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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

 被引用回数:15 パーセンタイル:85.31(Nuclear Science & Technology)

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

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

AA2017-0628.pdf:2.06MB

 被引用回数:18 パーセンタイル:87.53(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

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

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, 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.79(Nuclear Science & Technology)

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

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, 146, p.11042_1 - 11042_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.79(Nuclear Science & Technology)

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

Correction of the thermal neutron capture cross section of $$^{241}$$Am obtained by the Westcott convention

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.74 - 80, 2017/01

There is large discrepancy among the reported experimental data of the thermal neutron capture cross section of $$^{241}$$Am. The activation measurements provided larger cross sections than those in the time-of-flight (TOF) ones. The Westcott convention has been widely used for the derivation of the thermal neutron capture cross section in the activation measurements. The large discrepancy may be due to the existence of the resonances below the cadmium cut-off energy (E$$_{Cd}sim$$ 0.5 eV). By reviewing the Westcott convention, we developed the correction method taking account of the contribution of the resonances near or below $$E_{Cd}$$. The correction term was evaluated using the JENDL-4.0. Application of the present method successfully improved the existing discrepancy of the thermal capture cross section of $$^{241}$$Am.

論文

Development of evaluation method for improvement of nuclear data accuracy in MA isotopes

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修

JAEA-Conf 2016-004, p.35 - 39, 2016/09

核変換技術の開発のためにマイナーアクチニド核の中性子核データの精度向上が求められている。そのためのMA核の中性子核データの高精度評価手法の開発が本研究の目的である。高精度評価のためには、過去の実験データ間にみられるばらつきの原因追及、共鳴パラメータの高精度解析手法の開発などがあげられる。我々はこれまでに、過去のMA核の熱中性子捕獲断面積のデータ間のばらつきに着目し、放射化法解析に用いられたCd比法と運用方法を見直したことにより、特殊な共鳴構造を持つMA核ではCd比法に補正が必要になることを見出し、補正を試みたところ、ばらつきが小さくなることを確認した。一方で、共鳴積分値のばらつきは改善されなかった。これは中性子束の熱外中性子成分に対して、Cd比法で用いられているモデルで仮定されているエネルギー依存性と現実の中性子束のそれとは異なっていることが可能性としてあげられる。共鳴パラメータの高精度解析のためには厳密な時間分解能関数のパラメータが必要で、既知の安定核種でそれを求め、MA核種の分析にそれを用いることを計画している。

論文

Importance of the neutron flux information to the evaluation of thermal neutron capture cross section and resonance integral of minor actinides

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.2437 - 2443, 2016/05

マイナーアクチニド(MA)核種の核データは環境負荷低減技術の基盤データとして精度向上が求められている。しかしながら、既存のMA核種に対する熱中性子捕獲断面積の測定値間には、特に飛行時間法と放射化法の測定値間に大きな食い違いが見られるため、信憑性の高い評価値が得られていないのが現状である。そこで、我々はこれまでに放射化法で断面積の導出に用いられるCd比法を、手法の基本となるWestcottの反応率表記モデルまで立ち戻って調べ直すことによって、S因子を評価データを用いて補正することによって、既存測定データを整合性が向上するように熱中性子捕獲断面積を補正することが可能であるということを見出した。しかしながら、一方で、補正後のS因子や共鳴積分値などの間には依然として食い違いが残ることがわかった。Westcottのモデルに用いられている中性子束の熱外中性子成分は1/Eに比例すると仮定されているが実際にはその限りではない、ということに着目し、$$1/E^{1+alpha}$$に比例するとし、パラメータ$$alpha$$への依存性を調べたところ、その依存性は決して無視できないということがわかった。以上の結果から、より信頼性の高い補正・評価のためには実験環境における信頼性の高い中性子束の情報が非常に重要であるということが明らかとなった。

論文

Verification of the Cd-ratio method in $$^{241}$$Am using JENDL-4.0

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修

JAEA-Conf 2015-003, p.245 - 250, 2016/03

核廃棄物処理問題にはマイナーアクチニド核の中性子捕獲反応の高精度化が要求される。中でも$$^{241}$$Amの中性子捕獲反応は重要なものの一つである。しかしながら、$$^{241}$$Amの熱中性子捕獲反応断面積は未だ最確値を得ていない。特に放射化法で得られている熱中性子捕獲断面積は他の手法(TOFや$$gamma$$ & $$alpha$$ spectroscopyなど)と比べておおよそ20%ほども大きな値が得られている。放射化法では断面積の導出にWestcottの表現を用いたいわゆるCd比法を用いて断面積などが求められるが、特殊な共鳴構造を持つ$$^{241}$$Amでは上手く機能していない可能性がある。本研究では、JENDL-4.0を用いたCd比法の検証を行うと共に、検証に基づき実験値の補正を行うことを試みた。その結果、実験値はJENDL-4.0に非常に近い値が得られた。

論文

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, 93, p.06001_1 - 06001_5, 2015/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:84.98(Physics, Multidisciplinary)

核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に資することを目的に、原子力システム研究開発事業として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」を平成25年10月より開始した。本研究開発では、高精度化を実現するために、J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用するとともに、4つの異なる研究分野である核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の研究者が相互に協力し、独立手法による測定結果の相互比較を行うことで系統誤差要因の理解を深め、信頼性を高める。本プロジェクト研究の背景、全体計画及び研究進捗を概説する。

