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論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Effect of carbon segregation at prior austenite grain boundary on hydrogen-related crack propagation behavior in 3Mn-0.2C martensitic steels

岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; 木村 勇次*; 山口 正剛; 海老原 健一; 辻 伸泰*

Acta Materialia, 280, p.120288_1 - 120288_14, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.actamat.2024.120288
 被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study aimed at strengthening prior austenite grain boundary (PAGB) cohesive energy using carbon segregation and investigated the effect of carbon segregation at PAGB on the microscopic crack propagation behavior of hydrogen-related intergranular fractures in high-strength martensitic steels. At the low hydrogen content (below 0.2 wt. ppm), the fracture initiation toughness ($$J_{rm IC}$$) and tearing modulus ($$T_{rm R}$$), corresponding to crack growth resistance, were significantly improved by carbon segregation. In contrast, $$J_{rm IC}$$ and $$T_{rm R}$$ did not change by carbon segregation at the high hydrogen content (above 0.5 wt. ppm). Considering the non-linear relationship between the toughness properties and the PAGB cohesive energy, the experimentally evaluated toughness properties ($$J_{rm IC}$$ and $$T_{rm R}$$) and the GB cohesive energy previously calculated by first-principles calculations were semi-quantitatively consistent even at the high hydrogen content. The microstructure observation confirmed that the plastic deformation associated with crack propagation, such as the local ductile fracture of uncracked ligaments and the formation of dislocation cell structures/nano-voids, played an important role in the non-linear relationship between the toughness properties and PAGB cohesive energy.

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：1 パーセンタイル：57.00(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。

報告書

福島・茨城県境に位置する塩ノ平断層,車断層の活動性評価研究

青木 和弘; 今井 宏太朗; 瀬下 和芳; 木村 恵; 桐田 史生; 中西 龍二

JAEA-Research 2024-005, 177 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-005.pdf:12.02MB

塩ノ平断層は福島・茨城県境付近に位置し、2011年4月11日に発生した福島県浜通りの地震(Mw6.7)によって出現した。一方、その南方延長上の車断層ではこの地震による地表変状は認められなかった。上載層が存在しない場合や断層との切断関係を検討できる鉱物脈・岩脈が見つからない場合の断層の活動性評価について、破砕帯の性状に着目した新たな手法の開発を目的に塩ノ平断層(塩ノ平地点、別当地点)と車断層(水上北地点)の3箇所で地質調査、試錐調査、化学分析、水理・力学試験を実施し、評価すべき物性データの抽出・分析を行った。回転せん断式低速$$sim$$高速摩擦試験機を用い、断層ガウジのすべり速度Vと摩擦係数$$mu_{ss}$$との関係を調べた。塩ノ平地点と別当地点の試料では$$mu_{ss}$$が$$V$$にほとんど依存しない低速域、$$mu_{ss}$$が$$V$$の増加とともに増加する中速域、$$mu_{ss}$$がすべりとともに劇的に低下する高速域に区分された。一方、水上北地点の試料では速度に対する依存性は認められなかった。地下の割れ目に高圧注水を行うことで断層の三次元変位($$mu$$m$$sim$$mm)を測定するSIMFIP法による断層スリップ試験を実施した。塩ノ平地点では断層すべりはクーロン破壊としてモデル化でき、すべり速度に対して摩擦の依存性を示した。一方、水上北地点では断層すべりはクーロン破壊で表現できず、複数の亀裂やすべり面を利用した複雑な応答が確認された。水圧モニタリング孔での水圧応答から、断層部を挟む領域の水理特性をGRFモデル(Barker、1988)により評価し、透水係数、比貯留量、流れ次元などを明らかにした。透水係数および比貯留量は塩ノ平が水上北よりも大きく、流れ次元は塩ノ平が概ね三次元流であり、水上北が二次元フラクショナル流となった。塩ノ平地点と水上北地点のコア試料からせん断面の姿勢やせん断センスなどの断層スリップデータを取得し、多重逆解法による応力解析を行った。破砕帯を形成した運動と応力履歴を分析した結果、塩ノ平地点において5つ、水上北地点において2つの活動ステージが復元された。本研究では断層ガウジの摩擦特性、断層破壊モードや破砕部の水理特性、断層の活動ステージなどで、塩ノ平地点と水上北地点で顕著な違いが確認された。当該断層内での調査地点を増やすだけでなく、他地域の断層への適用を通じて断層活動性評価手法としての信頼性向上を計る必要がある。

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

Deformation-induced martensitic transformation at tensile and compressive deformations of bainitic steels with different carbon contents

上路 林太郎*; Gong, W.; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 柴田 曉伸*; 木村 勇次*; 井上 忠信*; 土田 紀之*

ISIJ International, 64(2), p.459 - 465, 2024/01

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2023-253
 被引用回数：1 パーセンタイル：41.92(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Deformation-induced martensitic transformation (DIMT) during tensile or compressive deformations of the bainitic steels with various carbon content (0.15%C, 0.25%C, 0.62%C) was studied. In all of the bainitic steels, the tensile deformation exhibited larger work hardening than the compression. This difference indicates the suppression of the DIMT at the compression, and actually the measurements of electron back scattering diffraction (EBSD) confirmed the less reduction of retained austenite at the compression of all the bainitic steels. Additionally, the steel with the highest carbon content was examined by in situ neutron diffraction and clarified the difference similar to that obtained by the EBSD measurement. The regression of the relation between the fraction of austenite and applied strain with the conventional empirical equation revealed that the kinetic of DIMT is strongly dependent with the stress polarity, but not significantly changed by the carbon content.

