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論文

Gamma-ray spectrum from thermal neutron capture on gadolinium-157

萩原 開人*; 矢野 孝臣*; Das, P. K.*; Lorenz, S.*; 王 岩*; 作田 誠*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 原田 秀郎; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(2), p.023D01_1 - 023D01_26, 2019/02

https://doi.org/10.1093/ptep/ptz002
 被引用回数：32 パーセンタイル：87.57(Physics, Multidisciplinary)

We have measured the $$gamma$$-ray energy spectrum from the thermal neutron capture, $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$, on an enriched $$^{157}$$Gd target ($$Gd_2O_3$$) in the energy range from 0.11 MeV up to about 8 MeV. The target was placed inside the germanium spectrometer of the ANNRI detector at J-PARC and exposed to a neutron beam from the Japan Spallation Neutron Source (JSNS). Radioactive sources ($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, and $$^{152}$$Eu) and the reaction $$^{35}Cl(n,gamma)$$ were used to determine the spectrometer's detection efficiency for $$gamma$$ rays at energies from 0.3 to 8.5 MeV. Using a Geant4-based Monte Carlo simulation of the detector and based on our data, we have developed a model to describe the $$gamma$$-ray spectrum from the thermal $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. While we include the strength information of 15 prominent peaks above 5 MeV and associated peaks below 1.6 MeV from our data directly into the model, we rely on the theoretical inputs of nuclear level density and the photon strength function of $$^{158}$$Gd to describe the continuum $$gamma$$-ray spectrum from the $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. The results of the comparison between the observed $$gamma$$-ray spectra from the reaction and the model are reported in detail.

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

https://doi.org/10.3327/jnst.43.276
 被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

論文

多重即発$$gamma$$線分析法の開発

大島 真澄; 藤 暢輔

波紋, 15(1), p.86 - 89, 2005/01

https://doi.org/10.5611/hamon.15.86

連携重点研究をベースとして、新たな多重即発$$gamma$$線分析を可能にするビームラインを原研研究炉JRR-3のガイドホールに建設した。その詳細と期待される性能について紹介する。この装置は核データ,核構造研究にも使用することができる。

論文

${it k}$$$_{0}$$-中性子即発$$gamma$$線分析による土壌及び底質標準物質の多元素定量

松江 秀明; 米澤 仲四郎

分析化学, 53(7), p.749 - 751, 2004/07

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.53.749
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)

${it k}$$$_{0}$$法に基づく中性子即発$$gamma$$線分析法(${it k}$$$_{0}$$-PGA)により、日本分析化学会が調製した金属添加褐色土標準物質(JASC401),森林土壌標準物質(JASC411)及び独立行政法人産業技術総合研究所計量標準総合センター(NMIJ/AIST)が調製した海底質標準物質(NMIJ CRM 7302-a)及び湖底質標準物質(NMIJ CRM 7303-a)の多元素定量を行った。${it k}$$$_{0}$$-PGAでは、元素の相対濃度が求められるが、絶対濃度は直接求められない。このため、標準添加法によりTiの定量を行い、これをもとに、${it k}$$$_{0}$$-PGAによりそのほかの元素の絶対濃度を求めた。その結果、試料に応じて、11$$sim$$15元素を定量することができ、分析値は、認証値あるいは参考値とほぼ10%以内で一致した。

報告書

JRR-3将来計画作業部会審議報告書

中性子ビーム利用専門部会; 将来計画作業部会

JAERI-Review 2003-037, 88 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2003-037.pdf:6.98MB

