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岩元 大樹
JAEA-Conf 2021-001, p.83 - 87, 2022/03
発表者は、ガウス過程回帰を用いて、核データを生成する手法を開発した[1]。本手法は機械学習における教師あり学習法の一つであり、測定データを訓練データとみなして核データを生成する。カーネル関数および超パラメータの設定のみで、ノンパラメトリックな手法を用いて回帰を行うことができ、過学習の影響を受けにくいといった特長を有する。さらに、ベイズ推論を基にしているため、任意のエネルギー点における断面積の情報を不確実性を含めて生成することができる。本研究会では、ガウス過程の基礎について講演するとともに、本手法を用いた最新の研究成果および現在進行中の研究内容について報告する。[1] H. Iwamoto, "Generation of nuclear data using Gaussian process regression", Journal of Nuclear Science and Technology, 50:8, 932-938 (2020).
今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
JAEA-Conf 2021-001, p.132 - 137, 2022/03
原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017からSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリをAMPX-6コードで作成した。作成した多群ライブラリの検証のために、そのライブラリとSCALE6.2のORIGENでJPDRの放射化計算を行ない、作成したライブラリに問題がないことを確認した。
岩本 信之
JAEA-Conf 2021-001, p.126 - 131, 2022/03
Cobalt (Co) is one of the structural materials in nuclear and accelerator facilities. It is contained in carbon steel and concrete as well as SUS304. 
Co is only stable isotope of Cobalt. The nuclear data of Co are considered to be important specifically for radioactivity estimation of 
Co related to decommissioning. JENDL-4.0 includes the nuclear data of Co, which based the evaluation in 1988. Major revision was carried out at the JENDL-3.3 evaluation in 2001, followed by the covariance estimation in 2002. After the release of JENDL-3.3, many measured data for capture, (n,2n), (n,p), and (n,
) reactions have been published. Therefore, the reconsideration of nuclear data is required for JENDL-5. The evaluation of Co was divided into three energy regions: resolved resonance region, unresolved resonance region, and fast neutron energy region. In the resolved resonance region, the resonance parameters and scattering radius were taken from de Saussure et al. (1992). In the unresolved resonance region, the data of thick sample of de Saussure et al. were adopted, supplemented with the data of thin sample for large resonances. In the fast neutron energy region, the nuclear reaction model code CCONE was used to calculate cross sections, angular distributions and double differential cross sections. The evaluation was performed based on many types of measured data. The obtained results are in good agreement with the measured data and will be shown in the poster presentation.
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
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 
Au at the filtered energies of 24, 54 and 144 keV are also presented using the NaI(Tl) spectrometer alongside the neutron filtering system.
中山 梓介
JAEA-Conf 2021-001, p.65 - 70, 2022/03
重陽子は陽子と中性子からなる弱束縛系であるため、標的原子核との相互作用を通じて容易に分解し中性子を放出する。この性質を利用して、重陽子加速器を用いた大強度中性子源が理工学や医療分野において提案されている。こうした施設の設計研究には重陽子入射反応に関する高精度かつ広範な核データが必要となる。こうした背景の下、重陽子核データ評価に向け、重陽子の分解過程を考慮した重陽子入射反応用の計算コードDEURACSを開発してきた。DEURACSはこれまでに中性子および質量数4までの軽イオン、ならびに残留核の生成の解析に適用され、成功を収めている。本講演ではこれらの解析結果を示すとともに、重陽子入射反応の精度良い予測のためには分解過程を考慮することがいかに重要であるかを議論する。また、最近、DEURACSを使用して
Li, 
Be, 
Cに対する入射エネルギー200MeVまでの重陽子核反応データベースJENDL/DEU-2020を開発した。JENDL/DEU-2020の概要を述べるとともに、モンテカルロ計算コードによるシミュレーションを通じて行ったJENDL/DEU-2020の検証結果についても示す。
岩元 洋介; 吉田 誠*; 明午 伸一郎; 米原 克也*; 石田 卓*; 中野 敬太; 安部 晋一郎; 岩元 大樹; Spina, T.*; Ammigan, K.*; et al.
JAEA-Conf 2021-001, p.138 - 143, 2022/03
高エネルギー陽子加速器施設の照射材料の寿命評価において、粒子・重イオン輸送計算コードPHITS等が原子はじき出し数(dpa)の導出に利用されている。しかし、30GeVを超える高エネルギー領域において、コード検証に必要な弾き出し断面積の実験値は存在しない。そこで、超高エネルギー領域のコード検証のため、米国フェルミ国立加速器研究所(FNAL)における120GeV陽子ビームを用いた金属の弾き出し断面積測定を計画した。実験は2021年10月から2022年9月の期間に、FNALのテストビーム施設M03において実施予定である。これまで、直径250
m及び長さ4cmのアルミニウム,銅,ニオブ、及びタングステンのワイヤーサンプルに焼鈍処理を施し、これらサンプルを付属したサンプルアセンブリの製作を行った。計画中の実験では、ギフォード・マクマフォン冷凍機によりサンプルを4K程度の極低温に冷却し、弾き出し断面積に関係する照射欠陥に伴うサンプルの電気抵抗増加を測定し、照射後に等温加熱試験を用いて、極低温下で蓄積されたサンプル中の欠陥の回復過程を測定する予定である。
岩元 大樹
JAEA-Conf 2021-001, p.24 - 29, 2022/03
放射線挙動解析コードPHITSは、加速器駆動核変換システムや核破砕中性子源施設等における放射能・被曝線量評価及び施設の遮蔽設計に重要な役割を演じるが、PHITSの核破砕反応を記述するモデルINCL4.6/GEMは核分裂生成物の収量を大幅に過小評価することが知られており、モデルの高度化が求められている。本研究では、核分裂生成物の収量予測に重要なパラメータとなる「核分裂確率」を現象論的に記述するモデルを提案し、このモデルを粒子輸送計算コードPHITSに組み込まれている脱励起過程計算コードGEMの高エネルギー核分裂モデルに適用した。実験値との比較の結果、広範囲のサブアクチノイド核種に対する陽子入射、中性子入射及び重陽子入射反応に対して、核分裂断面積を統一的に予測でき、その予測精度は従来モデルよりも大幅に改善することを示した。さらに、本モデルを用いた解析により、核分裂生成物の同位体分布を精度よく求めるためには、核内カスケード過程計算コードINCL4.6における高励起残留核の記述の修正が必要であることを明らかにした[1]。これらの研究成果により、日本原子力学会核データ部会賞学術賞を受賞した。本研究会では提案したモデルおよび研究成果内容について報告する。[1] H. Iwamoto and S. Meigo, "Unified description of the fission probability for highly excited nuclei", Journal of Nuclear Science and Technology, 56:2, 160-171 (2019).
