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論文

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.

論文

科学と技術のための核データ国際会議(ND2019),3; 評価・理論

中山 梓介; 岩本 修; 岩本 信之; 橋本 慎太郎

核データニュース(インターネット), (123), p.53 - 59, 2019/06

2019年5月19日から24日まで中国ナショナルコンベンションセンターにて、2019年科学と技術のための核データ国際会議(ND2019)が開催された。核データ国際会議は3年に一度開催される核データ研究分野の中で規模の最も大きな国際会議である。本稿ではND2019の会議報告の一部として、本会議で行われた核データ評価及び理論に関する発表の概要を記した。

論文

構造材核データに関するINDEN会合の概要報告

岩本 信之

核データニュース(インターネット), (122), p.5 - 8, 2019/02

国際原子力機関(IAEA)の主催による構造材核データに関するINDEN(International Nuclear Data Evaluation Network)プロジェクトのコンサルタント会合が、オーストリア・ウィーンにあるIAEA本部にて、平成30年10月29日から11月1日の4日間に亘って開催された。本会合において、議論された研究概要について報告する。

論文

3rd RCM on Updating the Photonuclear Data Library and Generating a Reference Database for Photon Strength Functions

宇都宮 弘章*; 岩本 信之; 河野 俊彦*

核データニュース(インターネット), (122), p.26 - 32, 2019/02

国際原子力機関(IAEA)の主催による「光核データライブラリの更新と光子強度関数の参照データベース開発」プロジェクトに関する第3回研究調整会合が、オーストリア・ウィーンにあるIAEA本部にて、平成30年12月17日から21日の5日間に亘って開催された。本プロジェクトにおいて、議論された研究概要などについて報告する。

論文

Gamma-ray spectrum from thermal neutron capture on gadolinium-157

萩原 開人*; 矢野 孝臣*; Das, P. K.*; Lorenz, S.*; 王 岩*; 作田 誠*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 原田 秀郎; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(2), p.023D01_1 - 023D01_26, 2019/02

We have measured the $$gamma$$-ray energy spectrum from the thermal neutron capture, $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$, on an enriched $$^{157}$$Gd target ($$Gd_2O_3$$) in the energy range from 0.11 MeV up to about 8 MeV. The target was placed inside the germanium spectrometer of the ANNRI detector at J-PARC and exposed to a neutron beam from the Japan Spallation Neutron Source (JSNS). Radioactive sources ($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, and $$^{152}$$Eu) and the reaction $$^{35}Cl(n,gamma)$$ were used to determine the spectrometer's detection efficiency for $$gamma$$ rays at energies from 0.3 to 8.5 MeV. Using a Geant4-based Monte Carlo simulation of the detector and based on our data, we have developed a model to describe the $$gamma$$-ray spectrum from the thermal $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. While we include the strength information of 15 prominent peaks above 5 MeV and associated peaks below 1.6 MeV from our data directly into the model, we rely on the theoretical inputs of nuclear level density and the photon strength function of $$^{158}$$Gd to describe the continuum $$gamma$$-ray spectrum from the $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. The results of the comparison between the observed $$gamma$$-ray spectra from the reaction and the model are reported in detail.

論文

Dipole strength distribution in $$^{206}$$Pb for the evaluation of the neutron capture cross section of $$^{205}$$Pb

静間 俊行; 岩本 信之; 牧永 あや乃*; Massarczyk, R.*; Schwengner, R.*; Beyer, R.*; Bemmerer, D.*; Dietz, M.*; Junghans, A.*; K$"o$gler, T.*; et al.

Physical Review C, 98(6), p.064317_1 - 064317_12, 2018/12

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

$$^{206}$$Pbの双極子強度分布を核共鳴蛍光散乱実験によって調べた。実験はHZDRの線形加速器ELBEにおいて、10.5MeVの電子ビームにより生成された制動放射を使って行われた。その結果、3.7から8.2MeVの励起エネルギーにおいて88本の励起状態を識別した。測定解析で得られた散乱断面積と$$gamma$$線崩壊分岐比から光吸収断面積を導出し、既存の($$gamma$$,$$n$$)反応断面積と併せて核反応モデルコードCCONEにより光核反応断面積を評価した。これらの評価で得た$$^{206}$$Pbに対する物理情報を基にして、不安定な$$^{205}$$Pbの中性子捕獲断面積を導出した。

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: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.

