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論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

論文

Circular polarization measurement for individual gamma rays in capture reactions with intense pulsed neutrons

遠藤 駿典; 安部 亮太*; 藤岡 宏之*; 猪野 隆*; 岩本 修; 岩本 信之; 河村 しほり*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 小林 龍珠*; et al.

European Physical Journal A, 60(8), p.166_1 - 166_10, 2024/08

https://doi.org/10.1140/epja/s10050-024-01392-6
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Nuclear)

Measurements of $$gamma$$-ray circular polarization emitted from neutron capture reactions provide valuable information for nuclear physics studies. The spin and parity of excited states can be determined by measuring the circular polarization from polarized neutron capture reactions. Furthermore, the $$gamma$$-ray circular polarization in a neutron capture resonance is crucial for studying the enhancement effect of parity nonconservation in compound nuclei. The $$gamma$$-ray circular polarization can be measured using a polarimeter based on magnetic Compton scattering. A polarimeter was constructed, and its performance indicators were evaluated using a circularly polarized $$gamma$$-ray beam. Furthermore, as a demonstration, the $$gamma$$-ray circular polarization was measured in $$^{32}$$S(n,$$gamma$$)$$^{33}$$S reactions with polarized neutrons.

論文

Neutron capture cross-section measurements at TC-Pn in KUR for nuclides of concern in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2023, P. 46, 2024/07

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{58}$$Fe、$$^{170}$$Erおよび$$^{180}$$Hfを選定し、京大原子炉にて放射化法によりそれらの熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe反応について1.23$$pm$$0.03 barn、$$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er反応について8.19$$pm$$0.35 barnを、そして$$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf反応について13.57$$pm$$0.14 barnを得た。また、Hf試料の測定において副産物として、$$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf反応について0.427$$pm$$0.006 barnを得た。評価済みデータライブラリに採用されているデータは、今回得られた結果の不確かさ以上に違うことを明らかにした。

論文

竪置き・ブロック方式における緩衝材の流出量評価手法の検討

菊池 広人*; 宇田 俊秋*; 林 大介*; 江守 稔*; 木村 駿

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 31(1), p.11 - 20, 2024/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.31.1_11

高レベル放射性廃棄物の地層処分において検討されている緩衝材ブロックを用いた処分孔竪置き方式では、緩衝材定置後から処分坑道の埋戻し材の施工完了までの間に、処分孔内へ流入する地下水の排水に伴い緩衝材の一部が流出し、人工バリアとしての機能に影響を及ぼす可能性が懸念されている。本研究は、SKBが提案するErosion modelを基に、わが国の地質環境への適用性を確認するとともに、工学的な判断(処分孔の利用可否や適切な対策の選択)を支援するための、緩衝材の流出量をより適切に評価できるモデルの開発手法の枠組みの構築を試みた。幌延URLの試験孔を利用した原位置流出試験により、Erosion modelの基となる定流量条件による要素試験とは異なる、時間経過に伴う地下水の流量の低下や、緩衝材の流出が停止する現象を確認した。これらの現象から湧水量、周辺岩盤と処分孔の水頭差、水質、材料の特性、処分孔内の状態などの影響因子を把握した。これらの知見を踏まえて、原位置で把握が可能な情報である孔内外水頭差および孔内湧水量、緩衝材の流出が懸念される期間を主な引数とした流出量評価モデルを、水頭差を制御した定水位での要素試験に基づき整備した。本検討において構築した流出量評価モデルは、Erosion modelに比べてより現実的な評価に近づけることができた。また、一連の取組を通して流出量評価モデルの開発手法を構築するとともに今後の課題について整理した。

論文

Neutron capture cross section measurement of $$^{129}$$I and $$^{127}$$I using the NaI(Tl) spectrometer of the ANNRI beamline at J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮; 片渕 竜也*

European Physical Journal A, 60(5), p.120_1 - 120_14, 2024/05

https://doi.org/10.1140/epja/s10050-024-01333-3
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Nuclear)

