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Ca+
Bk leading to formation of the element Ts (Z=117)Khuyagbaatar, J.*; Yakushev, A.*; D
llmann, Ch. E.*; Ackermann, D.*; Andersson, L.-L.*; 浅井 雅人; Block, M.*; Boll, R. A.*; Brand, H.*; Cox, D. M.*; et al.
Physical Review C, 99(5), p.054306_1 - 054306_16, 2019/05
被引用回数：24 パーセンタイル：90.61(Physics, Nuclear)Ca+B融合反応を用いて117番元素(Ts)合成実験を行い、117番元素に起因すると思われる4つの
崩壊連鎖を観測した。うち2つは長い崩壊連鎖で、
Tsの崩壊に起因するものと同定された。他の2つは短い崩壊連鎖で、
Tsの崩壊に起因すると考えると矛盾しない。今回の結果と過去の文献値を比較したところ、今回の我々の結果は過去の文献値をほぼ再現し、117番元素合成の事実を強く再確認する結果となった。
Ca + 
Cm 
Lv
at RIKEN-GARIS加治 大哉*; 森田 浩介*; 森本 幸司*; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; 藤田 訓裕*; Gan, Z.*; Geissel, H.*; 長谷部 裕雄*; Hofmann, S.*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 86(3), p.034201_1 - 034201_7, 2017/03
被引用回数：27 パーセンタイル：82.58(Physics, Multidisciplinary)理化学研究所のガス充填型反跳核分離装置GARISを用いてCa + Cm Lv融合反応を調べた。116番元素
Lv, Lvと思われる核反応生成物に起因するアルファ線と自発核分裂の崩壊連鎖が7事象観測された。崩壊連鎖中に観測された原子核の性質は過去の報告値とよく一致したが、1つの崩壊連鎖で一部矛盾が観測された。これは
Cnの新しい自発核分裂分岐比の存在、あるいは新同位体Lv生成の可能性を示唆するものと思われる。
間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 渡部 和男; 臼田 重和; 西村 秀夫; 安達 武雄
Applied Radiation and Isotopes, 53(1-2), p.87 - 90, 2000/07
被引用回数：28 パーセンタイル：84.28(Chemistry, Inorganic & Nuclear)保障措置環境試料分析法は、IAEAの「93+2」計画に基づく保障措置の強化・効率化策の有効な手法の一つである。保障措置環境試料分析法の目的は、施設の内外で採取した試料中の極微量の核物質を分析することにより未申告施設や未申告活動を探知しようとするものである。この方法は、大きくバルク分析とパーティクル分析に分けられ、前者は誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS)、表面電離型質量分析装置(TIMS)を用いて、ウランやプルトニウムの定量及び同位体比測定をする。後者は、二次イオン質量分析装置(SIMS)を用いパーティクル一つ一つについて同様にウランやプルトニウムの定量及び同位体比測定をする。今回は、ICP-MSを用いたバルク分析技術の開発状況を紹介する予定である。
桜井 淳; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 森 貴正; 内藤 俶孝*
核データニュース(インターネット), (66), p.91 - 92, 2000/06
MCNP高温ライブラリーを作成した。収納核種は340種類、温度は、293,600,900,1200,1500,2000Kである。第一段階としての編集の信頼性チェックについては存在する確実なベンチマーク実験との関係で293Kで実施した。ここでは第二段階としての高温ライブラリーのチェックの考え方及び作業進捗状況について報告する。
間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 鶴田 保博; 津田 申士; 渡部 和男; 臼田 重和; 西村 秀夫; et al.
