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論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Proton-induced activation cross section measurement for aluminum with proton energy range from 0.4 to 3 GeV at J-PARC

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.955 - 961, 2018/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:35.59(Nuclear Science & Technology)

大強度陽子加速器施設(J-PARC)において広く用いられる構造材に対する陽子入射の核破砕反応による放射化断面積をシステマティックに測定するための一連の実験を開始した。J-PARCの3GeVシンクロトロン陽子加速器施設において提案した測定方法の妥当性の確認のため、実験データが比較的豊富に存在するアルミニウムの断面積を測定した。陽子入射に伴い、アルミニウムより$$^{7}$$Be, $$^{22}$$Na、および$$^{24}$$Naを生成する断面積を、0.4, 1.3, 2.2, 3.0GeVのエネルギーに対し測定した。有効照射陽子数決定法により実験データの妥当性を確認し、問題ないことを確認した。本実験で得た断面積を、既存の実験データ,評価済み核データ(JENDL-HE/2007)およびPHITSによる計算値と比較した。JENDL-HE/2007は実験データと一致を示したものの、PHITSによる計算値は40%程度過小評価した。この原因には、PHITSに用いられる蒸発モデルに起因すると考えられたため、Furihataにより提案されたGEMモデルを適用したところ、実験を再現できるようになった。

論文

Activation measurements of neputunium-237 at KURRI-Linac

中村 詔司; 寺田 和司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 堀 順一*

KURRI Progress Report 2015, P. 67, 2016/08

マイナーアクチノイド核種の断面積データの精度の向上のために、一連の中性子捕獲断面関測定を、放射化法により実施してきている。今回、マイナーアクチノイド核種のうちNp-237について放射化測定を行った。本実験では、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器による中性子源を用いた。Np-237の中性子捕獲反応により生成されたNp-238からの$$gamma$$線を測定して反応率を求めた。照射位置の中性子スペクトルをシミュレーション計算で求めて、Au箔の反応率を用いて規格化した。規格化した中性子スペクトルとJENDL-4.0の評価データを用いてNp-237の反応率の計算値を求めた。実験値と計算値が誤差の範囲で一致し、本実験ではJENDL-4.0を支持することが分かった。

論文

Measurements of americium isotopes by activation method at KURRI-Linac

中村 詔司; 寺田 和司; 高橋 佳之*; 佐野 忠史*; 堀 順一*

KURRI Progress Report 2015, P. 69, 2016/08

マイナーアクチノイドの核データの精度向上研究(AIMACプロジェクト)の一環として、マイナーアクチノイド核種の中性子捕獲断面積測定を進めてきている。本研究では、$$^{241}$$Amと$$^{243}$$Am核種を選定し、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器施設の中性子源を用いた放射化実験を行った。加速器施設のターゲット室における中性子束は、照射位置で10$$^{8}$$(n/cm$$^{2}$$s)オーダーであることが分かった。照射済み試料の$$alpha$$線および$$gamma$$線計測を行い、反応率を導出することができた。今回の照射条件で、放射化実験が可能であることが確認できた。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

論文

Measurements of deuteron-induced activation cross sections for IFMIF accelerator structural materials in the energy range of 22-40 MeV

落合 謙太郎; 中尾 誠*; 堀 順一*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 石岡 典子; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1459 - 1464, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.32(Nuclear Science & Technology)

国際核融合炉材料照射施設IFMIFは40MeV, 125mA重陽子ビーム加速器であり、構成材料はその高エネルギー重陽子によって放射化される。われわれは日本原子力研究所のAVFサイクトロン加速器(TIARA)による22-40MeVの重陽子ビームを用いて照射実験を行い、主要構成材料であるアルミニウム,銅,タングステン,バナジウム,ニッケル,鉄及びタンタルからの放射性元素の放射化断面積を測定した。

論文

Measurements of deuteron-induced activation cross sections for IFMIF accelerator structural materials

中尾 誠*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 山内 通則*; 石岡 典子; 西谷 健夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2004), p.1489 - 1492, 2004/09

