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論文

Measurements of neutronic characteristics of rectangular and cylindrical coupled hydrogen moderators

甲斐 哲也; 加美山 隆*; 平賀 富士夫*; 大井 元貴; 広田 克也*; 鬼柳 善明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.283 - 289, 2018/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Extensive simulation calculations were performed in the design studies of the coupled hydrogen moderator for the pulsed spallation neutron source of the Japan Proton Accelerator Research Facility (J-PARC). It was indicated that a para-hydrogen moderator had an intensity-enhanced region at the fringe part, and that pulse shapes emitted from a cylindrical para-hydrogen moderator gave higher pulse-peak intensities with narrower pulse widths than those from a rectangular one without penalizing the time-integrated intensities. To validate the peculiar distribution and advantages in pulse shapes experimentally, some measurements were performed at the neutron source of the Hokkaido University electron linear accelerator facility. It was observed that the neutron intensity was enhanced at edges of the para-hydrogen moderators, whereas it decreased at the same part of the ortho-rich-hydrogen moderator, where the dimension of those moderators was 50 mm in thickness and 120 mm in width and height. The spatial distribution and pulse shapes were also measured for a cylindrical coupled para-hydrogen moderator that has the same dimensions as for the coupled moderator employed for J-PARC. The measured results from the cylindrical moderator were consistent with the results obtained in the design studies for the moderator for J-PARC.

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:11 パーセンタイル:33.74(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

Coupled hydrogen moderator optimization with ortho/para hydrogen ratio

甲斐 哲也; 原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 523(3), p.398 - 414, 2004/05

 被引用回数:29 パーセンタイル:10.53(Instruments & Instrumentation)

結合型水素モデレータの中性子性能を、パラ水素濃度,モデレータの厚さと高さ,プレモデレータの厚さを関数として評価した。100%パラ水素による厚い(120$$sim$$140 mm)モデレータが、高い15meV以下の時間-エネルギー積分強度とパルスピーク強度を得るという観点から最適であることがわかった。モデレータの中性子取出面における低エネルギー中性子強度分布より、プレモデレータ近辺の周縁部分の強度が中心部よりも高いことがわかった。この独特な分布から、プレモデレータに近いモデレータ周辺部の明るい部分を利用できるよう、モデレータと中性子取出面の設計が重要となることを示している。

論文

Anthropogenic radionuclides in seawater of the Japan Sea; The Results of recent expeditions carried out in the Japanese and Russian EEZ

伊藤 集通; 荒巻 能史*; 乙坂 重嘉; 鈴木 崇史; 外川 織彦; 小林 卓也; 千手 智晴*; Chaykovskaya, E. L.*; Lishavskaya, T. S.*; Karasev, E. V.*; et al.

Proceedings of International Symposium on Radioecology and Environmental Dosimetry, p.396 - 401, 2003/10

人工放射性核種の空間分布と時間変動を調べそれらの輸送・蓄積の過程を理解するための6か年の調査が、1997-2002の期間、日本とロシアの排他的経済水域内(EEZ)で実施された。本プロジェクトでは11回の調査が行われ、各測点で得られた海水と海底土についてSr-90, Cs-137, Pu-239+240の3核種の濃度が計測された。本発表では、2001-2002の期間に日露双方のEEZ内で行われた4回の調査で得られた調査結果を示す。Sr-90濃度は海面から海洋深層に向けて指数関数的に減少しており、海面で1.1-2.0mBq/L、約2000mで0.7mBq/L以下であった。Cs-137の鉛直分布もSr-90に類似しており、濃度は海面で1.6-2.6mBq/L、約2000mで0.9mBq/L以下であった。Pu-239+240の鉛直分布は海面で最小(0.004-0.019mBq/L)、約1000mで最大(0.030-0.046mBq/L)となっており、それ以深は深度とともに減少する。さらに、亜表層におけるSr-90とCs-137の濃度が比較的大きな経時変化を示すことが複数の測点の再調査で明らかとなった。そして、本プロジェクトの結果を総合することで、各核種のインベントリのマッピングを行うことができた。

論文

Studies on two types of built-in inhomogeneities for polymer gels; Frozen segmental concentration fluctuations and spatial distribution of cross-links

則末 智久*; 貴田 祐介*; 増井 直樹*; Tran-Cong-Miyata, Q.*; 前川 康成; 吉田 勝; 柴山 充弘*

Macromolecules, 36(16), p.6202 - 6212, 2003/08

 被引用回数:60 パーセンタイル:11.09(Polymer Science)