松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*
JAEA-Conf 2021-001, p.144 - 149, 2022/03
新しいセンサーの開発、非破壊分析技術、放射線遮蔽の最適化などの目的で、燃料デブリの放射線特性を適切に評価できる信頼性の高い核データが必要である。これまで、計算コードによって異なる結果が得られたとしても、その違いの原因を解明することは困難であった。それを克服するために、大量の核種と崩壊データファイルの全崩壊モードを正確に扱うことができる信頼性の高い放射性崩壊・放射性線源スペクトル計算コードを新たに開発した。最初のステップとして、最近の崩壊データファイルであるJENDL/DDF-2015, ENDF/B-VIII.0およびJEFF-3.3の崩壊サブライブラリを使用して、燃料デブリの光子スペクトルを比較した。本発表では、次回のJENDL崩壊データファイルに向けて、崩壊スキームと崩壊モードの分岐比の修正の要望を報告する。
中野 秀仁*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.*; 児玉 有*; 寺田 和司*; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典
JAEA-Conf 2021-001, p.166 - 170, 2022/03
In neutron capture cross section measurement, monitoring the number of the incident neutrons is necessary. However, in measurement with J-PARC/ANNRI, direct neutron monitoring system has not been employed. Conventional neutron detectors cannot be used as a beam monitor at ANNRI because of two reasons, high counting rate environment and gamma-flash. In general, a semiconductor detector or an inorganic scintillator, which is adopted for a neutron detector, has relatively longer response time and is unsuitable for beam monitoring at ANNRI. Therefore, a combination of a thin plastic scintillator and a 
LiF foil was selected as a detection system, whose fast response enabled detecting neutrons at a high counting rate. Low gamma ray sensitivity of a thin plastic scintillator allows measuring fast TOF region without count loss or detector paralysis. The geometry of the LiF foil, the plastic scintillator, and photomultiplier tube (PMT) was designed. The optimal thickness of the LiF foil was determined with simulation codes, SRIM and PHITS. The detector system was tested under the high neutron irradiation condition at J-PARC /ANNRI. A neutron TOF spectrum was successfully measured without significant count loss or detector paralysis. A neutron energy spectrum was driven from difference of TOF spectrum with and without LiF. The neutron spectrum was compared with a past neutron spectrum and good agreement was obtained. Statistic error was 0.68 
at 6.0 meV even though measurement times in this study were short.
児玉 有*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.; 中野 秀仁*; 寺田 和司*; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典
JAEA-Conf 2021-001, p.162 - 165, 2022/03
Precise nuclear data for neutron-induced reactions are necessary for the design of nuclear transmutation systems. Nevertheless, current uncertainties of nuclear data for minor actinide (MA) does not achieve requirements for the design of transmutation facilities. The determination of an incident neutron flux for measurements of neutron capture cross section is one of the main causes that affect the final uncertainty of the cross section results. In the present work, we suggest a new method to reduce systematic uncertainties of capture cross section measurements. The method employs change of the self-shielding effect with sample rotation angle. In capture cross section measurements in ANNRI, a boron sample is placed to determine the incident neutron spectrum by counting 478 keV 
-ray from the 
reaction. In this method, the boron sample is tilted with respect to the neutron beam direction, thereby changing the effective area. This results in change of the shapes of time-of-flight (TOF) spectrum of 478 keV -ray from the reaction with the tilted angle. Comparing the difference of the TOF spectra at different angles and assuming the 1/v energy dependence of cross section of the reaction, the area density of the boron sample can be determined without using the sample mass and area. Theoretical and experimental studies on the new method are ongoing. Calculation using Monte Carlo simulation code PHITS were carried out to study the feasibility of the present method. Test experiments using a sample rotation system at ANNRI were also performed.
Lu target irradiated with 0.4-, 1.3-, 2.2-, and 3.0-GeV protons竹下 隼人; 明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫
JAEA-Conf 2021-001, p.207 - 212, 2022/03
加速器駆動核変換システム(ADS)などの大強度陽子加速器施設の遮蔽設計において、高エネルギー陽子入射による核破砕生成物の核種生成量予測は基礎的かつ重要な役割を担っている。しかしながら、生成量予測シミュレーションで用いられる核反応モデルの予測精度は不十分であり、核反応モデルの改良が必要である。J-PARCセンターでは実験データの拡充と核反応モデル改良を目的に、様々な標的に対して核種生成断面積の測定を行っている。本研究では、Lu標的に対して0.4, 1.3, 2.2および3.0GeV陽子ビームを照射し、放射化法により核種生成断面積データを取得した。取得したデータとモンテカルロ粒子輸送計算コードで用いられる核反応モデルと比較することで、現状の予測精度を把握するとともに核反応モデルの改良点を考察した。
