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Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2018, P. 257, 2019/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の開発を行った。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は、放射化分析を行った。この結果、Al合金内に含まれる不純物$$^{51}$$Crおよび$$^{59}$$FeはAl成分と分離することができ、低レベルのAl(OH) $$_{3}$$の抽出が可能であることが示唆された。今後、Al(OH)$$_{3}$$の焼成温度の最適化を図り、安定なAl$$_{2}$$O $$_{3}$$を製作する条件を決定する。


Measurements of the $$^{243}$$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 $$^{243}$$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$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.


Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$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 $$^{241}$$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 $$^{241}$$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 $$^{241}$$Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of $$^{241}$$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.


Study on neutron beam pulse width dependence in the nuclear fuel measurement by the neutron resonance transmission analysis

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$$mu$$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 $$mu$$s. A resonance dip of $$^{108}$$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.


Technical developments for accurate determination of amount of samples used for TOF measurements

寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 原田 秀郎; 高宮 幸一*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03019_1 - 03019_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:4.05



Neutron capture cross section measurements of $$^{120}$$Sn, $$^{122}$$Sn and $$^{124}$$Sn with the array of Ge spectrometer at the J-PARC/MLF/ANNRI

木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 藤 暢輔; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11031_1 - 11031_4, 2017/09


Accurate neutron capture cross section data of $$^{126}$$Sn, which is one of the most important long-lived fission products (LLFPs), is required in the study of transmutation of radioactive waste. However, there is only one experimental data at the thermal energy. A $$^{126}$$Sn sample for a nuclear data experiment contaminated with a large amount of tin stable isotopes, $$^{115, 117-120, 122, 124}$$Sn, because these stable isotopes also have fission yields. These isotopes have large effects on neutron-capture cross-section measurements for $$^{126}$$Sn. To obtain accurate cross-section data for $$^{126}$$Sn, a series of neutron-capture cross-section measurements of all the tin stable isotopes are required. Therefore, the measurements of all tin stable isotopes have been started with Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) of Materials and Life science experimental Facility (MLF) in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In this presentation, preliminary results of the neutron-capture cross-section measurements of $$^{120, 122, 124}$$Sn are reported in the neutron energy region from 10 meV to 2 keV.


Developments of a new data acquisition system at ANNRI

中尾 太郎; 寺田 和司; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03021_1 - 03021_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:4.05

J-PARC物質・生命科学実験施設ANNRIビームラインのデータ収集系更新作業が行われた。MLFのビームパワーは2008年に比較して2015年には20倍以上となり、ビーム量の増大によりビームラインユーザーはより高統計の実験データを取得できるようになった。ビームパワー増大に対応するため、ANNRIにおけるGe検出器アレイのデータ収集システムが更新された。データ収集システムは同時に、中性子全断面積測定のために整備されているLi glass検出器の信号取得のためにも用いられる予定である。コミッショニング実験が0.1mm厚の金サンプルを用いてJ-PARCの500kW陽子ビームを用いて行われた。捕獲断面積および全断面積測定両方について飛行時間法の適用性が試験された。Ge検出器アレイについて、ADCおよびTDCの非線形性、エネルギー分解能、多チャンネルコインシデンスおよび不感時間の性能が測定された。Ge検出器の不感時間は従来のデータ収集システムに比較して、少しのエネルギー分解能劣化を許容すれば1/4になっていた。


Research and development for accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

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:14.04

A 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.


Improving nuclear data accuracy of $$^{241}$$ Am and $$^{237}$$ Np capture cross sections

$v{Z}$erovnik, 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:4.05

There 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 $$^{241}$$Am and $$^{237}$$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 $$^{241}$$Am and $$^{237}$$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.


Analysis of energy resolution in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility

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:14.04

We 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 ($$Delta$$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.


High precision analysis of isotopic composition for samples used for nuclear cross-section measurements

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


For 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 ($$^{241}$$ Am sample and $$^{243}$$ Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by $$alpha$$-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{242}$$Cm and$$^{244}$$Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.


Influence of the neutron transport tube on neutron resonance densitometry

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


The 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 $$^{183}$$W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 $$mu$$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.


