムカウンタを用いて線源から550mまでの中性子線量率分布と200mまでの2次$$gamma$$線スペクトルを大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器で測定した。2003年3月の実験ではFNS建屋周辺において、NE213シンチレーション検出器を用いた中性子スペクトル測定とBGOシンチレータ検出器を用いた2次$$gamma$$線スペクトル測定を実施した。測定された結果は、JENDL-3.3を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4C)とよく一致し、MCNPによる計算がスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることを確認した。

論文

Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*

Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01

 被引用回数:34 パーセンタイル:89.82(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K$$sim$$1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で$$sigma$$相と$$chi$$相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。

論文

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

報告書

STACY非均質炉心における位置検出型比例計数管による中性子束分布の測定と解析,1(受託研究)

村崎 穣; 宇野 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-029, 107 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-029.pdf:7.04MB

未臨界度測定手法の開発のため、STACY非均質炉心体系の実験において、位置検出型比例計数管(PSPC)により、炉心タンク外側近傍における中性子束分布の測定を行った。測定の結果、硝酸ウラニル溶液のウラン濃度50g/L~210g/Lの範囲における臨界時及び未臨界時の中性子束分布を$$pm$$13mmの位置精度で得た。また、パルス中性子実験における測定により、即発中性子減衰定数$$alpha$$を求めた。さらに、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより、PSPC測定位置における中性子束分布及び$$^{3}$$He反応率分布を求め、PSPC測定値との比較を行った。比較の結果、カドミウムカバー付きPSPCの測定値に対して、計算値は、臨界液位の半分の高さより上部ではおおむね一致したが、それより下部では両者の差が大きくなった。一方、カドミウムカバーなしの測定値に対して、計算値は良く一致した。

論文

Evaluation of neutron flux and gamma heating for irradiation tests of JMTR

長尾 美春; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 新見 素二; 藤木 和男

KAERI/GP-195/2002, p.49 - 55, 2002/00

モンテカルロコードMCNPを用いたJMTRにおける照射場評価手法の検討を行ってきた。これまでに行われた検証の結果、高速中性子束,熱中性子束のMCNP計算値は、フルエンスモニタによる測定値に対して各々$$pm$$10%,$$pm$$30%の精度であった。$$gamma$$加熱率については、試料部の温度で比較した結果、解析値は、測定値に対して-3~+14%で評価できた。以上の結果から、JMTR照射試験においては、中性子束,料部温度において高精度な評価が可能である。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルのLEU炉心との比較

長尾 美春; 竹本 紀之; 武田 卓士

JAERI-Tech 2001-069, 83 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-069.pdf:4.76MB

JMTRでは、第142運転サイクル(2001年11月)から、炉心構成を従来のLEU炉心(LEU燃料を27本装荷した炉心)から改良LEU炉心(LEU燃料を29本装荷した炉心)に変更する。そこで、この炉心構成の変更が照射試験に対して及ぼす影響を検討するため、照射場の核的な特性について連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより解析を行った。その結果、燃料領域において高速中性子束は従来のLEU炉心とほぼ同じであること、熱中性子束は燃料領域で数%増加すること、中性子スペクトルは大きな相違がないことを確認した。また、第144運転サイクルからは運転日数が増加することに伴い、1サイクルあたりの中性子照射量は10数%増加する。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

報告書

ファントム内の2次元熱中性子束の分布測定と線量分布特性評価

山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 岸 敏明; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2001-015, 43 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-015.pdf:4.95MB

BNCTにおける頭部照射を模擬することを目的に、水ファントム内の2次元熱中性子束分布をJRR-4中性子ビームに対して測定した。熱中性子束の2次元分布測定には金線を用い、これを相互遮蔽効果を避けるために30度ごとにスポーク状に配置した。データの処理には2次元ラグランジュ補間(半径方向,角度)を用いて行った。ファントム内の照射野にVoidを含んでいる場合、深部方向の線量改善に優れた効果があることがわかった。その反面、Void周りに円環状のピーク部分を持った歪んだ分布となっていることがわかった。これらの結果を用いて、BNCT時の線量評価を行い、コリメータの効果、Voidの効果などの線量コントロールについて議論し、照射時間コントロールを加えることで中性子のコントロールができることを示した。

報告書

JRR-3M冷中性子実験孔C2-3における中性子スペクトル及び中性子束の測定

川端 祐司*; 海老沢 徹*; 田崎 誠司*; 鈴木 正年; 曽山 和彦

JAERI-Research 2000-019, p.20 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-019.pdf:0.83MB

研究用原子炉JRR-3Mでは、従来考えられていた冷中性子よりさらに長波長中性子を利用した新しい実験が提案されるようになってきた。このような傾向に対応するため、より長波長領域までの中性子スペクトル測定及び中性子束測定を冷中性子実験孔(C2-3)において行った。中性子スペクトルは、飛行時間法と$$theta$$-2$$theta$$法を併用することにより、従来より長波長領域まで大きく延長した波長4.5nmまで測定した。その結果、この範囲では急激なスペクトル変化はなく、この領域の中性子が利用可能であることが確認された。また、金箔放射化法による中性子束絶対測定の結果は2.3$$times$$10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$/sとなった。約10年前のJRR-3M建設当時の特性測定の結果と比較すると、測定位置が原因と考えられる以上の差異はなく、経年劣化による影響はほとんどないことが確認された。

論文

Evaluation of methodology on radioactive inventory estimation in the Japan power demonstration reactor decommissioning program

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.367 - 371, 2000/03

JPDRを対象とした放射能インベントリの評価においては、放射化放射能の計算及び測定による評価、汚染放射能の測定による評価を行い、得られた情報を、解体廃棄物の放射能レベルに応じた処理処分方式の決定、廃棄物容器の遮へい設計、作業者被ばく線量の予測等解体計画の立案と遂行のために活用した。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。本報告では、放射能インベントリ評価の方法と結果、及びそれらから得られた知見等を述べる。

報告書

MEU6炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルの混合炉心との比較

長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08

JAERI-Tech-99-063.pdf:2.78MB

JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。

論文

HTTR臨界試験の結果

藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義

UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00

HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。

69 件中 1件目~20件目を表示