核物質管理学会日本支部第20回記念大会論文集, p.183 - 187, 1999/11
保障措置環境試料分析法は、IAEAの「93+2」計画に基づく保障措置の強化・効率化策の有効な手法の一つで、施設の内外で採取した試料中の極微量の核物質を分析することにより未申告施設や未申告活動を探知しようとするものである。原研は、科学技術庁の要請に基づき、保障措置環境試料分析技術の開発を行っている。主要開発項目は、バルク分析技術、パーティクル分析技術及びスクリーニング技術である。バルク分析では、土壌や植物などの試料を化学処理の後、誘導結合プラズマ質量分析装置や表面電離型質量分析装置を用いて、極微量含まれるウランやプルトニウムの定量及び同位体比測定を行う。パーティクル分析では、二次イオン質量分析装置を用いてスワイプ試料中のウランやプルトニウムを含む微粒子一個一個について、それらの同位体比測定を行う。これらの核物質量は極微量であり、現在建設中のクリーンルームを備えた実験施設で行う計画である。スクリーニング技術では、核物質等によるクリーンルームの汚染を避けるため、試料搬入に先立ち含まれる核物質量を推定する。今回は、開発中の手法の紹介とその現状について報告する。
西村 秀夫; 間柄 正明; 小田 哲三; 臼田 重和; 渡部 和男; 安達 武雄; 野口 宏
第18回核物質管理学会(INMM)日本支部年次大会論文集, p.71 - 78, 1997/11
IAEAの「93+2」計画に基づく重要な施策の一つとして環境試料分析法が導入された。これは、未申告原子力活動の探知を技術的目標とした新たな保障措置手段であり、原子力施設の内外及びその他の場所から環境試料を採取し、その中に含まれる極微量の核物質の同位体組成比等を分析することにより、施設の運転状況を検認し、あるいは不審な活動を探知する方法である。我が国の保障措置制度における独立検認機能を維持するためには、保障措置用環境試料を分析し、評価するための機能を確立することが必要不可欠である。即ち、クリーンルームを備えた保障措置クリーン化学分析所を整備するとともに、環境試用分析技術を開発することが必要である。このため、原研では1996年から超微量分析技術の開発のための調査を開始した。本報告では、保障措置環境試料分析技術確立のための計画について、その現状と課題について述べる。
Nb(n,n')
Nb及び
Hg(n,n')
Hg反応の中性子断面積桜井 淳
日本原子力学会誌, 39(3), p.231 - 236, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Nb(n,n')Nb及びHg(n,n')Hg反応の中性子断面積及びコバリアンス・マトリックスの評価手順について詳細に記述してある。
U核分裂中性子スペクトルに対する平均断面積は、Nb(n,n')Nb反応に対して0.99、Hg(n,n')Hg反応に対して0.86である。これらのデータは、JENDL Dosimetry File及びその改良版に収納されている。Nb(n,n')Nb反応は、原子炉圧力容器のサーベイランス・ドシメトリーに有用である。Hg(n,n')Hg反応は、臨界実験装置のような低い中性子束での照射場における高速中性子測定に有用である。特に、Hg(n,n')Hg反応の評価済み中性子断面積は、評価済み中性子データファイルに初めて導入されたものである。
西村 秀夫
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.62 - 69, 1996/00
原研では、1982年に設置された保障措置技術研究室を中心として、主として保障措置技術に関連する開発研究を行ってきた。ところで、最近の国際情勢を反映して、保障措置の強化と効率化が緊急課題となっている。IAEAは「93+2計画」を実施し、これに基づく施策の一部が実施に移された。残りの部分についても実施に向け準備が進んでいる。一方、包括的核実験禁止条約の条文を詰める作業は大詰めを迎えており、条約遵守を検証する国際監視システムの構築に向けて準備が進んでいる。このような国際動向に対応して、国内体制の整備が求められており、原研に対する要請も具体性を帯びたものとなってきた。本報告では、保障措置技術に関する開発研究を概観するとともに、原研に対する新たな要請とそれに対する原研の取組みについて述べる。また、核不拡散関連技術の開発研究のありようについても議論する。
小山 謹二
原子力工業, 41(5), p.34 - 39, 1995/00
イラク問題発生後、IAEA理事会は、現行の保障措置体制には未申告活動の検知手段が組み込まれていないことを認め、対抗手段として設計情報の早期提出、原子力関連機器の輸出報告、そして特別査察の実施等強化措置の採用を承認し、併せて、現状の保障措置の合理化を強く要請し、1995年3月理事会に具体的な施策を報告するよう要請した。未申告活動の有効な検知手段を導入し、有効性を保ちながら現行の保障措置を簡略化し、保障措置に係わる費用対効果を改善する手段を開発するため、IAEAは保障措置の強化と合理化に関する計画、93+2プログラムを起こし、加盟各国の協力の下に実証試験を行っている。この報告は、93+2プログラムの下で進められている保障措置の強化と合理化を図る手段の概要を紹介し、近い将来導入が予想される、未申告活動の検知手段を備えた、新たな保障措置体制について概説している。
竹内 末広; 柴田 理尋*; 石井 哲朗; 池添 博; 吉田 忠
