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市原 晃; 安部 豊*
JAEA-Conf 2022-001, p.175 - 180, 2022/11
日本の評価済核データライブラリの第5版JENDL-5の開発に向けて、重水分子に対する熱中性子散乱則を理論計算した。分子を構成する重水素および酸素原子の散乱則データを、分子動力学シミュレーションを利用して求めた。シミュレーションを283.6Kから600Kの温度範囲で実行し、0.01meVから10eVの中性子入射エネルギー範囲で散乱則を評価した。得られた散乱則を用いて重水分子の断面積を計算し、室温での実験データが再現できることを確認した。また、計算された温度範囲では、断面積がENDF/B-VIII.0の評価値とほぼ一致することを確認した。
前川 藤夫
JAEA-Conf 2022-001, p.7 - 13, 2022/11
分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容、有害低減のための有望な技術である。原子力機構では、加速器駆動システム(ADS)と組み合わせで文永変換技術を開発している。ADSの実現可能性に影響を与える重要課題の1つに、加速器と未臨界炉心の境界をなす陽子ビーム窓がある。陽子ビーム窓は、高強度の陽子ビームと標的で生成した核破砕中性子、および鋼材に対し腐食性を有する高温の液体鉛ビスマス共晶合金の流動によって損傷を受ける。J-PARCでは、ADS環境下での材料損傷研究のため、400MeV、250kWの陽子ビームを入射する液体鉛ビスマス核破砕ターゲットを備えた陽子ビーム照射施設を計画している。本施設は、半導体デバイスのソフトエラー試験,RI製造,核分裂および核融合炉のための材料照射など、多様な目的にも利用できる。陽子ビームや核破砕中性子を使った核データ研究への応用も多様な用途の一つであり、核データコミュニティからの優れたアイデアを歓迎する。
Am neutron capture cross section measurement and resonance analysisRovira 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*
JAEA-Conf 2022-001, p.91 - 96, 2022/11
Neutron capture cross section measurements 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 in a non-filter condition experiment to determine the neutron capture cross section from thermal to about 100 eV. Moreover, experiments were performed using the neutron filtering system to determine the neutron capture cross section at the energy of 23.5 keV using Fe as filter material. In this study, the preliminary results of the Am neutron capture cross section from 10 meV to about 100 eV determined in TOF experiments and at 23.5 keV from Fe filter experiments are presented. In the TOF experiments, the Am neutron capture cross section was normalized by means of the saturated resonance method using a Au sample with a mass of 1.5 g. In addition, for the Fe filter experiments, the capture cross section of Am at the energy of 23.5 keV was determined relative to the 
Au yield obtained from a measurement using the same Au sample. Moreover, early-stage results of a resonance analysis of the Am capture resonances are also presented.
岩元 洋介
JAEA-Conf 2022-001, p.97 - 102, 2022/11
宇宙環境では、陽子,中性子,重イオン等の放射線が機器の半導体に照射され、放射線によって引き起こされる原子変位が機器の電気的性能を低下させる。半導体の原子変位は、非電離エネルギー損失(NIEL)と粒子フルエンスの積分で表される変位損傷量(DDD)に比例する。本研究では、宇宙空間における様々な放射線に対する半導体のDDDを計算するため、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSで、金属の原子あたりの弾き出し数(DPA)を導出する手法を活用したDDDの計算手法を開発した。この手法では、荷電粒子と標的との間のクーロン散乱断面積の計算、核反応の計算、中性子照射下における荷電粒子生成の計算等を含む。陽子,中性子、及び電子をシリコンに照射した条件で、PHITSによるNIELの計算結果は半導体のNIELを解析するためのウェブ計算機で得られた数値データと一致した。また、SiC, InAs, GaAs、及びGaNの半導体について、最近の分子動力学シミュレーションから得られた欠陥生成効率をPHITSに実装した。その結果、エネルギー10MeVの陽子照射の場合、解析対象とした半導体の中で、GaAsが変位損傷を最も受けやすく、SiCが変位損傷を最も受けにくいことがわかった。
Sr and 
Cs by AMS本多 真紀; Martschini, M.*; Wieser, A.*; Marchhart, O.*; Lachner, J.*; Priller, A.*; Steier, P.*; Golser, R.*; 坂口 綾*
JAEA-Conf 2022-001, p.85 - 90, 2022/11
加速器質量分析(AMS)は、原子核実験で主に利用させれてきたタンデム加速器に質量分析を組み合わせた分析法である。AMSの測定対象は半減期が10
-10
年の放射性核種である。この程度の半減期の放射性核種に対しては、その放射能を測定するよりも、その質量を測定する手法の方が10-10
倍の感度で測定可能である。この特徴を利用してAMSは地球惑星科学、原子力分野等の研究に幅広く適応されている。様々な研究の中でもWallner et al. (2021, 2016)は地球惑星科学の分野で優れた成果を得ている。彼らは環境試料に含まれる
Feと
Puの超高感度分析に成功した。これらは天体内で起こる中性子の連続捕獲(r-process)によって生成される放射性核種である。この他に、発表者らの最新の研究ではレーザーによる同重体分離とAMSとを組み合わせた新AMSシステム(ウィーン大学VERA)による環境試料中のSrとCsの超高感度分析に成功した。環境中のSr測定手法としては娘核種Yのミルキングによる
線測定が依然主力であるが、本成果によってAMSが実用的な新規分析法となることが示された。本発表ではSrとCsを中心に超高感度分析の技術開発の現状を報告する。
今野 力; 権 セロム*