口頭

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,1; AIMACプロジェクトの全体計画

原田 秀郎; 岩本 修; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 信之; 寺田 和司; 中尾 太郎; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

no journal, , 

マイナーアクチニド核種を中心とする最重要核種の中性子核データを世界最高水準で測定できる技術を開発し、これを適用した核データ測定結果を反映した評価を行うことにより、高品質データを整備することを目指し、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」を開始した。本研究開発は、(1)熱中性子捕獲断面積の高精度化、(2)TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発、(3)全中性子断面積測定を組み合わせた共鳴パラメータの決定、(4)測定エネルギー範囲の高速中性子領域への拡張、並びに、(5)測定と評価のキャッチボールによる高品質評価から構成される。本発表では、本研究開発事業の全体計画を報告する。

口頭

Am-241の中性子全断面積及び捕獲断面積の測定

寺田 和司; 中尾 太郎; 木村 敦; 中村 詔司; 水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎

no journal, , 

J-PARC/MLF/ANNRIで飛行時間法によりAm-241の中性子全断面積及び中性子捕獲断面積を測定した。中性子全断面積の測定はLi-glass検出器で行い、中性子捕獲断面積の測定はGeスペクトロメータで行った。解析の結果、4meVから2eVのエネルギー領域でAm-241の中性子全断面積を導出し、過去の実験値及び核データライブラリの評価値と比較した。得られた結果について報告する。

口頭

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発

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.

no journal, , 

J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用した断面積測定や系統誤差低減のための各種技術開発等を行うことにより革新炉や核変換システム設計で必要となるマイナーアクチニドの中性子核データの精度向上を目指した研究プロジェクトが、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わる研究開発」として平成25年10月より開始された。本プロジェクト研究の背景、全体研究計画、本研究で期待される効果等を述べる。

口頭

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,8; MA及び$$^{99}$$Tcに対する中性子捕獲断面積の評価

岩本 信之; 水山 一仁; 岩本 修

no journal, , 

マイナーアクチニドの$$^{241,243}$$Amや$$^{237}$$Np、長寿命核分裂生成物の$$^{99}$$Tcは加速器駆動未臨界システム等を用いた核変換による減容対象核種である。これらの中性子捕獲断面積の精度を向上させることは、核変換システムの核特性や対象核種の核変換効率に関する評価にとって特に重要である。しかしながら、高速エネルギー領域における現状精度はシステム設計のための要求精度に比べ、2倍以上悪いことが報告されている。本研究では、既存の測定値の誤差要因を可能な限り排除することで、$$^{241,243}$$Amや$$^{237}$$Npの熱領域、また$$^{99}$$Tcについては高速エネルギー領域における捕獲断面積の評価を実施したので、得られた結果を報告する。

口頭

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,3; J-PARC ANNRIを用いた$$^{241}$$Am中性子捕獲断面積の測定

寺田 和司; 中尾 太郎; 木村 敦; 中村 詔司; 水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎

no journal, , 

J-PARC ANNRIのGeスペクトロメータを用いて飛行時間法により$$^{241}$$Amの中性子捕獲断面積を測定した。熱領域から100eVの中性子エネルギー領域に対する断面積を導出し、評価値や過去の測定値と比較した。

口頭

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,10; 測定と評価のキャッチボールによる高品質評価

岩本 修; 岩本 信之; 水山 一仁

no journal, , 

文部科学省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、測定と評価のキャッチボールによる高品質評価のために、MA核データの測定及び評価データの現状を調査した。重要MAであるNp-237, Am-241,243に対し、熱中性子から高速中性子にわたる領域で調査した。2005年以降のNp-237, Am-241の熱中性子断面積の測定データは、ほぼ誤差5-6%以内に収まりつつあることが分かった。これらの調査を通して、評価済核データが与える誤差の妥当性についても検討した。また、重要FP核種のTc-99,I-129等についても同様な調査を実施した。本報告では、事業における核データ評価の計画及び現状の調査結果について報告する。

口頭

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,1; AIMACプロジェクトにおける研究成果のまとめ

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.

no journal, , 

マイナーアクチニド核種等に対する中性子捕獲断面積の高精度化研究開発を、微分測定、積分測定、放射化学、核データ評価の英知を結集し、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わる研究開発」として実施した。本事業により得られた研究成果とその意義について概説する。

口頭

$$^{241}$$Amにおける熱中性子捕獲断面積の評価

水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性毒性が強く寿命の長いマイナーアクチニド(MA)核種の核データは環境負荷低減技術の基盤データとして精度向上が求められている。しかしながら、既存のMA核種に対する熱中性子捕獲断面積の測定値間に大きな食い違いが見られるため、信憑性の高い評価値を得ることができていないのが現状である。放射化法で解析に用いられるCd比法とは、試料に何もつけない場合の反応率RとCd箔によって中性子束の熱中性子成分を遮断して得られる熱外中性子起因の反応率R'との比(Cd比R/R')を用いて、熱中性子捕獲断面積$$sigma_0$$とS因子を求める方法である。S因子は共鳴積分から熱エネルギーで1/v則に従う断面積を差し引き、$$sigma_0$$で規格化して定義される量である。$$^{241}$$Amでは切断エネルギーより低いところに共鳴が存在するため、正しく$$sigma_0$$を導出するためにはそれらの寄与を補正する必要がある。本研究では切断エネルギーよりも低い共鳴の寄与をS因子補正量としてJENDL-4.0から評価し、既存の$$sigma_0$$を補正した。その結果、既存測定データ間の整合性が向上した。

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