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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。

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。

論文

Measurement of low energy neutron spectrum below 10keV with the slowing down time method

前川 藤夫; 大山 幸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 372, p.262 - 274, 1996/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.03(Instruments & Instrumentation)

汎用性の高い中性子スペクトル測定手法がいまだ確立さていないeVエネルギー領域において、測定法の1つの可能性として減速時間法を応用した中性子スペクトル測定を試みた。SUS316製の実験体系中では1keV以下のエネルギー範囲で10%以下の高精度でスペクトルを得た。SUS316/水の多層状の実験体系の測定から、最軽核である水素が存在して減速時間法の適用が困難な実験体系に対しても本手法が有効であることを示した。SUS316/水体系では、本手法をを拡張して熱中性子束の測定も行った。減速時間法の特徴と限界を他の測定手法と比較しながら検討した結果、いくつかの制約はあるものの、高精度、高信頼性、高感度、適度なエネルギー及び空間分解能の点から、減速時間法はeVエネルギー領域の中性子スペクトル測定手法として大変有効であることが分かった。

報告書

医療照射における熱中性子束測定技術

横尾 健司; 鳥居 義也; 鯉淵 薫; 市村 茂樹; 大浦 博文*; 笹島 文雄; 前島 猛*; 茂垣 隆久*; 関根 勝則*; 高橋 秀武

JAERI-M 94-058, 45 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-058.pdf:1.25MB

原子炉を用いたほう素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)による脳腫瘍の医療照射を行うため、原研では、JRR-2熱中性子柱に中性子医療照射設備を整備し、1990年8月に第1例目の医療照射を実施した。以来1993年3月までに、15回の医療照射を行っている。それに伴い、患者の患部照射量を把握するうえで必要な測定装置の整備を進めてきた。整備された測定器は、全線放射化量測定のための$$beta$$-$$gamma$$同時計数装置と、熱中性子束のリアルタイム(同時)モニタリングのための同時モニタ測定装置である。これらの測定装置を用いた測定技術について報告する。

論文

Comparison of JRR-4 core neutronic performance between silicide fuel and TRIGA fuel

中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫

Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03

JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cm$$^{3}$$と変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm$$^{3}$$程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。

論文

JRR-3 neutron radiography facility

松林 政仁; 鶴野 晃

Neutron Radiography,4, p.415 - 422, 1993/00

JRR-3中性子ラジオグラフィ装置はJRR-3の改造を機会に、これまでの経験と中性子ラジオグラフィの研究開発の発展を参考として新たに設計製作したものであり、1991年完成した。現在、特性試験とともに一部の利用が行われている。本装置は熱中性子ラジオグラフィ装置と冷中性子ラジオグラフィ装置から成り、特に前者は2ヶ所の撮影室を持ち、従来から行われてきた高放射性物質の照射後非破壊検査の他に、多種類の試料に対する中性子ラジオグラフィ実験が行えるようになっている。特性測定の結果、熱中性子、冷中性子ともに10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$/secを超える高中性子束が得られ、L/Dも100以上、n/$$gamma$$比についてもTV法において100以上が得られていることが確認された。これらの結果は本装置が性能において世界のトップレベルにあることを示すもので、特に試料の動態観察に威力を発揮している。本報告においては特性測定の結果を主として述べる。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

報告書

低濃縮ウラン実験用燃料要素の核的特性測定とSRACコードシステムによる解析

有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実

JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04

JAERI-M-85-047.pdf:1.98MB

20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。

報告書

JMTRとJMTRCの対応性(No.34cy.実験)

瀬崎 勝二; 武田 勝彦; 桜井 文雄; 小向 文作; 近藤 育朗

JAERI-M 6688, 43 Pages, 1976/08

JAERI-M-6688.pdf:1.47MB

材料試験炉では精度の高い照射と、原子炉の安全性の確認のために、臨界実験装置を使用して各運転サイクルの先行試験を実施して来た。しかし、材料試験炉とその臨界実験装置の間には炉心構造上、若干の差違があり、中性子束分布、反応度等炉特性に差が生じる。これは燃料試料の発熱量、燃料要素の核的ホットスポット因子に影響を与える。そこで、ベリリュウムH枠を変換した第34サイクルにおいて、熱中性子束を測定して材料試験炉とその臨界実験装置の対応性を確認した。本報告には、炉出力、熱中性子束、核分裂率、制御棒反応度、超過反応度の測定結果および検討結果を述べてある。

論文

Standardization of $$^{2}$$H(d,n)$$^{3}$$He neutron source by total absorption method using water bath

中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08

 被引用回数:0

高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)$$^{3}$$He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。

論文

Experimental calibration of matching foils for avoiding thermal neutron flux perturbation

大部 誠; 一守 俊寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 5(9), p.447 - 451, 1968/00

 被引用回数:0

抄録なし

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