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論文

Neutronics design for molten salt accelerator-driven system as TRU burner

菅原 隆徳

Annals of Nuclear Energy, 149, p.107818_1 - 107818_7, 2020/12

 被引用回数:0

余剰プルトニウムの扱いは、日本における原子力利用の最重要課題の一つである。本研究では、この課題に取り組むため、超ウラン元素(TRU)核種の核変換をするための溶融塩加速器駆動システム(ADS)の検討を行った。MARDS(Molten salt Accelerator Driven System)と名付けられたこの概念は、硬いスペクトルを実現するため、鉛塩化物とTRU塩化物の混合物を燃料塩として用いる。この燃料塩は核破砕ターゲットとして用いられ、専用のターゲットを必要としない。さらに、ビーム窓が燃料塩と接しない設計にすることで、ADS検討で最も困難なビーム窓設計の設計条件を大きく緩和する。本研究では、この概念について核設計を行い、400MW熱出力、800MeV-7mA陽子ビームを用いることで、約4400kg/40年のプルトニウムを核変換できることを示した。この概念では、加速器としてLINACに代わり円形加速器を用いることができ、従来のJAEA-ADSに比べてより柔軟な設計が可能となる。

論文

$$^{rm 208,207,206,nat}$$Pb(p,x)$$^{207}$$Bi and $$^{209}$$Bi(p,x)$$^{207}$$Bi excitation functions in the energy range of 0.04 - 2.6 GeV

Titarenko, Yu. E.*; Batyaev, V. F.*; Pavlov, K. V.*; Titarenko, A. Yu.*; Malinovskiy, S. V.*; Rogov, V. I.*; Zhivun, V. M.*; Kulevoy, T. V.*; Chauzova, M. V.*; Lushin, S. V.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 984, p.164635_1 - 164635_8, 2020/12

 被引用回数:0

0.04から2.6GeVの陽子入射による$$^{rm 208,207,206,nat}$$Pb及び天然Biからの$$^{207}$$Bi生成断面積を直接$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて測定した。測定した結果は、モンテカルロ計算コードMCNP6.1, PHITS, Geant4及び核データライブラリTENDL-2019と比較した。その結果、一部の反応に対して計算と実験に不一致があることが分かり、その点について議論した。

論文

Modernization of the DCHAIN-PHITS activation code with new features and updated data libraries

Ratliff, H.; 松田 規宏; 安部 晋一郎; 三浦 孝充*; 古田 琢哉; 岩元 洋介; 佐藤 達彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 484, p.29 - 41, 2020/12

This paper details the recent improvements made to the DCHAIN-PHITS code, the activation, buildup, burnup, and decay code coupled to and distributed with PHITS. The recent improvements include the addition of numerous new decay and cross section nuclear data libraries, statistical uncertainty propagation implementation, support for 3-D grid mesh and tetrahedral geometries, reaction tracking, performance improvements, and more. The paper covers the DCHAIN's history, theory, usage, and improvements made to it and also includes example calculations showcasing these improvements. This is the first publication covering DCHAIN since the PHITS group obtained the code and will become the new reference journal paper for DCHAIN-PHITS. (The current reference document for DCHAIN is a JAERI document in Japanese only from 2001.)

論文

Atomistic modeling of hardening in spinodally-decomposed Fe-Cr binary alloys

鈴土 知明; 高見澤 悠; 西山 裕孝; Caro, A.*; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 540, p.152306_1 - 152306_10, 2020/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

熱時効したFe-Cr合金はスピノーダル分解によって硬化を引き起こし、これはいわゆる475C脆性の直接的な原因である。スピノーダル分解が原子的相互作用によってどのように硬化を引き起こすのかを示すため、数値シミュレーションと実験を実施した。数値的な結果では、硬さが短距離秩序(SRO)パラメーターと比例することを示され、実験でもこの関係を統計誤差内で再現した。どちらの結果も、隣接するCr-Cr原子ペアが本質的に硬化を引き起こすことを示唆した。なぜなら、SROがそのようなペアの出現確率に一意的に依存しているからである。硬化の主な原因がそのようなCr-Crペア付近を通過する転位のピン止め効果であることが示唆されたが、このアイデアはさらなるモデリング研究により裏付けられた。