論文

第30回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。

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; 第8回(最終回)核データライブラリJENDLの進化

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 千葉 豪*

日本原子力学会誌, 60(6), p.357 - 361, 2018/06

核データライブラリは、核データ研究の集大成となる成果物である。核データは利用されて初めて価値があり、核データ研究の最終的な出口が核データライブラリとなる。8回にわたる連載講座の最後として、日本の核データライブラリであるJENDLについて解説する。汎用ライブラリの変遷とJENDL-4.0、特殊目的ファイルの最近の進展、核データライブラリの国際的状況を紹介し、JENDLの展望と核データ研究について述べる。

論文

Evaluation of neutron capture cross section on $$^{205}$$Pb with photonuclear data

岩本 信之; 静間 俊行*

EPJ Web of Conferences (Internet), 178, p.06004_1 - 06004_3, 2018/05

Transmutation and reduction of high level radioactive wastes (e.g. minor actinides) produced in nuclear reactors are expected by an accelerator driven system (ADS). Japan Atomic Energy Agency proposed that Pb and Bi are used as a spallation target and coolant. The neutronics design was performed without including $$^{205}$$Pb, which is a long-lived radioactive nuclide with half-life of 1.7$$times$$10$$^{7}$$ years and thus has long-lasting radiotoxicity. $$^{205}$$Pb is produced by the neutron capture reaction on $$^{204}$$Pb. In order to evaluate the accumulated amount of $$^{205}$$Pb, the neutron capture cross section of $$^{205}$$Pb is needed. However, it has not been measured in the keV to MeV neutron energy region. In the present work the calculations of cross sections were performed by the nuclear reaction calculation code, CCONE. Measured photonuclear data of ($$gamma$$,$$gamma$$) reaction and photoneutron cross sections were used to evaluate photon strength function of $$^{206}$$Pb. The ($$gamma$$,$$gamma$$) reaction data used were newly obtained by an experiment at HZDR. The fixed photon strength function was applied to calculate the neutron capture cross sections of $$^{205}$$Pb. The resulting cross section is smaller than the data of $$^{204}$$Pb in the relevant energy region.

論文

Developing reliable reaction gamma-ray data

Dimitriou, P.*; Belgya, T.*; Cho, Y.-S.*; Filipescu, D.*; Firestone, R.*; Goriely, S.*; 岩本 信之; 河野 俊彦*; Kopecky, J.*; Krticka, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 178, p.06005_1 - 06005_3, 2018/05

測定や既存のデータ評価・編集、また基礎科学や応用への利用に向けた巨大双極子共鳴パラメータ等のテーブル作成を基にした光核反応断面積や光子強度関数の開発について報告する。

論文

第16回捕獲ガンマ線スペクトロスコピーと関連トピックスに関する国際シンポジウムに参加して

岩本 信之

核データニュース(インターネット), (119), p.1 - 5, 2018/02

第16回捕獲ガンマ線スペクトロスコピーと関連トピックスに関する国際シンポジウム(CGS16)が、2017年9月18$$sim$$22日に中国上海で開催された。この会議では、$$gamma$$線分光及び$$gamma$$線が係る幅広い分野(原子核構造、原子核反応、宇宙核物理、原子核理論、実験技術と施設、学際研究と応用)に関する講演があり、本稿ではこの会議における講演の概要や上海に滞在して感じたことを報告する。

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:4(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

Resonance analysis of cross section data measured by J-PARC/MLF using the modified REFIT code

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修; 寺田 和司; 中尾 太郎

JAEA-Conf 2017-001, p.163 - 168, 2018/01

In the project entitled as "Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC)", the cross section data of MAs ($$^{241,243}$$Am, $$^{237}$$Np) have been measured at neutron time-of-flight (TOF) beam line ANNRI installed at J-PARC/MLF. The high precision data is expected even in the case of small amount sample because the reaction rates are strongly increased by the high intensity pulsed neutron beam of J-PARC/MLF. We are going to analyze those cross section data by using the least-squares multilevel R-matrix code REFIT. For precise analysis of the cross section data measured by ANNRI, it is necessary to take into account the energy resolution function. In this study, we therefore adopt the modified version of REFIT which treats the energy resolution function for ANNRI. The precise energy calibration is also important. We performed the resonance analysis of the neutron total and capture cross section data of $$^{197}$$Au measured by ANNRI under the same operational condition of J-PARC/MLF to fix parameters related to energy calibration.

論文

Consistency check of experimental data using evaluated photonuclear data

岩本 信之

JAEA-Conf 2017-001, p.187 - 192, 2018/01

Evaluation of photonuclear data has been performed by relying on experimental data. Recently, Varlamov et al. introduced neutron-multiplicity transition functions to investigate the validity of partial photoneutron cross sections. The neutron-multiplicity transition functions were defined as a ratio of partial photoneutron cross section to the neutron yield cross section. These functions take values smaller than 1 or 0.5 if the photon energy is below or above the threshold energy of ($$gamma$$,2n) reaction channel. They pointed out that there is violation of measured cross sections of ($$gamma$$,1nx) and ($$gamma$$,2nx) reactions. We applied this methodology and checked whether the measured data can be used to evaluate the photoneutron cross sections. In order to do this, the photon-induced reaction cross sections were calculated by using a nuclear reaction calculation code CCONE, and then, the neutron-multiplicity transition functions were derived. The covariance estimate was simultaneously performed with the KALMAN code, considering the ambiguity of adopted model parameters. The calculated results for the partial photoneutron and neutron yield cross sections were compared with the experimental data. It is found that the whole experimental data are not necessarily useless for evaluation, though some of them violate the criteria of neutron-multiplicity transition functions.