IFMIF(International Fusion Material Irradiation Facility)の設計では重陽子ビームによる加速器構成材料の放射化の評価が重要であるが、重陽子による放射化断面積の測定データは非常に少ない。そこでIFMIF加速器の構成材料として候補に挙がっているAl, Cu, Wについて、重陽子が入射した時に生成される主な放射性核種に対する放射化断面積の測定を日本原子力研究所高崎研究所TIARA施設のAVFサイクロトロンを用いて行った。スタックフォイル法を適用し、Al, Cu, Wの箔を交互に積層した試料を重陽子で照射することによって、23$$sim$$34MeVのエネルギー領域において1MeV間隔で$$^{27}$$Al(d,x)$$^{27}$$Mg, $$^{24}$$Na, $$^{nat}$$Cu(d,x)$$^{62,63}$$Zn, $$^{61,64}$$Cu, $$^{nat}$$W(d,x)$$^{187}$$W, $$^{181-184,186}$$Reの放射化断面積を得ることができた。

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

Experimental validation of decay heat calculation codes and associated nuclear data libraries for fusion energy

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(1), p.53 - 62, 2001/01

核融合炉の安全設計を行ううえで、14-MeV中性子照射された機器中における崩壊熱を高精度で予測することは極めて重要である。そこで、原研FNSの14-MeV中性子源施設で取得された32種の核融合炉関連材料に対する系統的な崩壊熱実験データを利用し、崩壊熱計算精度の検証を行った。日本で開発された2つの計算コードであるACT4とCINAC、及びJENDLとFENDLの放射化断面積ライブラリ、などのテストを行った。計算値を実験データと比較した結果、2つの計算コードのアルゴリズムは正しく、また多くの放射化断面積や崩壊データは適切であることを確認した。しかし、不適当な放射化断面積、放射化断面積データの欠如、X線や転換電子エネルギーの不適切な取り扱い方法等の問題が依然として存在することがわかった。

論文

Production of a dosimetry cross section set up to 50MeV

前川 藤夫; Von-Moellendorff, U.*; Wilson, P. P. H.*; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.417 - 424, 2001/00

50-MeVまでの中性子場のドシメトリーに必要な反応断面積セットを作成した。ドイツ・カールスルーエ研究所のサイクロトロン施設のd-Be,d-Li中性子源によりAl,Co,Tm,Bi等の放射化箔検出器を照射し、放射化反応率を測定した。一方モンテカルロ計算により照射場の中性子スペクトル推定値を求め、これを放射化反応率の実験値と整合するように調整した。この過程で問題のありそうな断面積データについての見直しを行い、最終的に反応断面積及び中性子スペクトル全体で整合性が保たれるようにした。以上により、低しきい値の(n,n'),(n,p),(n,$$alpha$$),(n,2n)反応から40-MeVを越えるしきい値を持つ(n,5n),(n,6n)反応を含む50-MeVまでのドシメトリー反応断面積セットを作成した。

論文

Experimental study on beryllium-7 production via sequential reactions in lithium-containing compounds irradiated by 14-MeV neutrons

前川 藤夫; Verzilov, Y.M.*; Smith, D. L.*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1448 - 1452, 2000/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.14

核融合炉のトリチウム増殖材であるリチウムは、14-MeV中性子照射ではトリチウム以外に放射能は生成しないとされている。しかし実際に照射を行うと、ベリリウム-7を生成する。これは、14-MeV中性子反応により生成した陽子や重陽子がさらにリチウム-6やリチウム-7と反応(シーケンシャル反応)してベリリウム-7を生成するためである。そこで、原研FNSのD-T中性子源で酸化リチウム、炭酸リチウム及び水酸化リチウムを照射し、これらの化合物中における実効ベリリウム-7生成断面積を測定した。酸化リチウムの場合の実効断面積は約0.05mbであった。この結果は、SiC等の低放射化構造材料を用いる核融合炉の炉停止後のブランケット中の生成誘導放射能を評価するうえで、シーケンシャル反応によるベリリウム-7生成を十分に考慮しなければならないことを示している。

論文

The IRAC code system to calculate activation and transmutation in the TIARA Facility

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 細野 雅一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.840 - 844, 2000/03

IRACコードシステムを、TIARA施設での各種放射線環境で生成する放射性核種と放射能を計算できるように改訂した。本コードシステムは、150MeV以下の中性子、陽子、重陽子及び$$^{4}$$He, 500MeV以下の$$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{20}$$Ne及び$$^{40}$$Arを入射粒子として、3次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。システムには、放射化断面積、崩壊・光子放出データ及び原子質量等の物理データファイルが用意されている。入力データは、入射粒子、ターゲット、照射・冷却時間、及び計算・出力条件である。$$^{20}$$NeイオンをCoターゲットに入射させた場合に生成する放射能の計算値と測定値の比較を行った。