論文

緊急時海洋環境放射能評価システムの開発; 海洋拡散の迅速な予測を可能に

小林 卓也; 川村 英之; 上平 雄基

日本原子力学会誌, 62(11), p.635 - 639, 2020/11

原子力事故により海洋へ放出される放射性物質の移行過程を予測することは、近年原子力施設の立地が進む東アジア諸国の周辺海域において重要なことである。原子力機構は、放射性物質の海洋拡散モデルを基盤とした緊急時海洋環境放射能評価システムを開発した。本システムは、海象予測オンラインデータを活用して、東アジア諸国の周辺海域における放射性物質の海洋拡散を迅速に予測するものである。これまでに、システムで実行される海洋拡散予測の精度を定量的に評価するとともに、アンサンブル予測手法を導入することで予測精度が向上することを示した。さらに、領域海洋モデリングシステムを用いて沿岸域を対象とした高分解能モデルを導入する等、システムの高度化を継続している。

論文

Optimization of a 9 MeV electron accelerator bremsstrahlung flux for photofission-based assay techniques using PHITS and MCNP6 Monte Carlo codes

Meleshenkovskii, I.*; 小川 達彦; Sari, A.*; Carrel, F.*; Boudergui, K.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 483, p.5 - 14, 2020/11

核分裂性物質の検知を目的として、制動放射線を検知対象に照射して光核分裂反応を発生させ、放出される中性子線を観測する技術が注目されている。この技術で制動放射線を発生させるための電子加速器は、同等の性能を発揮する中性子源と比べて放射化や即発線量が低く、装置の小型化が容易という利点がある。一方、光核分裂反応は中性子誘導核分裂反応より断面積が低いため、電子線ターゲットや制動放射線の取り出し口、照射野などを最適化することが検知効率の向上に必要となる。本研究では、汎用モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPとPHITSを用いて、最適化に必要な要素を明らかにした。その結果、ターゲットでの制動放射線の生成は原子番号の高い元素の方が有利であるが、発生した光子がターゲット周辺で($$gamma$$,n)二次反応を起こし、中性子を生成するため、光子によって起こる早い光核分裂反応と、中性子による遅い核分裂が混在し、最終的な検出対象である核分裂の発生時間が広がる問題が明らかとなった。また、中性子を生じる二次反応は電子線ターゲットだけではなく、ターゲット周辺の遮蔽材でも発生するため、中性子放出スレッショルドが高い元素を遮蔽材として選択するなどの工夫が必要であることが明らかになった。

論文

Measurement of thick target neutron yield at 180$$^{circ}$$ for a mercury target induced by 3-GeV protons

松田 洋樹; 岩元 大樹; 明午 伸一郎; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 483, p.33 - 40, 2020/11

大強度陽子加速器施設J-PARCにおいて、3GeV陽子入射による水銀標的から180度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを測定した。得られた結果は、粒子輸送計算コードPHITSによる計算結果と明らかな差異が見られ、その傾向はインジウムやニオビウムの放射化箔を用いた反応率実験の結果と一致することがわかった。鉛標的に対するGeV領域陽子入射中性子二重微分断面積の後方角におけるエネルギースペクトルの実験データとPHITSの核反応モデルを比較したところ、この差異は3GeV付近における核反応モデルによる中性子生成あるいは弾性散乱外断面積の記述に起因していることが示唆された。

報告書

Practical guide on soil sampling, treatment, and carbon isotope analysis for carbon cycle studies

小嵐 淳; 安藤 麻里子; 永野 博彦*; Sugiharto, U.*; Saengkorakot, C.*; 鈴木 崇史; 國分 陽子; 藤田 奈津子; 木下 尚喜; 永井 晴康; et al.

JAEA-Technology 2020-012, 53 Pages, 2020/10

JAEA-Technology-2020-012.pdf:3.71MB

近年急速に進行する温暖化をはじめとした地球環境の変化は、陸域生態系(とりわけ森林生態系)における炭素循環に変化をもたらし、その結果、温暖化や環境変化の進行に拍車をかける悪循環が懸念されている。しかしながら、その影響の予測には大きな不確実性が伴っており、その主たる要因は、土壌に貯留する有機炭素の動態とその環境変化に対する応答についての定量的な理解の不足にある。放射性炭素($$^{14}$$C)や安定炭素($$^{13}$$C)同位体の陸域生態系における動きを追跡することは、土壌有機炭素の動態を解明するうえで有力な研究手段となりうる。本ガイドは、同位体を利用した土壌炭素循環に関する研究を、特にアジア地域において促進させることを目的としたものである。本ガイドは、土壌の採取、土壌試料の処理、土壌有機炭素の分画、$$^{13}$$Cの同位体比質量分析法による測定及びその試料調製、ならびに $$^{14}$$Cの加速器質量分析法による測定及びその試料調製に関する実践的手法を網羅している。本ガイドでは、炭素循環研究において広く用いられる $$^{14}$$C分析結果の報告方法についても簡単に紹介する。さらに、同位体を利用した研究手法の実際的応用として、日本の森林生態系において実施した事例研究の結果についても報告する。本ガイドによって、同位体を利用した炭素循環研究に興味を持って参画する研究者が増加し、地球環境の変化の仕組みについての理解が大きく進展することを期待する。

