Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06
Neutron total and capture cross sections of Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7
5.4 b for the capture cross section and 10111 b for the total cross section.
Am with ANNRI at J-PARC寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10
被引用回数：1 パーセンタイル：38.14(Nuclear Science & Technology)Neutron total and capture cross sections of Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.
北谷 文人; 土屋 晴文; 藤 暢輔; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 中島 健*
KURRI Progress Report 2017, P. 99, 2018/08
As a non-destructive analytical technique for nuclear material in the field of nuclear security and nuclear nonproliferation, a neutron resonance transmission analysis (NRTA) attracts attention of researchers. It is important to downsize a NRTA system when it is deployed at various facilities. For this aim, we have developed a compact NRTA system which utilizes a D-T neutron generator. Its pulse width of 10
s is much longer than that of a large electron beam accelerator. It is necessary to understand the influence of pulse widths on the NRTA measurement. Therefore, we conducted the experiments of the simulated nuclear fuel pin samples to evaluate how the NRTA measurement is influenced by the pulse width of neutron beam. Experiments were performed in Kyoto University. The simulated fuel pellet sample was made from metallic powders of Ag (around 1%) and Al (around 99%). The energy of the irradiation neutron is determined by a Time of Flight technique. We used three pulse widths of the neutron beam of 0.1, 1 and 4 s. A resonance dip of 
Ag at 5.19 eV is observed in the all spectra. And the dip of the TOF spectrum shifts towards low energy, with pulse width changed to a longer one. In this work, we confirmed that neutron pulse width affected the NRTA measurement of the fuel pin sample. On the basis of this work, we will be able to quantify the effects of long-pulse width in a resonance analysis.
大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*
KURRI Progress Report 2017, P. 50, 2018/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で核破砕中性子源を用いたネプツニウム-237(
Np)とアメリシウム-241(Am)への照射を3時間行い、反応率の測定を行った。本実験では、核破砕反応に起因する
線の影響が大きく、臨界実験などで得られる一般的な核分裂反応の波高分布とは異なる傾向を示しているが、Npの捕獲反応率は測定できた。NpとAmの核分裂反応率を測定できた臨界体型での実験から得られた捕獲反応率は、本実験の測定結果の約8倍程度であった。したがって、核破砕反応に起因する線の影響を低減させ、照射時間を24時間以上に延ばすことで、核破砕中性子源を用いた核分裂反応を計数できる可能性がある。
pellets for Mo-99 production藤田 善貴; 西方 香緒里; 滑川 要二*; 木村 明博; 柴田 晃; 佐谷戸 夏紀; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; Zhang, J.*
KURRI Progress Report 2017, P. 126, 2018/08
高濃縮ウランの利用低減や核不拡散及び核セキュリティ、核分裂生成物の処理の観点から放射化法((n,)法)によるMo-99(
Mo)製造の研究開発が進められている。この方法をMo/
Tcジェネレータに適用するためには、Mo吸着剤として広く用いられているアルミナ(Al
O)の特性改善が必要不可欠である。本研究では、2種類のAlO試料を準備し、照射済MoOペレットを用いてMo吸着およびTc溶離特性を評価した。その結果、Mo吸着量は未照射のMoOペレットを用いた試験での値と同等であるとともに、Tc溶離率は既存の医療用アルミナよりも開発したアルミナの方が優れていることを明らかにした。一方で、Mo生成量は熱中性子のみから計算される値と大きく差があり、熱外中性子や高速中性子からの寄与も大きいことが示唆された。
Am reactor activation measurements
erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Fiorito, L.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovic, V.*; 佐野 忠史*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 877, p.300 - 313, 2018/01
被引用回数：1 パーセンタイル：38.14(Instruments & Instrumentation)原子炉中性子スペクトルで照射することにより得られる積分データから中性子断面積を導出する手法に関して、Westcottの記法を用いる断面積導出法の有効性について検討を行った。この結果、本手法で得られる精度は、中性子束エネルギー分布の精度に大きく依存すること、特に、導出される共鳴積分値が大きな影響を受けることを定量的に示した。また、中性子断面積のエネルギー依存性が既知の場合は、その情報を用いてこの影響を補正する手法を提案した。本手法を適用して、Amの熱中性子捕獲断面積を再解析した結果、720(14)bを得た。
原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09
被引用回数：1 パーセンタイル：14.04A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.
Am and Np capture cross sectionserovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09
被引用回数：2 パーセンタイル：4.05There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of Am and Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of Am and Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.