インテリジェント材料として注目されている温度応答性を示すpoly(N-isopropylacrylamide)ゲルの架橋構造と収縮速度との関係を調べた。架橋剤を用いたモノマー重合法及び$$gamma$$線を用いたポリマー架橋法により、架橋構造の異なる2種類のポリマーゲルを作製した。モノマー重合法で作製したゲルの収縮速度はポリマー架橋法で作製したものとほとんど同じだった。ところが、小角中性子散乱法や動的/静的光散乱法より、それらのミクロ構造は全く異なることがわかった。これらの検討より、モノマー重合法で得られたゲルは、ポリマー架橋法で得られたゲルの持つ凍結濃度ゆらぎに起因する不均一性に加えて、ゲル化過程で生じる架橋点の空間分布に起因するもう一つの不均一性を有することがわかった。

論文

Neutronic study on coupled hydrogen moderator for J-PARC spallation neutron source

甲斐 哲也; 原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.657 - 666, 2003/07

J-PARC核破砕中性子源の結合型モデレータについて中性子工学研究を行った。100%パラ水素モデレータを用いることにより、最大の15meV以下の積分強度、2meV,10meVのパルスピーク強度が得られたが、最適なモデレータ厚さはそれぞれ異なっていた。最終結論としては、140mmの厚さを選択した。また、中性子取出面上の中性子強度分布評価より、プレモデレータ近傍のモデレータ周縁部が中心部分よりも強度が高いことがわかった。このことは、モデレータと中性子取出面の設計が重要であることを示している。さらに、強度の中性子取出角度依存性を評価し、大きな角度取出しでは強度減少が著しいことがわかった。円筒型モデレータを用いることにより、この強度減少を緩和することができることが明らかになった。これらをもとに円筒型モデレータの直径を140mmと決定した。

論文

Application of thin film dosimeters to measurement of ion beam dose distribution, 2

小嶋 拓治; 須永 博美; 瀧澤 春喜; 花屋 博秋; 橘 宏行

JAERI-Review 2001-039, TIARA Annual Report 2000, p.120 - 121, 2001/11

MeV/uイオンビームについて特性を明らかにしたGafフィルム(MD-1260)をプラスチックファントム中平面方向の線量分布測定に応用した。450MeV $$^{129}$$Xe$$^{23+}$$イオンを厚さ10$$mu$$mのメッシュマスク材(線幅6$$mu$$m 格子内側距離19$$mu$$mを通して照射することによりGafフィルム上に人為的に線量分布をつくった。そして、フィルムの放射線誘起着色を直径1$$mu$$mの分析光をもつ顕微分光光度計を用いて測定を試みた。この結果、フィルムは十分な先鋭度を持って平面方向の照射領域を正確に示すとともに、線量応答特性に基づき吸光度から線量に換算することにより空間分解能1$$mu$$mで線量分布測定ができる可能性があることが明らかになった。

論文

Measurement of induced radioactivity in copper exposed to high energy heavy ion beam

Kim, E.; 中村 尚司*; 上蓑 義明*; 伊藤 祥子*; 福村 明史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.811 - 815, 2000/03

高エネルギー加速器施設において、ターゲット、加速器機器の放射化量を評価することは、施設の設計や被ばく防護の観点から重要である。しかし、イオンビーム照射時の放射化量を評価するための実験データは極めて少ない。そこで、核子あたり290MeV及び400MeVの$$^{12}$$Cイオン、400MeVの$$^{20}$$Neイオンを、厚さ3cm及び5cmの銅ターゲットに入射させ、核破砕反応により生成される放射性核種のターゲット中での分布を調べた。また、この結果を用いて、ビーム停止後の経過時間に対するターゲット周辺における線量当量率を評価した。以上の結果から、加速器保守時の作業者の外部被ばく評価に利用できる有用な知見を得た。

報告書

航空機ガンマ線サーベイシステムの開発、人工放射線場における測定実験の解析

長岡 鋭; 坂本 隆一; 斎藤 公明; 堤 正博; 宮坂 聡*; 森内 茂

JAERI-M 84-241, 120 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-241.pdf:3.68MB