論文

A Model intercomparison of atmospheric $$^{137}$$Cs concentrations from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, phase III; Simulation with an identical source term and meteorological field at 1-km resolution

佐藤 陽祐*; 関山 剛*; Fang, S.*; 梶野 瑞王*; Qu$'e$rel, A.*; Qu$'e$lo, D.*; 近藤 裕昭*; 寺田 宏明; 門脇 正尚; 滝川 雅之*; et al.

Atmospheric Environment; X (Internet), 7, p.100086_1 - 100086_12, 2020/10

福島第一原子力発電所(FDNPP)事故により放出された$$^{137}$$Csの大気中の挙動を調べるため、第3回大気拡散モデル相互比較が実施された。前回のモデル比較より高い水平格子解像度(1km)が使われた。前回のモデル比較に参加したモデル中9モデルが参加し、全モデルで同一の放出源情報と気象場が使用された。解析の結果、観測された高い$$^{137}$$Cs大気中濃度のほとんどが良好に再現され、いくつかのモデルの性能向上によりマルチモデルアンサンブルの性能が向上した。高解像度化によりFDNPP近傍の気象場の再現性が向上したことで、拡散モデルの性能も向上した。風速場の良好な表現によりFDNPP北西の高い沈着量の細い分布が合理的に計算され、FDNPPの南側の沈着量の過大評価が改善された。一方で、中通り地方、群馬県北部、及び首都圏のプルームの再現性能はやや低下した。

論文

Sr吸着繊維の吸着性能の改善と簡易的な$$^{90}$$Sr分析の実現に向けた検討

堀田 拓摩; 浅井 志保*; 今田 未来; 松枝 誠; 半澤 有希子; 北辻 章浩

分析化学, 69(10/11), p.619 - 626, 2020/10

$$^{90}$$Sr分析の迅速な前処理分離を可能とするため、基材表層部へ吸着層を形成可能な放射線乳化グラフト重合法により、Sr吸着性を示す18-クラウン-6エーテル誘導体を担持したSr分離用吸着繊維を開発した。常温で液体のSr吸着分子を繊維表面に担持させることにより、前報で作製したSr分離材料と比較してSr吸着容量が大幅に向上した。このSr吸着繊維の平衡吸着容量は、同一のSr吸着分子を含浸する市販の粒子状のSr分離材料(Sr Resin)と比較しても遜色なかった。また、Sr吸着分子の本来の金属イオン選択性は維持されていた。この吸着繊維を用いた簡易的な$$^{90}$$Sr分析法を考案し、$$^{90}$$Srの吸着性能を評価したところ、Srの吸着操作から測定までを約1時間で完了することが可能であった。

論文

Relation between biomolecular dissociation and energy of secondary electrons generated in liquid water by fast heavy ions

土田 秀次*; 甲斐 健師; 北島 謙生*; 松谷 悠佑; 間嶋 拓也*; 斎藤 学*

European Physical Journal D, 74(10), p.212_1 - 212_7, 2020/10

 被引用回数:0

水中における生体分子と重イオンの相互作用による基礎研究は、放射線生物影響の初期段階の解明へ向けて重要な知見を与えることが期待される。その中で、生体環境を模擬した真空中の液滴標的への重イオン照射実験が進められ、液滴から真空中に飛び出した生体分子グリシンの正イオン及び負イオンの生成収量が計測されているが、その生成メカニズムは未解明であった。そこで、PHITSのイオン飛跡構造解析モードを利用し、重イオンが真空から水に侵入した界面におけるエネルギー付与量を評価し、グリシンの正イオン及び負イオン分子が生成されるメカニズムを解析した。その結果、重イオン照射により発生した2次電子が関与する電離・励起、及び解離性電子付着の誘発量は、生成されたグリシンの正イオン及び負イオンの生成収量と相関があることを見出した。本成果は、放射線生物影響の初期段階の解明へ向けて、新たな科学的知見となるものである。

論文

Measurement of displacement cross-sections of copper and iron for proton with kinetic energies in the range 0.4 - 3 GeV