Measurements of $$gamma$$-ray emission probabilities of $$^{241,243}$$Am and $$^{239}$$Np

寺田 和司; 中村 詔司; 中尾 太郎; 木村 敦; 岩本 修; 原田 秀郎; 高宮 幸一*; 堀 順一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1881 - 1888, 2016/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

$$^{241,243}$$Am及び$$^{239}$$Npの崩壊$$gamma$$線放出率の高精度測定を実施した。測定試料の放射能は、試料から放出される$$alpha$$粒子をSi半導体検出器で測定することで決定した。そして、$$gamma$$線はプレナ型のHPGe検出器で測定した。Ge検出器の検出効率は標準$$gamma$$線源の測定とPHITSを用いた光子の輸送計算から、50-1332keVのエネルギー領域で0.7%, 50keV以下の領域では1.3%の精度で決定した。最終的に、$$^{241,243}$$Am及び$$^{239}$$Npの主要な崩壊$$gamma$$線放出率を1.2%の精度で得ることができた。


Accurate measurements of $$gamma$$-ray emission probabilities

寺田 和司; 中村 詔司; 木村 敦; 中尾 太郎; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; 堀 順一*

JAEA-Conf 2016-004, p.21 - 25, 2016/09

マイナーアクチニドの中性子捕獲断面積の高精度化のためには、系統誤差に係ってくるサンプル量を高精度で決定することが重要である。原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、$$^{241,243}$$Am, $$^{237,239}$$Np及び$$^{233}$$Paの$$gamma$$線放出率の高精度測定を実施した。試料の放射能はアルファ線測定によって決定し、試料から放出される$$gamma$$線をプレナ型Ge検出器で測定した。Ge検出器の検出効率は、標準$$gamma$$線源の測定とPHITSを用いた$$gamma$$線のモンテカルロシミュレーションを組み合わせて決定した。最終的に、これらの核種の$$gamma$$線放出率を2%以内の精度で得ることができた。


Activation measurements of neputunium-237 at KURRI-Linac

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



Measurements of americium isotopes by activation method at KURRI-Linac

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



Activation experiments for verification of neutron capture cross section of $$^{237}$$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。$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am,そして$$^{243}$$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、$$^{237}$$Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。



中尾 太郎; 中村 詔司; 寺田 和司; 木村 敦; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*

JAEA-Conf 2015-003, p.303 - 306, 2016/03

中性子捕獲の断面積測定には測定試料の絶対量が必要であるが、入手する試料は必ずしも絶対量が精度よく決定されていない。そのため、試料の絶対量を非破壊で、高精度に決定する必要がある。本発表では原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、中性子捕獲断面積高精度決定のために、測定試料となるマイナーアクチニドの絶対量を非破壊で測定しうる放出熱測定の計画について、特にRI特有の放射線遮蔽問題の観点から報告する。また、$$^{241}$$Am $$gamma$$線標準線源を用いたベンチマークテスト測定の結果も併せて報告する。


Search for neutron resonances of $$^{106}$$Pd

中村 詔司; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 井頭 政之*; 堀 順一*; 木野 幸一*

JAEA-Conf 2015-003, p.113 - 118, 2016/03



Current activities and future plans for nuclear data measurements at J-PARC

木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 岩本 修; 藤 暢輔; 小泉 光生; 北谷 文人; 古高 和禎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

European Physical Journal A, 51(12), p.180_1 - 180_8, 2015/12

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

In order to improve the data accuracy of neutron-capture cross sections of minor actinides (MAs) and long-lived fission products (LLFPs), a new experimental instrument named "Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI)" has been constructed in the Materials and Life science experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC), and measurements of neutron-capture cross sections of MAs, LLFPs and some stable isotopes with high intensity pulsed neutrons have been started. The analyses for $$^{244}$$Cm, $$^{246}$$Cm, $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np were finished; those for $$^{129}$$I, $$^{107}$$Pd, $$^{99}$$Tc, $$^{93}$$Zr and some stable isotopes are in progress. These results will make significant contributions in the field of developing innovative nuclear systems.

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