The neutron capture cross section of $$^{129}$$I and $$^{127}$$I were measured from the thermal to the keV energy region with the NaI(Tl) spectrometer of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument beamline in the Materials and Life Science Experimental Facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex. The neutron capture yield was determined by means of the total energy detection principle with the pulse-height weighting technique. The present cross section results for $$^{127}$$I were normalized using the saturated resonance method with a thick-enough $$^{197}$$Au and provide good agreement with JENDL-5 from thermal to about 500 keV. A resonance analysis with the REFIT code was performed and the resonance parameters for $$^{127}$$I below 310 eV are presented in this work. In the case of $$^{129}$$I, the three largest resonances of $$^{127}$$I were employed for the cross section normalization. The present results for $$^{129}$$I are the first experimental data for the neutron region between thermal and 20 eV. The present data display a different energy dependence than that in the JENDL-5 and JEFF-3.3 and much similar to that in ENDF/B-VIII.0. Notwithstanding, good agreement was found at the thermal region between the present measurement of 31.6 $$pm$$ 1.3 b and both evaluated and most experimental data.

論文

Total and double differential scattering cross-section measurements of isotropic graphite

木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司

EPJ Web of Conferences, 294, p.01002_1 - 01002_7, 2024/04

https://doi.org/10.1051/epjconf/202429401002

The total and double differential scattering cross sections (DDSCS) of graphite have been measured in the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) in the J-PARC. The DDSCS were measured using the Beam Line No.14 (AMATERAS) in the MLF. The data were normalized using those of vanadium as a standard. Small angle scattering and Bragg edges were observed, and their intensities varied among the samples. The neutron total cross sections in the energy region from 1 to 100 meV were measured using Beam Line No.04 (ANNRI) in the MLF. In the epithermal range (over 40 meV), all samples tended to have values close to the free atom cross-section of graphite. However, at the first Bragg edge, the deduced total cross sections by those samples started to separate from each other. The difference became more significant with decreasing the neutron energy, and the value tended to increase with the grain size of the sample. The results of these measurements suggest that the discrepancies between the derived total cross sections in the low-energy region are due to small-angle scattering caused by grains of graphite with uniform size.

論文

$$^{241}$$Am neutron capture cross section measurement using the NaI(Tl) spectrometer of the ANNRI beamline of J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.459 - 477, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2239885
 被引用回数：1 パーセンタイル：41.04(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross-section of $$^{241}$$Am was measured from 10 meV to about 1 MeV using the NaI(Tl) spectrometer of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The total energy detection principle was applied in conjunction with the pulse-height weighting technique to derive the neutron capture yield. The present cross-section results were normalized using a $$^{197}$$Au sample measurement by applying the saturated resonance method. The thermal cross section was measured to be 708 $$pm$$ 22 b, in agreement within uncertainties to the present evaluation in JENDL-5 of 709 b. Moreover, the results of a shape resonance analysis of the resolved resonance region are also provided in the present dissertation.

論文

Measurements of the neutron total and capture cross sections and derivation of the resonance parameters of $$^{181}$$Ta

遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮

Nuclear Science and Engineering, 198(4), p.786 - 803, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00295639.2023.2227826
 被引用回数：1 パーセンタイル：41.04(Nuclear Science & Technology)

The neutron transmission ratio and capture yield for $$^{181}$$Ta were measured in J-PARC MLF ANNRI to improve the accuracy of resonance parameters. The total cross section was determined from the transmission ratio in the energy range from 0.2 to 150 eV. The capture cross section was obtained from the capture yield using the pulse height weighting technique (PHWT) in the energy range from thermal to 150 eV. The obtained transmission ratio and capture cross-section were fitted by the resonance analysis code, REFIT, and the resonance parameters were determined below 150 eV. It was also discussed the correlations caused by fitting based on statistical uncertainty and correlations for systematic uncertainty based on sample thickness in the transmission measurements.