松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(10), p.1141 - 1151, 2020/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:8.37(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動型核変換システム(ADS)等の陽子ビーム加速器施設におけるビーム窓などの構造材の損傷評価には、原子当たりの弾き出し数(dpa)が損傷指標として広く用いられる。dpaの評価は弾き出し断面積に基づいて行われるものの、20MeV以上のエネルギー領域の陽子に対する弾き出し断面積の実験データは乏しく、計算モデルの間でも約8倍の差が存在している。このため、弾き出し断面積を実験的に取得するのは計算に用いるモデルの評価のために重要となる。弾き出し断面積の取得のため、J-PARCの加速器施設において、0.4-3GeVにわたる陽子エネルギー領域における銅と鉄の断面積を測定した。弾き出し断面積は、損傷を保持するために極低温に冷却された試料における、陽子ビームに金する抵抗率変化により得ることができる。本測定で得られた実験結果を元に、計算モデルの比較検討を行った。広く用いられているNorgertt-Robinson-Torrens (NRT)モデルは、実験値を3.5倍過大評価することが判明した。一方、近年の分子動力学に基づく非熱的再結合補正(arc)モデルは実験値をよく再現したため、銅と鉄の損傷評価にはarcモデルを使うべきであると結論づけられた。

論文

Evaluation of RBE-weighted doses for various radiotherapy beams based on a microdosimetric function implemented in PHITS

高田 健太*; 佐藤 達彦; 熊田 博明*; 櫻井 英幸*; 榮 武二*

Journal of Physics; Conference Series, 1662, p.012004_1 - 012004_6, 2020/10

筑波大学では、PHITSを計算エンジンとしたBNCT用の治療計画システム開発を進めている。そのシステムは、BNCTに加えてX線、陽子線及び炭素線ビームの治療への適用も計画されており、PHITSのマイクロドジメトリ機能を用いて、物理的なエネルギー付与を表現する吸収線量に加えて、放射線の種類による生物学的効果を考慮した線量(RBE加重線量)を計算することができる。本研究では、開発中のシステムを使ってX線,陽子線,炭素線の照射、BNCTに対してRBE加重線量、線エネルギー付与の確率分布をそれぞれ計算し、相互比較した。発表では、それらの計算結果を説明すると共に、実験値との比較結果についても紹介する。

論文

Analytical method for the determination of $$^{211}$$At using an $$alpha$$-scintillation-camera system and thin-layer chromatography

瀬川 麻里子; 西中 一朗*; 藤 暢輔; 前田 亮

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 326(1), p.773 - 778, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

$$^{211}$$At is a candidate nuclide for alpha-targeted therapy. In order to use $$^{211}$$At as a pharmaceutical, the radioactivity and chemical forms of generated $$^{211}$$At are the most fundamental specifications that need to be analyzed prior to its medical use. However, previous methods of separately measuring the radioactivity and chemical forms are not adaptable to the medical use of $$^{211}$$At because they cause a severe loss of $$^{211}$$At and do not analyze all the chemical forms of $$^{211}$$At. Therefore, a new analytical method for both the radioactivity and chemical forms of generated $$^{211}$$At is urgently needed. Accordingly, in this study, we developed an experimental system optimized to simultaneously analyze both the radioactivity and chemical forms of a $$^{211}$$At solution to significantly shorten the analysis time; we experimentally verified the accuracy and capabilities of this system at the Japan Atomic Energy Agency. The experiments confirmed that the present system could analyze the radioactivity and all the chemical forms of $$^{211}$$At with an uncertainty of approximately 5% in the region higher than 150 Bq and that it was 200 times more sensitive than the conventional method using an imaging technique with an X-ray imaging plate. As a result, a new method for analyzing the radioactivity and chemical forms of $$^{211}$$At was successfully established and this method will meet the demands for alpha-targeted therapy using $$^{211}$$At. This method will contribute to promoting the stable supply of the medical use of $$^{211}$$At in the near future.

論文

アルミニウムの自発的な界面剥離現象の謎に迫る; より高強度の金属材料開発に向けて

戸田 裕之*; 都留 智仁; 山口 正剛; 松田 健二*; 清水 一行*; 平山 恭介*

化学, 75(10), p.48 - 53, 2020/10

アルミニウム合金の水素脆化に関して、原子分解能をもつ電子顕微鏡観察による原子配列の情報を得ることで、材料中の原子レベルの欠陥と水素の相互作用を解析できる精密な原子モデルを構築した。これを用い、電子状態計算に基づくシミュレーションによって欠陥構造における水素の振る舞いや、水素がもたらす破壊プロセスを明らかにすることを目指した。一方、大型シンクロトロン放射光施設を用いたアルミニウムの破壊挙動の3D連続観察、およびその画像解析技術を駆使し、水素によって誘発される破壊挙動の特徴を捉えるとともに、水素脆化制御に至る学術アプローチを構築する試みも併せて行った。