佐野 忠史*; 堀 順一*; 高橋 佳之*; 八島 浩*; Lee, J.*; 原田 秀郎
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03031_1 - 03031_3, 2017/09
被引用回数：1 パーセンタイル：14.04We carried out Monte Carlo calculation to provide energy resolution of pulsed neutron beam for TOF measurements in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility. The calculations were performed for moderated neutron flux at the energy range from 0.01 eV to 20 MeV. As the result, we obtained the energy resolutions (
E/E) in the epi-thermal region. For example, the energy resolutions were 1.0% in the neutron energy of 1.0 eV, 1.1% in 100.0 eV and 1.7% in 1.0 keV.
芝原 雄司*; 堀 順一*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 佐野 忠史*; 原田 秀郎
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03028_1 - 03028_4, 2017/09
パーセンタイル：100For the accuracy improvement of nuclear data of minor actinides and long-lived fission products in AIMAC project, high quality data of the isotopic composition of samples are indispensable. The objective of this research is to obtain the isotopic composition data of samples contributing to the analysis of nuclear cross-section measurement data by mass spectrometry etc. In this study, we analyzed the isotopic composition of two Am samples ( Am sample and Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by 
-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as 
Pu, 
Pu, 
Cm and
Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.
北谷 文人; 土屋 晴文; 小泉 光生; 高峰 潤; 堀 順一*; 佐野 忠史*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09032_1 - 09032_3, 2017/09
パーセンタイル：100The use of a short flight path is effective in the neutron resonance analysis. On the other hand, such a short path would reduce a time resolution in Time-Of-Flight (TOF) measurements. In order to investigate the effect of neutron flight-path length, we carried out Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) experiments with a short neutron flight path at the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC). In measurements of Neutron Resonance Densitometry, the quantity of nuclear materials is determined from TOF spectra obtained in the neutron energy range below 30 eV. Performing NRTA experiments with a 7-m flight path at KURRI-LINAC, we examined effects of flight path and pulse width on a TOF spectrum. A resonance dip of 
W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 s. In this presentation, we will discuss importance of the pulse width and short flight path to study design of a compact TOF facility to quantify nuclear materials.
pellets for Mo-99 production, 3石田 卓也; 鈴木 善貴; 西方 香緒里; 米川 実; 加藤 佳明; 柴田 晃; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; et al.
KURRI Progress Report 2015, P. 64, 2016/08
医療診断用アイソトープであるTcの親核種である(n,)法を用いたMoの製造を計画している。2014年にKURで照射した高密度MoOペレットをJMTRホットラボに持ち込み、Moから核変換により生成したTcを溶媒抽出法により抽出した。本研究では、得られたTcの回収率評価及び品質検査を行い、溶媒抽出法によるMo/Tc製造工程を実証するとともに、得られたTc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。
中村 詔司; 寺田 和司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 堀 順一*
KURRI Progress Report 2015, P. 67, 2016/08
マイナーアクチノイド核種の断面積データの精度の向上のために、一連の中性子捕獲断面関測定を、放射化法により実施してきている。今回、マイナーアクチノイド核種のうちNp-237について放射化測定を行った。本実験では、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器による中性子源を用いた。Np-237の中性子捕獲反応により生成されたNp-238からの線を測定して反応率を求めた。照射位置の中性子スペクトルをシミュレーション計算で求めて、Au箔の反応率を用いて規格化した。規格化した中性子スペクトルとJENDL-4.0の評価データを用いてNp-237の反応率の計算値を求めた。実験値と計算値が誤差の範囲で一致し、本実験ではJENDL-4.0を支持することが分かった。
中村 詔司; 寺田 和司; 高橋 佳之*; 佐野 忠史*; 堀 順一*
KURRI Progress Report 2015, P. 69, 2016/08
マイナーアクチノイドの核データの精度向上研究(AIMACプロジェクト)の一環として、マイナーアクチノイド核種の中性子捕獲断面積測定を進めてきている。本研究では、AmとAm核種を選定し、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器施設の中性子源を用いた放射化実験を行った。加速器施設のターゲット室における中性子束は、照射位置で10
(n/cm
s)オーダーであることが分かった。照射済み試料の線および線計測を行い、反応率を導出することができた。今回の照射条件で、放射化実験が可能であることが確認できた。
Np using variable neutron field at KURRI-LINAC高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05
放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。Np, Am,そしてAm核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。
山本 圭一; 武内 伴照; 林 隆康*; 小菅 史明*; 佐野 忠史*; 土谷 邦彦
JAEA-Testing 2015-001, 25 Pages, 2015/11
JAEA-Testing-2015-001.pdf:3.52MB
既存軽水炉における運転管理技術・炉心計画の高度化及びシビアアクシデント時にも対応できる監視システムの開発の一環として、原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の輝度などの変化を定量的に測定及び評価し、原子炉内の核的・熱的情報をリアルタイムで計測が可能なシステムを構築するための開発を行っている。本報告書は、燃料要素から放出されるチェレンコフ光の観測画像から熱出力を推定するチェレンコフ光評価システムの設計・試作を行い、その動作検証をまとめたものである。本開発では、京都大学研究用原子炉の運転中におけるチェレンコフ光観測画像を用いて、開発したチェレンコフ光評価システムの検証を行った。その結果、観測方法の改良や画像解析時における輝度の補正方法について検討する必要があることがわかった。今後、軽水炉の使用済燃料集合体のチェレンコフ光観測画像による燃焼度を推定する評価システムにも適用していく。
Mo/Tc製造に関する試験体系の確立石田 卓也; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 木村 明博; 西方 香緒里; 柴田 晃; 棚瀬 正和*; 小林 正明*; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.