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：3 パーセンタイル：62.75(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

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：29.47(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

Neutron filtering system for neutron capture cross section measurement at the ANNRI beamline of MLF/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*; 堀 順一*; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.06007_1 - 06007_4, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328406007
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

A neutron filtering system has been installed at the ANNRI beamline in order to bypass the doublet structure of the incident neutron beam in the keV region. Thick cylindrical slabs of $$^{nat}$$Fe, $$^{nat}$$Si and $$^{nat}$$Cr which share the characteristic of a sharp minimum in the neutron total cross section, were separately introduced in an intermediate stage of the beamline, before the NaI(Tl) spectrometer experimental area. The filtered neutron beams were analyzed by means of both neutron capture and transmission experiments. Moreover, further information about the neutron energy distribution within the filtered peaks was derived through the use of Monte-Carlo simulations with the PHITS code. The characteristics of the filtered neutron beams for $$^{nat}$$Fe, $$^{nat}$$i and $$^{nat}$$Cr are presented together with $$^{197}$$Au standard experimental results to assess the performance of the neutron filtering system in neutron capture cross section experiments.

論文

Measurements of the neutron capture cross section of Am-243 with the ANNRI beamline, MLF/J-PARC

児玉 有*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*; 堀 順一*; 芝原 雄司*; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.01024_1 - 01024_3, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328401024
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

The measurements were performed using the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). An intense pulsed neutron beam was produced via spallation reaction in the mercury target of the Material and Life Science Experimental Facility by the 3-GeV proton beam of the J-PARC facility. A Time of Flight (TOF) method using a NaI(Tl) detector was employed in this measurements and a pulse-height weighting technique was used to derive a neutron capture yield. A sample of Am-243 with a mass of 38.14 mg (281.8 MBq) was used for the measurements. The neutron energy spectrum was obtained by using the 478 keV gamma-rays from the $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reaction with a boron sample. A preliminary value for the capture cross section of Am-243 will be presented in the contribution.

論文

Fast-neutron capture cross section data measurement of minor actinides for development of nuclear transmutation systems

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

EPJ Web of Conferences, 281, p.00014_1 - 00014_4, 2023/03

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328100014

Long-lived minor actinides (MA) in nuclear waste from nuclear power plants are a long-standing issue to continue nuclear energy production. To solve the issue, researchers have suggested nuclear transmutation, in which long-lived radionuclides are transmuted into stable or shorter-life nuclides via neutron-induced nuclear reactions. Development of nuclear transmutation systems as an accelerator-driven system requires accurate neutron nuclear reaction data. The present research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" have been conducted as a joint collaboration, including Tokyo Tech, Japan Atomic Energy Agency and Kyoto University. This project focuses on the neutron capture reaction of MAs, especially $$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am and $$^{243}$$Am, in the fast neutron energy region. The final goal of this project is to improve the accuracies of the neutron capture cross sections of $$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am and $$^{243}$$Am employing a high-intensity neutron beam from a spallation source of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) that reduces uncertainties of measurement. To achieve the goal, a neutron beam filter system in J-PARC, sample characteristic assay, and theoretical reaction model study were developed. In this contribution, the overview and results of the project will be presented.

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurements of neptunium-237 with graphite thermal column in KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1388 - 1398, 2022/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2058639
 被引用回数：1 パーセンタイル：14.76(Nuclear Science & Technology)

本研究は、放射性核種の$$^{237}$$Npを取り上げて、よく熱化された中性子場を用いて放射化法により$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を測定した。$$^{237}$$Npの標準溶液を、照射試料に用いた。照射位置の中性子束は、$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taそして$$^{197}$$Auを、中性子束モニタに使用した。$$^{237}$$Np試料とモニタを一緒に、京都大学研究炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。同様の照射を2回繰り返した。照射後に、$$^{237}$$Np試料を、それと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312keVガンマ線を測定して定量した。$$^{237}$$Npの反応率を、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線の収量から求めた。$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積は、2回照射の結果の加重平均を取って173.8$$pm$$4.4barnと導出された。この結果は、飛行時間法により測定されたデータと、誤差の範囲で一致した。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of the $$^{237}$$Np(n, $$gamma$$) reaction with TC-Pn in KUR

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2021, P. 93, 2022/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2021/ProgRep2021.html