論文

High sensitivity of a future search for effects of $$P$$-odd/$$T$$-odd interactions on the 0.75 eV $$p$$-wave resonance in $$overrightarrow{n}$$+$$^{139}overrightarrow{textrm{La}}$$ forward transmission determined using a pulsed neutron beam

中部 倫太郎*; Auton, C. J.*; 遠藤 駿典; 藤岡 宏之*; Gudkov, V.*; 広田 克也*; 井出 郁央*; 猪野 隆*; 石角 元志*; 神原 理*; et al.

Physical Review C, 109(4), p.L041602_1 - L041602_4, 2024/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.109.L041602
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Nuclear)

Neutron transmission experiments can offer a new type of highly sensitive search for time-reversal invariance violating (TRIV) effects in nucleon-nucleon interactions via the same enhancement mechanism observed for large parity violating (PV) effects in neutron-induced compound nuclear processes. In these compound processes, the TRIV cross-section is given as the product of the PV cross-section, a spin-factor $$kappa$$, and a ratio of TRIV and PV matrix elements. We determined $$kappa$$ to be 0.59 $$pm$$ 0.05 for $$^{139}$$La+n using both (n, $$gamma$$) spectroscopy and ($$overrightarrow{n}$$+$$^{139}overrightarrow{textrm{La}}$$) transmission. This result quantifies for the first time the high sensitivity of the $$^{139}$$La 0.75 eV $$p$$-wave resonance in a future search for $$P$$-odd/$$T$$-odd interactions in ($$overrightarrow{n}$$+$$^{139}overrightarrow{textrm{La}}$$) forward transmission.

報告書

J-PARC照射後試験施設概念検討

斎藤 滋; 明午 伸一郎; 牧村 俊助*; 平野 幸則*; 堤 和昌*; 前川 藤夫

JAEA-Technology 2023-025, 48 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-025.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、原子力発電に伴い発生する高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減のため、加速器を使った核変換の研究開発として加速器駆動システム(ADS; Accelerator-Driven Systems)の開発を進めている。ADSの設計に必要な材料照射データベースを作成し、鉛ビスマス共晶合金(LBE; Lead-Bismuth Eutectic)中での照射効果について研究するため、J-PARCに陽子照射施設の検討を進めている。この陽子照射施設では、LBEの核破砕ターゲットに250kWの陽子ビームを入射し、ADSの構造材候補材についてLBE流動下での照射試験を実施する他、半導体ソフトエラー試験、医療用RI製造、陽子ビーム利用などを行う計画である。これらのうち照射済み試料の照射後試験(PIE; Post Irradiation Examination)とRIの分離精製は、陽子照射施設に付属して建設されるPIE施設において実施される。本PIE施設では、J-PARCの他の施設において照射された機器や試料のPIEも実施される予定である。本報告書は、この照射後試験施設の概念構築に必要な照射後試験項目、試験フロー、設備、試験装置等の検討を行い、施設内の配置案をまとめたものである。

論文

Neutron capture cross section measurement of $$^{129}$$I and $$^{127}$$I using ANNRI at MLF/J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮; 片渕 竜也*

JAEA-Conf 2023-001, p.74 - 79, 2024/02

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2023-001

Measurements to measure the neutron capture cross section of $$^{129}$$I and $$^{127}$$I were performed in the Accurate Neutron Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) at the Materials and Life Science Facility (MLF) of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The time-of-flight (TOF) methodology was employed to determine the neutron capture cross section from thermal to about 100 keV. The results from $$^{127}$$I were used to normalize the $$^{129}$$I cross section. Preliminary results of a resonance analysis below 100 eV for $$^{129}$$I are also presented.