航空機(ヘリコプタ)$$gamma$$線サーベイシステム開発の一環として、$$^{6}$$$$^{0}$$Co(100、400mCi)及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs(100、300mCi)を用いた人工放射線場における野外実験を実施した。本実験では3$$^{1}$$$$^{1}$$$$phi$$球形、16$$^{1}$$$$^{1}$$$$times$$16$$^{1}$$$$^{1}$$$$times$$4$$^{1}$$$$^{1}$$直方体等6種類のNaI(Tl)検出器により地上及び高度20~500mにおいて$$gamma$$線波高分布測定を行い、$$gamma$$線エネルギースペクトル、線量率等の空間分布を明らかにした。また、モンテカルロ計算値との比較を行い、両者が良く一致することを確認した。さらに、検出器、位置標定装置を含むシステム全体の特性データを入手するとともに、人工放射線成分を含む$$gamma$$線場において、その場のバックグラウンド線量率を評価する手法について検討し、係数を決定した。これらの結果は、測定データ解釈用基礎資料として利用されるだけでなく、環境$$gamma$$線の解析上汎用的に利用されることが期待される。

論文

Measurement of gamma-ray heating with thermoluminescence dosimeters including Sr$$_{2}$$SiO$$_{4}$$ and Ba$$_{2}$$SiO$$_{4}$$

岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 川瀬 幸男*; 大野 秋男; 三田 敏男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.70 - 73, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.75(Nuclear Science & Technology)

市販の3種類のTLDと実効原子番号の大きい新しいTLDSr$$_{2}$$SiO$$_{4}$$及びBa$$_{2}$$SiO$$_{4}$$の5種類のTLDを用いて、FCAXI-1集合体中でのガンマ線発熱分布を測定した。集合体内の各領域におけるガンマ線発熱を、市販の3種類のTLDを用いて求めた場合と新しいTLDを含む5種類のTLDを用いて求めた場合とで比較した。その結果、新しいTLDを用いることにより炉心などの原子番号の大きい領域中でのガンマ線発熱の測定精度が向上し、これらのTLDが非常に有用であることがわかった。この5種類のTLDより得られた発熱分布の測定精度は、炉心領域で20-40%,ブランケット領域で10%であった。計算は、遮蔽材料群定数JSD1000を用いて、中性子100群,ガンマ線20群で1次元S8P3輸送計算を行った。計算結果は、発熱分布の傾向をよく捉え、テスト領域では実験値と比較的よい一致を示した。一方、ドライバー領域では若干過小評価であり、ブランケット領域では過大評価であった。

報告書

核融合実験炉および動力炉における3.52MeVアルファ粒子の閉じ込めと加熱分布の検討

三野 薫*; 東稔 達三

JAERI-M 7723, 32 Pages, 1978/08

JAERI-M-7723.pdf:0.99MB

核融合実験炉(JXFR)および動力炉(JDFR)のプラズマにおいて、D-T反応で生じる3.25MeVアルファ粒子の2次元空間での閉じ込め、損失、加熱分布をドリフト運動方程式を用いて数値解析を行なった。解析では、プラズマ電流密度、イオン温度、数密度の種々の空間分布を平均値一定のもとに仮定している。これらの空間分布の相違は、結果に大きな差異を与えている。アルファ粒子の生成量に対する損失量の比は、プラズマ境界で最も大きくなり、各空間分布中心でピークを持っている方が全損失量比は小さくなる。プラズマ表面どの粒子束は、かなり角度依存性をもっている。アルファ粒子の運動量の非等方性を評価し、プラズマに及ぼす影響を論じた。すなわち、アルファ粒子の遠心力、電流の増加、イオン、電子の受ける抵抗力の増加について評価を行った。本研究のために開発した数値解析プログラム(ALPHA)のマニュアルを附録に与えている。

論文

A New experimental method of estimating physics parameters in large fast reactors

三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(2), p.58 - 73, 1976/02

 被引用回数:2

利用可能なPuおよびU燃料が制限されている条件のもとで、大型高速炉の炉物理量を正確に推定出来る新しい実験方法が提唱されている。この方法は、基準実験と一連の補助実験より成り立っている。基準実験は大型炉と幾何学的大きさが全く同じで、炉心の一部分でPu燃料、他の大部分でU燃料が装荷された体系で行なわれる。一方、補助実験は、基準実験系のドライバー領域を数個の部分領域に分け、個々の部分領域で順次U燃料を補助利用のPu燃料で置き換えて繰り返し行なわれる。これらの実験から、大型炉の炉物理量は摂動論的に一次の範囲で完全に推定出来る。これに対する理論的補正は二次以上の高次の項であり、分割された部分領域間の相互作用の効果のみである。原型炉程度の大型炉について詳細な数値計算が行なわれ、この結果から、その有効性が実証された。さらに、この方法は商業用高速炉の模擬実験に必要な最小のPuおよびU燃料の量を定める問題に応用することが出来る。

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