核廃棄物中のマイナーアクチニドの核変換の観点から、本研究は$$^{237}$$Npを選定して、その熱中性子捕獲断面積を、良く熱化された中性子場を用いて放射化法により測定した。$$^{237}$$Np標準溶液を試料に使用した。熱中性子場は、中性子束モニタ$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taと$$^{197}$$Auを用いて測定した。$$^{237}$$Np試料は、モニタと一緒に、京大炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。結果の再現性を確認するために、同様の照射を繰り返した。照射後、$$^{237}$$Np試料は、$$^{237}$$Npと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312-keVガンマ線を用いて定量した。$$^{237}$$Npの反応率は、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線のピークカウント,検出効率,実験条件を用いて求めた。得られた反応率を熱中性子束で割り込むことで、$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を173.8$$pm$$4.7 barnと導出した。この結果は、飛行時間測定法で得られた報告値と不確かさの範囲内で一致した。

論文

KeV-neutron capture cross-section measurement of $$^{197}$$Au with a Cr-filtered neutron beam at the ANNRI beamline of MLF/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*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.647 - 655, 2022/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1997666
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.00(Nuclear Science & Technology)

Cr-filtered keV-neutron experiments were performed in 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) to measure the neutron capture cross-section of $$^{197}$$Au. The energy range of the neutron filtering system at ANNRI was extended through the use of 15 cm of $$^{nat}$$Cr as filter material to tailor quasi-monochromatic neutron peaks with averaged neutron energies of 133.4 and 45.0 keV. The performance of the $$^{nat}$$Cr filter assembly was evaluated by means of experimental capture and transmission analyses, together with the use of Monte-Carlo simulations. The present $$^{197}$$Au neutron capture cross-section results provide agreement within uncertainties with the JENDL-4.0 standard evaluated library and the IAEA standard data library further demonstrating the capabilities of the neutron filtering system at ANNRI.

論文

Magnetoelastic anisotropy in Heusler-type Mn$$_{2-delta}$$CoGa$$_{1+delta}$$ films

窪田 崇秀*; 高野 大地*; 小田 洋平*; Mohanty, S.*; 伊藤 啓太*; 松木 充弘*; 林田 誠弘*; Sun, M.*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; et al.

Physical Review Materials (Internet), 6(4), p.044405_1 - 044405_12, 2022/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevMaterials.6.044405
 被引用回数：7 パーセンタイル：46.06(Materials Science, Multidisciplinary)

This study focuses on an inverse-type Heusler alloy, Mn$$_{2-delta}$$CoGa$$_{1+delta}$$ (MCG), with a small off-stoichiometry ($$delta$$), showing perpendicular magnetic anisotropy (PMA). We observed a relatively large uniaxial magnetocrystalline anisotropy constant ($$K_mathrm{u}$$) on the order of 10$$^5$$ J/m$$^3$$ at room temperature in the MCG films with a small tetragonal distortion of a few percent. X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) was employed to get insight into the origin for the PMA. Negligible angular variation of the orbital magnetic moment evaluated using the XMCD spectra suggested a minor role of the so-called Bruno's term to $$K_mathrm{u}$$. The origin of the PMA was discussed based on the second-order perturbation theory in terms of the spin-orbit coupling, and first principles calculations, claiming that the mixing of the occupied $$uparrow$$- and the unoccupied $$downarrow$$-spin states is responsible for the PMA of the MCG films.

論文

Neutron filtering system for fast neutron cross-section measurement at ANNRI

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

JAEA-Conf 2021-001, p.156 - 161, 2022/03

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2021-001

A neutron filtering system has been designed in order to bypass the double-timed structure of the beam. Filter materials were introduced into the rotary collimator of the ANNRI beamline in order to produce quasi-monoenergetic neutron filtered beams. Filter assemblies consisting of Fe with a thickness of 20 cm, and Si with thicknesses of 20 cm and 30 cm of Si were used separately to produce filtered neutron peaks with energies of 24 keV (Fe) and of 54 and 144 (Si). In this study, the characteristics and performance of the neutron filtering system at ANNRI using Fe and Si determined from both measurements and simulations are presented. The incident neutron flux was tested and analyzed by means of transmission and capture experiments. Moreover, simulations using the PHITS code were performed in order to determine the energy distribution of the integrated filtered peaks and assess the reliability of experimental results. Finally, preliminary results of the capture cross section of $$^{197}$$Au at the filtered energies of 24, 54 and 144 keV are also presented using the NaI(Tl) spectrometer alongside the neutron filtering system.

論文

Measurements of the neutron capture cross section of $$^{243}$$Am around 23.5 keV

児玉 有*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 信之; 岩本 修; 堀 順一*; 芝原 雄司*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1159 - 1164, 2021/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1943557
 被引用回数：4 パーセンタイル：40.86(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross section of $$^{243}$$Am was measured with a pulsed neutron beam from a spallation neutron source of the Japan Proton Accelerator Research Complex. A Fe neutron beam filter was used to make the incident neutron beam mono-energetic around 23.5 keV. The neutron capture $$gamma$$-rays were detected with a NaI(Tl) detector. The pulse height weighting technique was employed to derive the neutron capture cross section from the pulse height spectrum. The cross section was determined relative to the capture cross section of $$^{197}$$Au of JENDL-4.0. The neutron capture cross section of $$^{243}$$Am was determined with a smaller uncertainty than previous measurements. The previous measurements and the JENDL-4.0 cross sections were found to be lower than the present result.

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