JAEA-Technology 2015-030, 42 Pages, 2015/11
JAEA-Technology-2015-030.pdf:4.82MB
照射試験炉センターでは、材料試験炉(JMTR)を用いた中性子放射化法((n,)法)によるモリブデン-99(Mo)製造に関する技術開発を行っている。(n,)法によるMoは、核分裂法((n,f)法)と比べると比放射能が低く、得られるテクネチウム-99m(Tc)溶液の放射能濃度も低くなる。この課題を解決するため、(n,)法で製造したMoからTcを回収する手法として、メチルエチルケトン(MEK)を用いた溶媒抽出法に着目し、開発したMo/Tc分離・抽出・濃縮試験装置による性能試験を行っている。本報告書は、Mo/Tc製造の試験体系の確立に貢献するため、高いTc回収率を得ることができるよう装置の改良を行い、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射した高密度三酸化モリブデン(MoO)ペレットを用いて、MoOペレット溶解及びTcの抽出を行い、得られたTc溶液の品質試験を行った結果をまとめたものである。
erovnik, G.*; Becker, B.*; Belgya, T.*; Genreith, C.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovi
, V.*; 佐野 忠史*; Schillebeeckx, P.*; Trkov, A.*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 799, p.29 - 36, 2015/11
被引用回数：4 パーセンタイル：43.49(Instruments & Instrumentation)冷中性子ビームを用いた測定から、熱中性子捕獲断面積を導出する際の問題点を指摘するとともに、導出する中性子捕獲断面積の系統誤差を低減するための手法について提案するものである。これまでの冷中性子を用いた測定では、標準断面積との相対値より、熱中性子捕獲断面積が導出されてきた。本研究では、冷中性子ビームのエネルギー分布によっては、中性子捕獲断面積のエネルギー依存性が1/v則からずれる核種について、10%以上もの系統的誤差を生じることを明らかとした。中性子捕獲断面積のエネルギー依存性を考慮した断面積導出方法を適用することにより、この系統誤差は補正できることを示した。また、これまでに報告された文献値のいくつかには、冷中性子ビームのサンプル中での自己吸収補正が行われていない問題点があることも指摘した。
pellets for Mo-99 production, 2西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.
KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07
JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープであるTcの親核種である(n,)法を用いたMoの製造を計画している。日本はこのMoを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いたMo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoOペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいてMoから核変換により生成したTcを溶媒抽出法により抽出し、得られたTcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法によるMo/Tc製造工程を実証するとともに、得られたTc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。
武内 伴照; 山本 圭一; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 柴田 晃; 竹本 紀之; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 宇根崎 博信*; 藤原 靖幸*; et al.
KURRI Progress Report 2014, P. 108, 2015/07
チェレンコフ光を用いたリアルタイム原子炉内情報計測技術を確立するために、京都大学研究用原子炉(KUR)にて、原子炉出力変更時及び定常運転時におけるチェレンコフ光のCCDカメラによる観察を行い、ある特定の燃料要素について映像の輝度値と出力の関係性を調べた。その結果、画像解析で得られた輝度と原子炉出力との間に相関関係があることを見出し、炉内計測への見通しを得た。一方、出力分布の不均一性及び制御棒のガイドチューブ等の陰影がチェレンコフ光の輝度に有意な影響を与えることも示唆され、今後の課題を明らかにした。