論文

Hydrogen trapping in Mg$$_2$$Si and Al$$_7$$FeCu$$_2$$ intermetallic compounds in aluminum alloy; First-principles calculations

山口 正剛; 都留 智仁; 海老原 健一; 板倉 充洋; 松田 健二*; 清水 一行*; 戸田 裕之*

Materials Transactions, 61(10), p.1907 - 1911, 2020/10

 被引用回数:0

アルミニウム合金中の金属間化合物Mg$$_2$$Si及びAl$$_7$$FeCu$$_2$$の水素トラップエネルギーを第一原理から計算した。Mg$$_2$$Siは水素をトラップしないが、Al$$_7$$FeCu$$_2$$はその結晶内部に水素原子を0.56eV/atomという強いトラップエネルギーでトラップすることが分かった。このことは、合金の製造過程でAl$$_7$$FeCu$$_2$$化合物の生成を適切に制御できれば、水素脆化の防止に役立つことを意味している。

論文

Real-time ${{it in vivo}}$ dosimetry system based on an optical fiber-coupled microsized photostimulable phosphor for stereotactic body radiation therapy

矢田 隆一*; 前中 一介*; 宮本 修治*; 岡田 豪*; 笹倉 亜規*; 芦田 基*; 足立 真士*; 佐藤 達彦; Wang, T.*; 赤坂 浩亮*; et al.

Medical Physics, 47(10), p.5235 - 5249, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

光ファイバーとマイクロサイズ光刺激蛍光体を組み合わせた定位放射線治療のためのリアルタイム体内線量評価システムを開発した。開発したシステムの線量応答の線形性,線量率依存性,温度依存性などを医療用Linacを用いて検証した。また、測定値と粒子・重イオン輸送計算コードPHITSによる計算値を比較し、その妥当性を確認した。これらの結果より、開発したシステムが定位放射線治療のリアルタイム体内線量評価システムとして十分な性能を有することを確認した。

論文

A Negative probability table problem of heating number in FENDL-3.1d ACE file

今野 力; 権 セロム*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.320 - 325, 2020/10

FENDL-3.1dの非分離共鳴データのある33核種で、ACEファイルに入っている発熱数の確率テーブル(p-table)に負の値があることを見つけ、その原因を調べた。その結果、問題の核種はエネルギーバランスが崩れているためエネルギーバランス法で計算される捕獲反応の部分KERMA係数が異常に大きくなること、FENDL-3.1dでは運動学的手法で全反応のKERMA係数を計算していることがわかった。このため33核種のNJOY処理で問題が生じ、発熱数のp-tableに負の値が入ったと考えられる。この問題への対処方法として2つの方法を考案し、FENDL-3.1dのACEファイルを作り直し、発熱数のp-tableに負の値がないことを確認した。

論文

Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

論文

Study of shields against D-T neutrons for Prompt Gamma-ray Analysis apparatus in Active-N

古高 和禎; 藤 暢輔

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.297 - 304, 2020/10

No established method exists to non-destructively measure the amount of highly radioactive nuclear fuel materials such as spent fuels, and it is one of the urgent issues in nuclear material accountancy. Therefore, JAEA has started a research on development of innovative non-destructive analysis (NDA) system for Special Nuclear Materials and Minor Actinides, in cooperation with EC-JRC. The aim of the project is to establish an NDA method which can be applied to highly radioactive nuclear materials and develop a demonstration system, named "Active-N", by utilizing an intense D-T neutron source and by combining the following mutually complemental active-neutron NDA methods: DDA, N RTAs, and PGA (Prompt Gamma-ray Analysis). The PGA measurements play a crucial role in the system, because it can detect/quantify neutron poison elements which disturb DDA measurements, as well as explosives and chemical warfare agents, by utilizing a high-energy resolution Germanium detector. To make an NDA system to be efficient one, an intense neutron generator has to be employed. On the other hand, exposure of a Ge detector to an immense amount of fast neutron makes the detector severely damaged and inoperative. Therefore, in order for the system to be efficient, it is essential to develop effective shield of the PGA system against fast neutrons. In this work, by performing particle transport calculation using Monte Carlo method, we have investigated effective shielding methods for the PGA measurement system in the Active-N system, against fast neutrons from the D-T neutron source. Materials and their configurations which effectively reduce fast-neutron doses and at the same time emit no interfering gamma rays, were examined. Through the calculation, a shield which reduces fast neutron dose sufficiently have been developed. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

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