論文

Nuclear data evaluation of long-lived fission products; Microscopic vs. phenomenological optical potentials

湊 太志; 岩本 修; 蓑茂 工将*; 緒方 一介*; 岩本 信之; 国枝 賢; 古立 直也

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12032_1 - 12032_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

現象論的光学ポテンシャルは弾性散乱プロセスをよく記述するものとして知られている。そのため、中重核から重核までの核反応断面積の核データ評価に広く用いられている。これまで多くの光学ポテンシャルが研究されてきたが、それらのパラメータは実験データを再現するように決められたものである。そのために、実験データのない中性子過剰核などの計算にそれらのパラメータを利用することは、必ずしも信頼性が保障されていない。最近、微視的有効反応理論(MERT)と呼ばれる手法による光学ポテンシャルが提案された。MERTの手法はNN有効相互作用から出発したものであり、実験データのない核種の光学ポテンシャルも引き出すことができる。我々は、MERTによって導出された光学ポテンシャルを、核反応シミュレーションコードCCONEに取り込み、いくつかの核種の核データ評価を開始している。この発表では、MERTと従来の現象論的な光学ポテンシャルを使って評価された断面積の結果を紹介し、その違いについて議論を行う。

論文

Application of modified REFIT code for J-PARC/MLF to evaluation of neutron capture cross section on $$^{155,157}$$Gd

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修; 長谷美 宏幸*; 木野 幸一*; 木村 敦; 鬼柳 善明*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11042_1 - 11042_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

ガドリニウムは$$^{155,157}$$Gdが非常に大きな中性子捕獲断面積をもつため原子炉の中性子吸収材料として用いられる。しかしながら、$$^{157}$$GdのRPIデータとJENDL-4.0ではばらつきがあることが知られている。原子炉の臨界性は捕獲断面積に敏感であり、RPIのデータはICSBEPにあるガドミニウム溶液体系の臨界性を大きくしてしまうことがわかっている。近年、$$^{155,157}$$Gdの中性子捕獲断面積がJ-PARC/MLFでANNRIを用いた実験で飛行時間法によって測定された。J-PARCの中性子パルスはダブルバンチ構造を持っており、また、高精度な共鳴解析には中性子パルスの時間分解能関数も適切に考慮して行う必要がある。そこで、本研究では、中性子パルスのダブルバンチ構造やANNRI用の時間分解能関数を組み込んだ改良REFITを用いて中性子捕獲断面積の実験データをフィットし、共鳴パラメータを導出する。

論文

Status of the JENDL project

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 市原 晃; 中山 梓介

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02005_1 - 02005_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

The latest version of the general purpose file JENDL-4.0 was released in 2010 with enhancing data of fission products and minor actinides. After that, the neutron energy range of JENDL-4.0 were extended up to 200 MeV adding proton induced reaction data. They were compiled as JENDL-4.0/HE and released in 2015. An activation cross section library for decommission of nuclear reactor, JENDL/AD-2016, is under development and will be released by 2017. It will contain neutron reaction data for approximately 300 nuclides in energy range of $$10^{-5}$$ eV to 20 MeV including isomer production cross sections. Evaluation of nuclear data for the next version of the general purpose file is also in progress. It is planned to be released by 2022. Several new evaluations mainly for fission products that had not been updated in JENDL-4.0 were already done. Data for light nuclei and structure material will be updated. Minor actinides data are still important to develop transmutation system of nuclear waste. They will be updated using new measurements especially done in J-PARC. Status of the JENDL project in developing the general and special purpose files will be presented.

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: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.

論文

Evaluation of neutron total and capture cross sections on $$^{99}$$Tc in the unresolved resonance region

岩本 信之; 片渕 竜也*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02049_1 - 02049_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

The reliable nuclear data on Technetium-99 ($$^{99}$$Tc) are indispensable for wide energy range up to a few MeV, in order to develop environmental load reducing technology. Nevertheless, it is found that the total cross sections of evaluated libraries show large difference in the energies above the resolved resonance to 1 MeV due to no available experimental data. The total cross section was calculated by the coupled-channels optical model. In order to constrain the total cross section in the unresolved resonance region we adopted neutron strength function derived from the resolved resonance data of JENDL-4.0, together with experimental data above 1 MeV. The calculation of capture cross section was done by using the CCONE code. The resonance spacing was derived from the resonance data and used to fix the level density parameter. The present evaluation suggests that the total cross section is different from that of JENDL-4.0. In this presentation, the obtained total and capture cross sections will be compared and discussed with those of evaluated libraries.

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