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論文

Measurements of gamma-ray emission probabilities in the decay of americium-244g

中村 詔司; 寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 岩本 修; 原田 秀郎; 上原 章寛*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.123 - 129, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$線計測により同位体を定量したり、断面積を求める際に、正確な$$gamma$$線放出率のデータが、必要になってくる。$$^{243}$$Amは、重要なマイナーアクチノイド核種の一つであり、中性子捕獲後に$$^{244}$$Amを生成する。$$^{244}$$Amの基底状態から放出される744-keV$$gamma$$線は66%と比較的大きな$$gamma$$線放出率を持つけれども、その誤差は29%と大きい。$$gamma$$線放出率の誤差は、放射化法による中性子捕獲断面積測定において、系統誤差の主要因となる。そこで、放射化法と$$^{244}$$Cmのレベルを調べることにより、$$gamma$$線放出率を測定した。本研究により、744-keV$$gamma$$線の放出率を、66.5$$pm$$1.1%と、相対誤差29%から2%に低減して導出することができた。

論文

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:31.68(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.

論文

Systematic effects on cross section data derived from reaction rates in reactor spectra and a re-analysis of $$^{241}$$Am reactor activation measurements

$v{Z}$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:31.68(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、$$^{241}$$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。

論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,2; 共鳴領域における核データ測定と理論解析

木村 敦; 原田 秀郎; 国枝 賢; 片渕 竜也*

日本原子力学会誌, 59(11), p.654 - 658, 2017/11

中性子輸送計算技術の発展に伴い、計算に用いられる中性子核データの精度向上へのニーズが急速に高まっている。中性子核データの高精度化を達成するには、高精度の測定実験が必須であるが、必要なデータの多様さと膨大さから基礎物理定数のような精度には及ばないのが現状である。本稿では、この困難を克服するため、現在取り組んでいる国内施設を活用した高精度測定研究の状況を紹介する。さらに、測定のみでは解決することが困難な課題を理論とのシナジーにより打破できる可能性について解説する。

論文

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:1 パーセンタイル:12.24

革新炉や核変換処理の研究開発のため、高精度なマイナーアクチニド(MA)の中性子捕獲断面積が求められている。しかし、現状の精度と要求される精度の間には倍以上の隔たりがある。そこで、MAの断面積精度向上を目的として「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」が進められている。精度の良い断面積を得るためには、測定に用いるMA試料のサンプル量を正確に決めることが必要不可欠である。そのため、本プロジェクトの研究課題の一つとして、$$gamma$$線分光法とカロリーメーターを用いた熱測定という2つの異なる手法を用いてサンプル量の高精度決定のための技術開発を進めている。$$gamma$$線分光法では、サンプルからの崩壊$$gamma$$線測定による定量精度向上のために、MAの崩壊$$gamma$$線の高精度測定を実施し、$$gamma$$線放出率を2%以下の精度で決定した。カロリーメーターを用いた熱測定では、MAのQ値が精度よく分かっているため崩壊熱を精密に測定することでMAの放射能値を決定することができる。本発表では、これら2つの手法の開発及び得られた結果について発表する。

論文

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

 パーセンタイル:100

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.

論文

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:1 パーセンタイル:12.24

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。

論文

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:12.24

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.

論文

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:12.24

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.

論文

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:12.24

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.

論文

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

 パーセンタイル:100

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.

論文

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

論文

Characterization of the n_TOF EAR-2 neutron beam

Chen, Y. H.*; Tassan-Got, L.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他130名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03020_1 - 03020_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

CERNの中性子飛行時間測定施設において、長い中性子飛行距離を有する第1実験室に加え、短い中性子飛行距離位置に第2実験室を設計・建設した。パラレル・プレート・アバランチェ・カウンター(PPAC)を用いて、第2実験室における中性子ビームの空間的広がり及びエネルギー分布を測定した。また、第1実験室で観測され時間校正に使用されてきた$$gamma$$線フラッシュは観測されないという知見が得られ、本観測結果に基づき、$$gamma$$線フラッシュの物理的起源に関する考察結果を示した。

論文

The $$^{33}$$S(n, $$alpha$$)$$^{30}$$Si cross section measurement at n_TOF-EAR2 (CERN); From 0.01 eV to the resonance region

Sabat$'e$-Gilarte, M.*; Praena, J.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.08004_1 - 08004_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

CERNのn_TOF第2実験室において、$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)を標準断面積として用い、$$^{33}$$S(n, $$alpha$$)$$^{30}$$Si反応断面積を測定した。本実験室では初めてとなる0.01eVから100keVまでの実験データを取得し、本データより0.01eVから10keVまでの中性子断面積を導出した。本反応は、$$^{10}$$B(n, $$alpha$$)反応とともに放射線療法への利用が期待されているが、従来報告された断面積値間には大きな差異がある。本研究により導出した断面積は、信頼性ある断面積評価に反映されることが期待される。

論文

Dissemination of data measured at the CERN n_TOF facility

Dupont, E.*; 大塚 直彦*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他224名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.07002_1 - 07002_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