JAEA-Conf 2022-001, p.123 - 128, 2022/11
TENDL-2019の多くの核種、JEFF-3.3のいくつかの核種の捕獲反応から放出される2次ガンマ線に高エネルギーガンマ線ピークがないことを見つけた。この問題は、数keV以下の中性子エネルギーで放射線損傷計算で使われる損傷エネルギー断面積を極端に小さくしてしまうだけでなく、遮蔽計算で生成するガンマ線を減少させてしまう。TENDL-2019とJEFF-3.3の問題の核種の2次ガンマ線のエネルギー分布は修正が必要である。
岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 八島 浩*; 西尾 勝久; et al.
JAEA-Conf 2022-001, p.129 - 133, 2022/11
加速器駆動システム(ADS)の核特性予測精度の向上と京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)におけるADS炉物理実験で用いる中性子源情報の取得を目的として、京都大学の固定磁場強集束(FFAG)加速器を用いた核データ測定実験プログラムを開始した。このプログラムの一環として、鉄に対する陽子入射二重微分中性子収量(TTNY)及び断面積(DDX)を測定した。測定では、真空チェンバ内に設置された鉄標的に107MeVの陽子ビームを照射し、核反応によって標的から発生した粒子の信号を、小型の中性子検出器を用いて検出した。検出信号とFFAGキッカー電磁石の信号の時間差から飛行時間(TOF)を求め、ガンマ線の事象を波形弁別法によって除去して中性子事象をカウントすることで中性子のTOFスペクトルを求めた。得られた中性子のTOFスペクトルから、相対論的運動学により鉄標的に対するTTNY及びDDXを求めた。
岩本 修
JAEA-Conf 2022-001, p.21 - 26, 2022/11
The next version of JENDL general purpose library, JENDL-5, is almost ready to be released. JENDL-5 increases variety and amount of data from the current version JENDL-4.0. Regarding the neutron induced reaction data, which is the most important for reactor applications, the number of the stored nuclides will be around 800, which is almost double of 406 as of JENDL-4.0. They cover not only all stable isotopes but also a large number of unstable isotopes that are much enough for various applications of radiation simulations. The data from light to heavy nuclides have been revised reflecting up-to-date experimental knowledge such as new measurements of cross sections by ANNRI at J-PARC. Fission yield and decay data are also revised with new experimental and theoretical knowledge. New evaluations of thermal scattering law data based on molecular dynamics are adopted for many of materials in JENDL-5 including light and heavy water. The data of other incident particles than neutron that have been developed as special-purpose files are integrated into JENDL-5. For proton, deuteron, alpha-particle and photon induced reactions, the data of JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018, JENDL/DEU-2020, JENDL/AN-2005, JENDL/PD-2016.1 are adopted. Since JENDL/AN-2005 contains only neutron-emission related data, date needed for radiation transportation codes are complemented. Regarding neutron induced reaction, the data of high energy reaction above 20 MeV and activation cross section are also integrated from JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018 and JENDL/AD-2017.
渡辺 証斗*; 湊 太志; 木村 真明*; 岩本 信之
JAEA-Conf 2022-001, p.103 - 108, 2022/11
We are working on a combination of nuclear reaction calculation code CCONE and machine learning libraries to generate nuclear data and improve their accuracy. The angular distributions of elastic and inelastic scatterings to the first excited state on 
Fe at several incident energies were calculated using CCONE, and the optical potential parameters were optimized to reproduce the experimental data by Bayesian optimization. The optimized parameters were the depth of the real volume and imaginary surface parts of the potential, their energy dependence, radius, and diffuseness. Using the obtained optical potential, we estimated the angular distributions at energies different from those used on the optimization, and found that the results were in good agreement with the experiment data. In this presentation, we will introduce these calculation results and future prospects.