論文

Measurements of neutron spallation cross sections of $$^{12}$$C and $$^{209}$$Bi in the 20- to 150-MeV energy range

E.Kim*; 中村 尚司*; 紺野 敦子*; 上蓑 義明*; 中西 紀喜*; 今村 峯雄*; 中尾 徳晶*; 紫田 誠一*; 田中 進

Nuclear Science and Engineering, 129(3), p.209 - 223, 1998/00

 被引用回数:57 パーセンタイル:2.75(Nuclear Science & Technology)

$$^{12}$$Cと$$^{209}$$Biの中性子核破砕断面積は20から150MeVのエネルギー領域のp-$$^{7}$$Ni準単色中性子場で測定された。照射実験は東大核研(INS)、原研高崎研(TIARA)、理研で行われた。中性子スペクトルはTOF法で測定され、単色中性子ピークフルエンスの絶対値はTIARAでは反跳陽子カウンターテレスコープで、INSと理研ではLiターゲットの放射化法で測定された。本研究では$$^{12}$$C(n,2n)$$^{11}$$Cと$$^{209}$$B(n,xn)(x=3,12)反応の断面積を求め、得られた実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータと比較を行った。比較の結果、我々の実験値は他のグループの実験値やENDF/B-VIデータとよく一致している。本論文で述べられている20MeV以上での$$^{209}$$Bi(n,xn)反応と40MeV以上での$$^{12}$$C(n,2n)$$^{11}$$C反応データは、今まで存在しなかった初めての実験値である。また、$$^{209}$$Bi(n,xn)(x=3,12)反応は高エネルギー中性子スペクトロメータとして応用できると考えられる。

報告書

IRACM: イオン及び中性子による生成放射能計算コードシステム

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 渡辺 博正; 山野 直樹*

JAERI-Data/Code 97-019, 91 Pages, 1997/05

JAERI-Data-Code-97-019.pdf:2.58MB

加速器施設では、加速イオン及び二次中性子により加速構成機器及び試料中に放射能が生成されることから、放射線被曝、放射性同位元素及び放射性廃棄物の低減のために、これらの生成放射能の評価が重要である。このため、加速器施設の放射線場で生成される核種、放射能を計算するコードシステムIRACMを開発した。本コードシステムは入射粒子として、中性子、陽子、重陽子、$$alpha$$$$^{12}$$C、$$^{14}$$N、$$^{16}$$O、$$^{20}$$Ne、$$^{40}$$Arを考慮した任意の1次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。本システムは、計算プログラム、及び放射化断面積、崩壊・ガンマ線データライブラリで構成されており、FACOM-M780大型計算機及びDECワークステーションで実行可能である。

論文

Measurements of the $$^{32}$$S(n,p)$$^{32}$$P and $$^{35}$$Cl(n,$$alpha$$)$$^{32}$$P reaction cross sections in the energy range of 13.3-14.9MeV and their integral test below 14MeV

Y.M.Verzilov*; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 37(1), p.95 - 105, 1997/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.92

原研FNSのD-T中性子源を用い、$$^{32}$$S(n,p)$$^{32}$$P及び$$^{35}$$Cl(n,$$alpha$$)$$^{32}$$P反応の断面積を13.3-14.9MeVのエネルギー範囲で測定した。照射試料を水に溶かし、$$^{32}$$Pの$$beta$$崩壊に伴うチェレンコフ光を測定して$$^{32}$$Pの放射化量を求め、これから$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb反応断面積に規格化した断面積を導出した。また、14MeV以下におけるこれら2つの断面積の積分テストを目的として、ベリリウム体系中に設けた5つの異なる中性子場において反応率を測定した。これらの反応率を4つの放射化断面積ライブラリ(JENDL Activation File,ADL-3T,EAF-3.1,FENDL/A-1.0)を用いた計算値と比べ、各ライブラリの断面積データの妥当性を調べた。

論文

Measurements of activation cross sections for waste management assessment in fusion reactors