Proc. of the 1994 Int. Linac Conf., 2, p.758 - 761, 1995/00
原研タンデム加速器の後段ブースターとして開発してきた超電導リニアックが1993年に完成し、調整運転・ビーム加速テストを行ってきた。結果としては、加速電圧は「Q-disease(水素析出によるQ低下の病気)」の影響があるものの設計値30MVの94%にあたる28MVまで発生できる。これまでに加速したイオンはCl
、Cl
、Ni
でそれぞれ351MeV、446MeV、658MeVまでの加速エネルギーを得た。その他の面も含めてほぼ設計通りの性能を得ており、これまでの運転経験、性能試験結果、ビームテスト結果等について述べる。
Nb(n,n′)NbおよびHg(n,n′)Hg反応の中性子断面積桜井 淳
JAERI-Research 94-005, 16 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-005.pdf:0.63MB
JENDL Dosimetry Fileに収納されたNb(n,n′)NbおよびHg(n,n′)Hg反応の中性子断面積およびコバリアシス・マトリックスの評価手順が詳細に記述されている。U核分裂スペクトル平均断面積のC/Eは、Nb(n,n′)Nb反応に対して0.99であり、Hg(n,n′)Hg反応に対して0.86である。
Re(n,2n)
Re and 
Ir(n,2n)
Ir at 14MeV energy region池田 裕二郎; 春日井 好己*; 宇野 喜智; 今野 力; 前川 洋
Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.1078 - 1080, 1994/00
Re(n,2n)Re及びIr(n,2n)
Ir反応は、「長寿命放射性核生成断面積」に関するIAEA-CRPでの対象であるが、生成放射能強度が微弱で、かつ、2~3年の冷却期間の後でも強い妨害放射能によるバックグランドが存在することから、測定が著しく困難である。特に、Re及びIrの放出
線エネルギーは、137keV及び155keVと低いことから、現状では、バックグランドの影響が高い。そこで、原研FNSではコンプトン抑止型線スペクトロメーターを整備し、1989年に照射したRe及びIrサンプルの測定を行なった。その結果、バックグランドは、1/10程度に低減され、約1週間連続測定により、対応する線を有意な統計精度で同定できた。求めた放射化率から14.9MeV中性子に対する断面積を世界で初めて導出し理論計算による予測値との比較を行ない、その妥当性を検討した。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09
本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。
中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 85-209, 236 Pages, 1986/01
BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN921および931の実験結果をまとめである。両実験では、再循環ポンプ吸込側1%破断を仮定。更に、HPCS不作動と仮定された。BWRでは、自動減圧系(ADS)がダウンカマ内水位信号で作動されるが、RUN931では、RUN921のL1+120秒より早いL2+120秒でADSが作動すると仮定された。これにより、RUN931では77秒早くADSが作動した。このADSの早期作動が、その後の炉心冷却に与える効果を両実験比較より検討した。ADSの早期作動は、炉心露出挙動を全体的に早く生じさせた。両実験におけるPCT(最高燃料被覆管温度)は、両実験で同一場所A87ロッドの中央高さで観察され、RUN921で751K、931で765Kとほぼ同一の値を示した。これは、炉心の中央部の露出時間が、両実験でほぼ同一だったことに依る。ADSの早期作動は、炉内熱水力力挙動に大きな差は与えなかった。また、両実験に、ダウンカマ水位は全炉が露出している際も、相対的に上部タイプレートより上に保たれた。
中村 秀夫; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 85-128, 217 Pages, 1985/09
本報は、BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN922および932の実験結果をまとめたものである。両実験は、再循環ポンプ吸込側5%破断を仮定している。更に、HPCSが不作動と仮定された。RUN932では、ADS流路面積がRUN922で使用された標準の面積の50%に縮小されている。これら両実験結果の比較を、BWR小破断LOCAにおけるADS流路面積減少の炉心冷却に与える効果を検討するために実施した。ADS流路面積の縮少により、ADS作動後の減圧が遅くなり、その結果ECCS作動が遅くなり、炉心露出期間が長くなった。また、ECCS作動遅れのため、RUN932の最高被覆管表面温度(PCT)はRUN922の835Kより116K高い951Kに増加した。ADS流路面積の減少は、PCTを増加させる効果を示した。しかし、全燃料棒はLPCSおよびLPCIに依りクエンチされ、低圧系ECCSに依る炉心冷却の有効性が確認された。