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{139}$$La and evaluation of resonance parameters

遠藤 駿典; 河村 しほり*; 奥平 琢也*; 吉川 大幹*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之

European Physical Journal A, 59(12), p.288_1 - 288_12, 2023/12

https://doi.org/10.1140/epja/s10050-023-01203-4
 被引用回数：1 パーセンタイル：40.52(Physics, Nuclear)

ランタン(La)-139の断面積と共鳴パラメータは、原子力分野への応用や基礎核物理の研究にとって重要である。本論文では、大強度陽子加速器施設(J-PARC)のANNRIにてLaの中性子全断面積と捕獲断面積を測定した。Negative共鳴を含む4つの共鳴の共鳴パラメータを、共鳴解析コードREFITを用いて求めた。その結果いくつかの共鳴パラメータにおいて、評価済み核データライブラリとの不一致が見られた。さらに全断面積を再現するために、スピン依存する散乱半径もフィットした。得られた散乱半径は、評価済み核データライブラリで記録されたものよりも大きいことがわかった。

論文

Measurements of capture cross-section of $$^{93}$$Nb by activation method and half-life of $$^{94}$$Nb by mass analysis

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2198526
 被引用回数：1 パーセンタイル：41.04(Nuclear Science & Technology)

廃止措置の対象核種の中から$$^{93}$$Nbについて、熱中性子捕獲断面積($$sigma$$$$_{0}$$)および共鳴積分(I$$_{0}$$)を放射化法により測定した。また、$$^{94}$$Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25$$mu$$mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成される$$^{182}$$Taの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。$$gamma$$線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、$$sigma$$$$_{0}$$およびI$$_{0}$$を、それぞれ1.11$$pm$$0.04barnおよび10.5$$pm$$0.6barnと導出することができた。$$gamma$$線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。$$gamma$$線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、$$^{94}$$Nbの半減期を、(2.00$$pm$$0.15)$$times$$10$$^{4}$$年と導出することができた。

論文

Neutron capture cross-section measurement by mass spectrometry for Pb-204 irradiated in JRR-3

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; 静間 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1133 - 1142, 2023/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2172088
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

近年、鉛冷却高速炉や加速器駆動システムの研究が進められており、Pb同位体の中性子捕獲断面積の高精度化が求められている。$$^{204}$$Pbは、天然存在比は小さいが中性子捕獲反応により長寿命放射性核種$$^{205}$$Pb(1730万年)を作るため、その重要性は高いと考えられる。しかし、原子炉を用いた通常の放射化法では、生成する$$^{205}$$Pbからの放射線が弱いため測定するのが難しい。そこで、マススペクトロメトリーを適用した断面積測定を行った。本発表ではマススペクトロメトリーを適用した$$^{204}$$Pbの中性子捕獲断面積測定について実験の詳細と得られた結果を報告する。

論文

Development of correction method for sample density effect on PGA

前田 亮; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 遠藤 駿典; 中村 詔司; 木村 敦

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(8), p.2995 - 2999, 2023/08

https://doi.org/10.1007/s10967-023-08961-x
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)

The accuracy of the prompt $$gamma$$-ray analysis is known to degrade for the samples containing neutron-scattering materials, such as hydrogen, depending on its content. Recently, we discovered that the density of the scattering materials also affects the accuracy. In this paper, we developed a correction method for the effect of the sample densities. The developed correction method is straightforward and applicable to samples with unknown densities. The simulation and experiments verified the performance of the correction method. The results confirmed that the correction method could reduce the uncertainty due to sample density from 47% to approximately 1%.

論文

Neutron capture cross-section measurements with TC-Pn in KUR for some nuclides targeted for decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2022, P. 73, 2023/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2022/ProgRep2022.html