西原 健司
JAEA-Conf 2022-001, p.63 - 67, 2022/11
核燃料サイクルにおける加速器駆動システム(ADS)の役割と、ADSを実現するための核データの必要性について解説する。日本の核燃料サイクルの概要と政府の方向性を説明した後、高レベル廃棄物(HLW)の地層処分の概念について説明する。高レベル廃棄物から問題のある元素を分離し、核変換,利用,貯蔵することで、地層処分のあり方を変えることができる。ADSは、高レベル廃棄物から分離したマイナーアクチニド(MA)を、MAより放射性毒性の低い核分裂生成物(FP)に変換する役割を果たす。ADSの原理を技術的課題とともに紹介し、最後にADSの研究開発における核データの活用を紹介する。
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.
no journal, ,
In order to circumvent the current double-bunch predicament in the keV region, a neutron filtering system involving the use of filter material with the intrinsic characteristic of a sharp minima in the neutron total cross section was implemented at the ANNRI beamline. Quasi-monochromatic neutron beam can be created using such materials with the appropriate thickness as only the neutrons with the energy of the sharp minima can be transmitted through. 
Fe, Si, Cr are seen as suitable candidates to tailor quasi-monoenergetic neutron peaks with averaged energies of 23.5 keV (Fe); 54 and 144 keV (Si); and 46 and 136 keV (Cr). In this presentation, the main features of the neutron filtering system together with performance evaluations will be presented. The time distribution of the incident filtered neutron flux at ANNRI was measured in both capture experiments with a NaI(Tl) spectrometer and transmission experiments involving the use of Li-glass detectors. In addition, the energy distribution within the filtered peaks was determined from Monte-Carlo simulations with the PHITS code. Finally, the first cross section results using the neutron filtering system will be shown and discussed in order to assess the performance in neutron capture cross section measurements.
多田 健一
no journal, ,
FRENDY (From Evaluated Nuclear Data library to any application)はJENDLやENDF/B, JEFF, TENDLなど、様々な評価済み核データライブラリーのための核データ処理コードである。FRENDYの最初のバージョンは2019年にBSD2条項ライセンスのオープンソースソフトウェアとして公開された。FRENDY第1版では、PHITSやSerpent, MCNPなどの連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ファイルであるACEファイルを生成する。FRENDY第2版では、ACEファイルから多群中性子入射断面積を生成する。本発表では、FRENDYの特徴と、FRENDY第2版で実装された新機能について説明する。
長家 康展; 横山 賢治; 多田 健一; 今野 力
no journal, ,
日本の評価済み核データライブラリの最新版であるJENDL-5の公開が2021年に予定されている。この目的のため、2018年からJENDL-5の暫定版に対する積分テストを実施してきた。本発表では、臨界及び遮蔽実験に対するJENDL-53 update 1版の積分テストの結果を示す。臨界実験に対するテスト計算は主に国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトハンドブックの実験と原子力機構で実施された実験に対して実施した。遮蔽実験に対するテスト計算は主に原子力機構で実施されたFNS実験とOKTAVIAN実験に対して実施した。JENDL-53 update 1版は、臨界実験と遮蔽実験の多くの場合においてJENDL-4.0より良いか同等の予測精度を有することを確認した。
木村 敦
no journal, ,
Accurate data of neutron-capture cross sections of minor actinides (MAs) and long-lived fission products (LLFPs) are important in detailed engineering designs and safety evaluations of innovative nuclear reactor systems. However, accurate measurements are very difficult due to high radioactivity of these samples. To satisfy these demands, Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) has been developed by the collaboration of Hokkaido University, Tokyo Institute of Technology and JAEA. ANNRI is located on the Beam Line No. 04 of the Materials and Life science experimental Facility (MLF) at the J-PARC. Measurements of neutron-capture cross sections of MAs and LLFPs with high intensity pulsed neutrons have been started from 2009. Neutron capture cross sections of Cm, 
Cm, Am, 
Np, 
Zr, 
Tc and many stable isotopes were reported. These results will make significant contributions in the field of developing innovative nuclear systems. In recent years, Li-glass detectors were installed in ANNRI and neutron total cross section measurements have been started. Furthermore, to expand neutron energy range of measurements to keV region, new high-speed DAQ system, and neutron filter system were also developed and installed. In this presentation, the current status, a brief view, measurement activities and results, and future plans are presented.