CERNのn_TOF中性子飛行時間測定施設は、高品質の核データを熱エネルギーから数百MeVまでのエネルギー範囲で測定するために利用されている。CERNのデータ公開ポリシーに従い、核物理、宇宙核物理、原子力技術分野の広いコミュニティーに対し取得データを提供するため、n_TOF国際共同研究により取得されたデータは、標準的なフォーマットでの公開を目指している。本論文では、n_TOF国際共同研究によりこれまでに得られた様々なデータ及び関連情報を集約するとともに、国際的標準フォーマットであるEXFOR形式での整備状況について報告する。

論文

New measurement of the $$^{242}$$Pu(n, $$gamma$$) cross section at n_TOF-EAR1 for MOX fuels; Preliminary results in the RRR

Lerendegui-Marco, J.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他115名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11045_1 - 11045_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

軽水炉及び高速炉でのMOX燃料利用にあたり、高精度の中性子捕獲断面積及び核分裂断面積が必要とされており、NEAの専門家会合WPEC-26の報告書によれば、特に$$^{242}$$Puの中性子捕獲断面積について、500eVから500keVのエネルギー領域に対して7$$sim$$12%の精度が必要とされている。しかしながら、keV領域の測定値としては、不確かさが約35%と大きな1970年代のデータしかこの40年間存在しなかった。本論文では、n_TOF施設の第1実験室において測定実験を実施し、取得したデータを解析して得られた個々の中性子共鳴パラメータ及びその平均値について暫定結果を示す。

論文

The Measurement programme at the neutron time-of-flight facility n_TOF at CERN

Gunsing, F.*; Aberle, O.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他147名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11002_1 - 11002_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

CERNのn_TOF中性子飛行時間測定施設は、2001年の事業開始以来、数多くの実験データ取得に利用されてきた。長期に渡り利用された中性子飛行距離185mの第1実験室に加え、2014年からは中性子飛行距離20mの第2実験室が利用可能となり、施設の測定能力が大幅に向上した。n_TOF施設における核データ測定研究活動について総括的に報告する。

論文

Measurement of the $$^{240}$$Pu(n,f) cross-section at the CERN n_TOF facility; First results from experimental area II (EAR-2)

Stamatopoulos, A.*; Tsinganis, A.*; Colonna, N.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.04030_1 - 04030_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:3.27

The accurate knowledge of the neutron-induced fission cross-sections of actinides and other isotopes involved in the nuclear fuel cycle is essential for the design of advanced nuclear systems, such as Generation-IV nuclear reactors. Such experimental data can also provide the necessary feedback for the adjustment of nuclear model parameters used in the evaluation process, resulting in the further development of nuclear fission models. In the present work, the $$^{240}$$Pu(n,f) cross-section was measured at CERN n_TOF facility relative to the well-known $$^{235}$$U(n,f) cross section, over a wide range of neutron energies, from meV to almost MeV, using the time-of-flight technique and a set-up based on Micromegas detectors. This measurement was the first experiment to be performed at n_TOF new experimental area (EAR-2), which offers a significantly higher neutron flux compared to the already existing experimental area (EAR-1).Preliminary results as well as the experimental procedure, including a description of the facility and the data handling and analysis, are presented.

論文

Monte Carlo simulations of the n_TOF lead spallation target with the Geant4 toolkit; A Benchmark study

Lerendegui-Marco, J.*; Cort$'e$s-Giraldo, M. A.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他114名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03030_1 - 03030_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Monte Carlo (MC) simulations are an essential tool to determine fundamental features of a neutron beam, such as the neutron flux or the $$gamma$$ ray background, that sometimes can not be measured or at least not in every position or energy range. Until recently, the most widely used MC codes in this field had been MCNPX and FLUKA. However, the Geant4 toolkit has also become a competitive code for the transport of neutrons after the development of the native Geant4 format for neutron data libraries, G4NDL. In this context, we present the Geant4 simulations of the neutron spallation target of the n TOF facility at CERN, done with version 10.1.1 of the toolkit. The first goal was the validation of the intra-nuclear cascade models implemented in the code using, as benchmark, the characteristics of the neutron beam measured at the first experimental area (EAR1), especially the neutron flux and energy distribution, and the time distribution of neutrons of equal kinetic energy, the so-called Resolution Function. The second goal was the development of a Monte Carlo tool aimed to provide useful calculations for both the analysis and planning of the upcoming measurements at the new experimental area (EAR2) of the facility.

論文

$$^7$$Be(n,$$alpha$$) and $$^7$$Be(n,p) cross-section measurement for the cosmological lithium problem at the n_TOF facility at CERN

Barbagallo, M.*; Colonna, N.*; Aberle, O.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他125名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.01012_1 - 01012_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

The Cosmological Lithium Problem refers to the large discrepancy between the abundance of primordial $$^7$$Li predicted by the standard theory of Big Bang Nucleosynthesis and the value inferred from the so-called "Spite plateau" in halo stars. A possible explanation for this longstanding puzzle in Nuclear Astrophysics is related to the incorrect estimation of the destruction rate of $$^7$$Be, which is responsible for the production of 95% of primordial Lithium. While charged-particle induced reactions have mostly been ruled out, data on the $$^7$$Be(n,$$alpha$$) and $$^7$$Be(n,p) reactions are scarce or completely missing, so that a large uncertainty still affects the abundance of $$^7$$Li predicted by the standard theory of Big Bang Nucleosynthesis. Both reactions have been measured at the n_TOF facility at CERN, providing for the first time data in a wide neutron energy range._1

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