本研究は、廃止措置で問題になる放射性核種の放射能生成量を評価するのに資する中性子捕獲断面積に関するものである。京都大学複合原子力研究所の研究炉KURのTC-Pn照射設備を用いて、廃止措置で問題になる対象核種の中から$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, $$^{113}$$In及び$$^{186}$$Wを選定して、それらの熱中性子捕獲断面積を測定した。測定試料には、高純度の金属試料を用意した。中性子束をモニタするために、Au/Al合金線, Co箔及びMo箔を用いた。モニタ及び金属試料を、KURが1MW運転時に、TC-Pnにて1時間照射した。照射後、照射カプセルを開封し、モニタと金属試料を回収し、それらを一つ一つビニル袋に密封した。そして高純度Ge検出器を用いて、金属試料から放出されるガンマ線を計測して、ガンマ線の収量から反応率を求めた。中性子束モニタ($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Coと$$^{98}$$Mo)の反応率を、Westcottのコンベンションに基づいて解析し、熱中性子束成分を(5.92$$pm$$0.10)$$times$$10$$^{10}$$ n/cm$$^{2}$$/secと測定した。各々の金属試料について得られた反応率を評価済みの熱中性子断面積で除した時、用いた断面積が妥当であれば、モニタで得られる熱中性子束と同じ値を与えなければならない。今回、$$^{45}$$Sc, $$^{64}$$Znの断面積は、不確かさの範囲で評価値と一致した。しかし、その他の核種については不確かさ以上に評価値と食い違いがあり、熱中性子捕獲断面積の値は修正されなければならないことが分かった。

論文

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd in the thermal energy region with the Li-glass detectors and NaI(Tl) spectrometer installed in J-PARC$$cdot$$MLF$$cdot$$ANNRI

木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2134224
 被引用回数：2 パーセンタイル：38.50(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.4$$pm$$1.7 and 251.9$$pm$$4.6 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.0$$pm$$2.5 and 247.4$$pm$$3.9 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for $$^{155}$$Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for $$^{157}$$Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by M${o}$ller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.

論文

General-purpose nuclear data library JENDL-5 and to the next

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328414001
 被引用回数：1 パーセンタイル：77.10(Nuclear Science & Technology)

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.

論文

$$^{241}$$Am neutron capture cross section in the keV region using Si and Fe-filtered neutron beams

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.489 - 499, 2023/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2116496
 被引用回数：3 パーセンタイル：52.93(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross-section of $$^{241}$$Am was measured in the keV neutron range using the recently implemented neutron filtering system of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). Filter arrays consisting of 20 cm of $$^{nat}$$Fe and $$^{nat}$$Si were employed in separate measurements to provide filtered neutron beams with averaged neutron energies of 23.5 (Fe), 51.5 and 127.7 (Si) keV. The present $$^{241}$$Am results were obtained relative to the $$^{197}$$Au neutron capture yield by applying the total energy detection principle together with the pulse-height weighting technique. The $$^{241}$$Am neutron capture cross section was determined as 2.72 $$pm$$ 0.29 b at 23.5 keV, 2.14 $$pm$$ 0.26 b at 51.5 keV and 1.32 $$pm$$ 0.10 b at 127.7 keV with total uncertainties in the range of 8 to 12$$%$$, much lower in comparison to the latest time-of-flight experimental data available.

論文

Measurement of spent nuclear fuel burn-up using a new H$$(n,gamma)$$ method

名内 泰志*; 佐藤 駿介*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1050, p.168109_1 - 168109_9, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.168109
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)

水素の中性子捕獲反応による2.223MeVの$$gamma$$線を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器を用いて検出するH$$(n, gamma)$$法によって使用済核燃料からの中性子測定を行った。この2.223MeVの$$gamma$$線の検出は、7桁も高い核分裂生成物(FP)からの$$gamma$$線に強い影響を受ける。FPからの強い$$gamma$$を遮蔽するために、ポリエチレンブロックをコリメータの軸上に置くとともに、HPGe検出器をコリメーターの軸から外して設置した。この体系によって検出器はFPからの強い$$gamma$$線から遮蔽され、ポリエチレンブロック中のH$$(n,gamma)$$反応によって2.223MeVの$$gamma$$線が測定できる。測定された2.223MeVの$$gamma$$線の計数率は、燃焼崩壊計算により見積もられた核種組成、主には$$^{244}$$Cmによるものと、統計誤差の範囲内で想定される値と一貫性のある値となる。このことから、H$$(n,gamma)$$法は、使用済核燃料集合体からの中性子漏洩数の定量化に適用可能であり、集合体の燃焼度の確認に適用可能であると考えられる。

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