改造3号炉(JRR-3)が1990年3月に臨界に達し、1991年6月に共同利用が開始されて以来、早10余年を経た。この間、JRR-3の中性子ビーム利用研究分野では、中性子散乱実験設備の高度化とその装置数の増加が大幅な利用者・利用研究分野の拡大をもたらし、一躍JRR-3を世界のベスト4に入る研究炉と世界的に位置づけられるまでになった。即発$$gamma$$線分析や中性子ラジオグラフィの分野でも独創的な研究が進み世界的に高い評価を受けている。しかしながら、研究炉においてはその研究競争力を維持するために不断の改造と設備の高度化が必要である。また、日本原子力研究所においては、高エネルギー加速器研究機構との共同推進プロジェクトとして、パルス中性子源を含む大強度陽子加速器計画(J-PARC)が進行している。このような状況を受けて平成13年度に中性子ビーム利用専門部会の下に、JRR-3のあり方を今後約10年間のタイムスパンのもとに考える「将来計画作業部会」が組織され2年にわたってJRR-3の将来像を議論してきた。本報告書は、JRR-3が今後果たすべき将来計画に関する事項を取り纏め、これに基づくより一層の高度化の実現と、世界をリードする研究成果の発信地としてあり続けることを切望しつつ、提言するものである。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成11年度

豊田 政幸*

JAERI-Review 2001-004, 494 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-004.pdf:31.77MB

平成11年度における研究炉での実験利用,照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。

論文

Efficiency calibration of a Ge detector in the 0.1-11.0MeV region

Raman, S.*; 米澤 仲四郎; 松江 秀明; 飯村 秀紀; 篠原 伸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 454(2-3), p.389 - 402, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(00)00493-9
 被引用回数：43 パーセンタイル：91.23(Instruments & Instrumentation)

原研JRR-3Mの熱中性子ビームラインに設置された即発$$gamma$$線分析装置の大容量Ge検出器の0.1$$sim$$11.0MeV領域の検出効率曲線を測定した。$$gamma$$線検出効率は、2754keV以下の低エネルギー領域では放射性核種$$^{22}$$Na,$$^{54}$$Mn,$$^{60}$$Co,$$^{88}$$Y,$$^{133}$$Ba,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Eu,$$^{207}$$Bi,$$^{241}$$Am,$$^{226}$$Ra,$$^{228}$$Thの$$gamma$$線源を使用し、2754keV以上の高エネルギー領域では$$^{12}$$C(n, $$gamma$$)と$$^{14}$$N(n, $$gamma$$)反応による即発$$gamma$$線を使用した。本Ge検出器により高エネルギー$$gamma$$線を放出する$$^{56}$$Co(T$$_{1/2}$$=77d),$$^{66}$$Ga(T$$_{1/2}$$=9.5h)及び塩素の中性子捕獲$$gamma$$線$$^{35}$$Cl(n, $$gamma$$)を測定し、各$$gamma$$線の正確な放出率を求めた。本研究により、これらの$$gamma$$線源はGe検出器の効率測定のための2次標準として使用することができるようになった。

論文

Usefullness of prompt $$gamma$$-ray analysis with guided neutron beams comparing to NAA

米澤 仲四郎; 松江 秀明

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 244(2), p.373 - 378, 2000/05

https://doi.org/10.1023/A:1006739710086
 被引用回数：12 パーセンタイル：62.12(Chemistry, Analytical)

中性子即発$$gamma$$線分析法(PGA)はこれまで良好な中性子源が得られないことから分析感度が低く、その利用は限られていたが、低エネルギー中性子ガイドビームを使用することにより分析感度が改善されることが明らかになった。このことから、原研ではJRR-3Mの冷又は熱中性子ビームポートに高感度及び低$$gamma$$線バックグラウンドの即発$$gamma$$線分析装置を設置し、元素定量法及び各種分野への応用研究を行ってきた。PGAは同様に中性子核反応を使用する放射化分析と比べ、(1)H,B,S,P,Si等の軽元素の分析が可能、(2)有害元素のCdとHgの分析が可能,(3)非破壊多元素定量,(4)試料の誘導放射能が無視できるほど少ない、などの特長を持つ。このような特長を使用した、B及び多元素定量による各種分野への応用研究を紹介する。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成10年度

豊田 政幸*; 小山 芳己

JAERI-Review 2000-004, p.398 - 0, 2000/03

JAERI-Review-2000-004.pdf:19.39MB

平成10年度における研究炉での実験利用、照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これをとりまとめたものである。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成9年度

豊田 政幸*; 小山 芳己

JAERI-Review 99-007, 528 Pages, 1999/03

JAERI-Review-99-007.pdf:29.12MB

平成9年度における研究炉での実験利用、照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。

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