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Measurement of thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga with dual monitor foils and covariance analysis

二つのモニター箔を用いた$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積の測定と共分散解析

Panikkath, P.*; 大塚 直彦*; 岩元 洋介; Mohanakrishnan, P.*

Panikkath, P.*; Otsuka, Naohiko*; Iwamoto, Yosuke; Mohanakrishnan, P.*

ENDF/B-VIIIなど多くの評価済データライブラリで$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を4.7b前後と評価している一方、JENDL-4.0では約20%低い値の3.71bと評価している。これらの断面積データの多くは、絶対値を決定するモニター箔を用いた放射化測定で得られたものであるが、古い年代のものが多く、結果は採用されるモニター箔に依存している可能性がある。そこで、$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を複数のモニター箔を用いて再測定した。本実験では、コンクリートで減速したAm-Be線源からの中性子を、$$^{71}$$Ga箔と$$^{197}$$Au及び$$^{55}$$Mnのモニター箔を組み合わせた試料に照射し、放射化した箔から放出される$$gamma$$線をゲルマニウム検出器で測定した。ここで、試料中の中性子の自己遮蔽効果を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算したところ、0.1%以下と寄与が小さいことが分かった。この結果も参照して、AuとMnの測定結果から共分散行列の非対角化成分を導出し、これを用いて$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積の重みつき平均とその不確かさを導出した。その結果、$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積として4.05$$pm$$0.27bとなり、JENDL-4.0の値3.71bに近い値を得た。

The thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga was evaluated to be around 4.7 b in many nuclear data libraries. On the other hand, it was evaluated to be 3.71 b in JENDL-4.0. Since these cross section data were obtained by the activation measurement with a monitor foil to determine the absolute value of cross section, data depend on the monitor foil adopted in the measurement. In this work, we measured the thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga with a few monitor foils. In the experiment, neutrons decelerated in concrete shield were irradiated with a sample with $$^{71}$$Ga foil and $$^{197}$$Au and $$^{55}$$Mn monitor foils. A covariance analysis was performed to obtain the off-diagonal weighted mean of the results determined with the two monitor reactions. As a result, the thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga was 4.05$$pm$$0.27 b and is close to the value of JENDL-4.0.

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