池田 裕二郎; D.L.Smith*

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1190 - 1196, 1996/12

D-T中性子による核融合炉構成材の放射化の問題は、炉停止後の線量、崩壊熱、放射性廃棄物評価で基本的であり、特に長寿命放射性核種生成は長期に渡る廃棄物処理のシナリオ作成上重要である。IAEA-CRPとして過去5年間の活動として放射化断面積の精度が飛躍的に向上した。本論文は、関連する断面積の測定に係わる技術的な取組みとこれまで世界各国の主要な専門家によって得られた実験データの現状をレビューするとともに、特に重要な14MeV中性子放射化断面積測定で中心的な貢献をした原研FNSにおける成果を中心に紹介する。本論文は、上記会議の特別セッション「核融合炉のための核データ」の招待講演として発表するものである。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.18(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

Measurement of neutron activation cross sections for the $$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo, $$^{99}$$Tc(n,$$alpha$$)$$^{96}$$Nb, $$^{99}$$Tc(n,n$$alpha$$)$$^{95}$$Nb, and $$^{99}$$Tc(n,n)$$^{99m}$$Tc reactions at 13.5 and 14.8MeV

池田 裕二郎; E.T.Cheng*; 今野 力; 前川 洋

Nuclear Science and Engineering, 116, p.28 - 34, 1994/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.76(Nuclear Science & Technology)

脳や肝臓の癌の診断で有効な$$^{99m}$$Tcの親核である$$^{99}$$Moの需要は年々増加している。$$^{99}$$Moは核分裂生成物の分離あるいは$$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo反応を用いて製造されているがその比放射能は高いものではない。そこでFMIF,ESNIT等の材料照射用強力中性子源の有効利用として$$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo反応を用いた高比放射能$$^{99}$$Moの製造が検討されている。本研究では上記概念の成立性検討の基礎となる14MeV近傍の断面積を放射化法で測定するとともに、長寿命放射性核$$^{99}$$Tcの核変換反応(n,$$alpha$$),(n,n$$alpha$$)の断面積も同時に測定した。REAC$$ast$$2コードを用いたFMIFでの$$^{99}$$Mo製造の試算では現在の試料需要価値を仮定すると年間12M$の利益が見込まれる。しかしながら、REAC$$ast$$2では反応断面積40mbを用いており、本実験データ、14mb、に基づく限り3倍程度の過大評価となっている。しかしながら、高比放射能$$^{99}$$Moの提供及び中性子源の有効利用の観点からこの概念の成立性は高いと結論できる。

論文

Development of IRAC code system to calculate induced radioactivity produced by ions and neutrons

田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 横田 渉; 神谷 富裕; 渡辺 博正; 山野 直樹*; 白石 忠男; 畑 健太郎

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.965 - 971, 1994/00

イオン照射研究施設における作業者の被曝低減化および廃棄物管理等に有用な、イオンおよび中性子とターゲット核種との核反応、崩壊によって生成される放射性核種と放射能の計算コードシステムを開発した。コードシステムとして、ターゲットを1次元多重層体系とした汎用システムIRACと、3次元体系としたIRAC3Dシステムの2システムを作成した。ここでは、IRACコードシステムを構成している誘導放射能計算コード;放射化断面積、放射性核種の崩壊データおよびガンマ線放出データライブラリの機能の説明と計算例について報告する。

報告書

Activation cross section measurements at neutron energy from 13.3 to 14.9MeV using the FNS facility

今野 力; 池田 裕二郎; 大石 晃嗣*; 河出 清*; 山本 洋*; 前川 洋

JAERI 1329, 105 Pages, 1993/10

JAERI-1329.pdf:3.54MB

1984年以来,FNSの強力中性子源を用い、13.3から14.9MeVの中性子エネルギーに対する放射化断面積の系統的な測定が行われている。本論文は、1988年から1990年にかけて測定された放射化断面積のデータをまとめたものであり、24元素を対象とし、(n,2n),(n,n),(n,p)及び(n,$$alpha$$)反応に関し、合計89反応断面積データを含んでいる。このうち、9反応の断面積は今回初めて測定されたものである。これまで1点の測定データしかない14の反応についても、広いエネルギー範囲で精度の良いデータが得られた。実験手法及びデータ処理の方法については、前回の報告書の時とほぼ同様である。今回測定された実験値は、文献値及びJENDL-3やENDF/B-V,-VIの評価値と比較検討された。また、FNSだけの測定値を基にして、(n,2n),(n,p),(n,np)及び(n,$$alpha$$)反応のシステマティックスについても概観した。

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