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論文

Deuteron nuclear data for the design of accelerator-based neutron sources: Measurement, model analysis, evaluation, and application

渡辺 幸信*; 金 政浩*; 荒木 祥平*; 中山 梓介; 岩本 修

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03006_1 - 03006_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

$$(d,xn)$$中性子源の設計のためには、重陽子入射反応に対する広範な核データが必要である。このため、我々はこれまでに、測定・理論モデルコード開発・断面積評価・医療用放射性同位体製造への応用、からなる重陽子核データに関する研究プロジェクトを立ち上げてきた。本プロジェクトの目標は重陽子ビームを用いた加速器中性子源の設計に必要となる200MeVまでの重陽子核データライブラリを開発することである。このプロジェクトの現状について報告する。

論文

Development of a code system DEURACS for theoretical analysis and prediction of deuteron-induced reactions

中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; Ye, T.*; 緒方 一介*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12025_1 - 12025_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

近年、重陽子加速器を使った大強度中性子源が様々な応用に対して提案されている。このような中性子源の設計のためには、高精度かつ広範な重陽子核データライブラリが必要不可欠である。それゆえ、我々はDEURACS (DEUteron-induced Reaction Analysis Code System)という、重陽子入射反応の解析と理論予測用の統合コードシステムを開発している。本研究では、$$(d,xn)$$反応の解析をこれまでよりも高い100MeV近傍まで拡張した上、DEURACSを80および100MeVにおける$$(d,xd)$$反応にも適用した。その結果、DEURACSの計算値は$$(d,xn)$$および$$(d,xd)$$反応の二重微分断面積の実験値を良く再現した。

論文

Neutron production in deuteron-induced reactions on Li, Be, and C at an incident energy of 102 MeV

荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; 北島 瑞希*; 定松 大樹*; 中野 敬太*; 金 政浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11027_1 - 11027_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

近年、核融合マテリアルの損傷の研究、ホウ素中性子捕捉療法、医療用放射性核種生成等の中性子源として、重陽子入射反応の利用が考えられている。しかし、入射重陽子エネルギー60MeVを超える領域では、重陽子入射反応の理論モデルの検証に必要な実験値はほとんどない。そこで、本研究では、大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、100MeVの重陽子入射によるリチウム、ベリリウム及び炭素の中性子生成二重微分断面積(DDX)の測定を行った。測定角度は、0$$^{circ}$$から25$$^{circ}$$の間の6角度とし、飛行時間法により中性子エネルギーを導出した。中性子検出器に、大きさの異なる3台の液体有機シンチレータNE213(直径及び厚さが2インチ, 5インチ, 10インチ)を用い、中性子の飛行距離をそれぞれ7, 24, 74mとした。中性子検出効率は、SCINFUL-QMDコードの計算により導出した。実験結果から、中性子エネルギー強度分布は、重陽子入射エネルギーの半分のエネルギーにおいて、重陽子ブレークアップ過程に起因するなだらかなピーク構造を持つことがわかった。また、PHITSによる計算値は、理論モデルの不備から実験値をよく再現しないことがわかった。

論文

FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09

 パーセンタイル:100

原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。

論文

Nuclear data evaluation of long-lived fission products; Microscopic vs. phenomenological optical potentials

湊 太志; 岩本 修; 蓑茂 工将*; 緒方 一介*; 岩本 信之; 国枝 賢; 古立 直也

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12032_1 - 12032_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

現象論的光学ポテンシャルは弾性散乱プロセスをよく記述するものとして知られている。そのため、中重核から重核までの核反応断面積の核データ評価に広く用いられている。これまで多くの光学ポテンシャルが研究されてきたが、それらのパラメータは実験データを再現するように決められたものである。そのために、実験データのない中性子過剰核などの計算にそれらのパラメータを利用することは、必ずしも信頼性が保障されていない。最近、微視的有効反応理論(MERT)と呼ばれる手法による光学ポテンシャルが提案された。MERTの手法はNN有効相互作用から出発したものであり、実験データのない核種の光学ポテンシャルも引き出すことができる。我々は、MERTによって導出された光学ポテンシャルを、核反応シミュレーションコードCCONEに取り込み、いくつかの核種の核データ評価を開始している。この発表では、MERTと従来の現象論的な光学ポテンシャルを使って評価された断面積の結果を紹介し、その違いについて議論を行う。

論文

Technical developments for accurate determination of amount of samples used for TOF measurements

寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 原田 秀郎; 高宮 幸一*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03019_1 - 03019_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

革新炉や核変換処理の研究開発のため、高精度なマイナーアクチニド(MA)の中性子捕獲断面積が求められている。しかし、現状の精度と要求される精度の間には倍以上の隔たりがある。そこで、MAの断面積精度向上を目的として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」が進められている。精度の良い断面積を得るためには、測定に用いるMA試料のサンプル量を正確に決めることが必要不可欠である。そのため、本プロジェクトの研究課題の一つとして、$$gamma$$線分光法とカロリーメーターを用いた熱測定という2つの異なる手法を用いてサンプル量の高精度決定のための技術開発を進めている。$$gamma$$線分光法では、サンプルからの崩壊$$gamma$$線測定による定量精度向上のために、MAの崩壊$$gamma$$線の高精度測定を実施し、$$gamma$$線放出率を2%以下の精度で決定した。カロリーメーターを用いた熱測定では、MAのQ値が精度よく分かっているため崩壊熱を精密に測定することでMAの放射能値を決定することができる。本発表では、これら2つの手法の開発及び得られた結果について発表する。

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 (Internet), 146, p.11042_1 - 11042_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

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

Neutron capture cross section measurements of $$^{120}$$Sn, $$^{122}$$Sn and $$^{124}$$Sn with the array of Ge spectrometer at the J-PARC/MLF/ANNRI

木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 藤 暢輔; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11031_1 - 11031_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Accurate neutron capture cross section data of $$^{126}$$Sn, which is one of the most important long-lived fission products (LLFPs), is required in the study of transmutation of radioactive waste. However, there is only one experimental data at the thermal energy. A $$^{126}$$Sn sample for a nuclear data experiment contaminated with a large amount of tin stable isotopes, $$^{115, 117-120, 122, 124}$$Sn, because these stable isotopes also have fission yields. These isotopes have large effects on neutron-capture cross-section measurements for $$^{126}$$Sn. To obtain accurate cross-section data for $$^{126}$$Sn, a series of neutron-capture cross-section measurements of all the tin stable isotopes are required. Therefore, the measurements of all tin stable isotopes have been started with Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) of Materials and Life science experimental Facility (MLF) in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In this presentation, preliminary results of the neutron-capture cross-section measurements of $$^{120, 122, 124}$$Sn are reported in the neutron energy region from 10 meV to 2 keV.

論文

Status of the JENDL project

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 市原 晃; 中山 梓介

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02005_1 - 02005_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

The latest version of the general purpose file JENDL-4.0 was released in 2010 with enhancing data of fission products and minor actinides. After that, the neutron energy range of JENDL-4.0 were extended up to 200 MeV adding proton induced reaction data. They were compiled as JENDL-4.0/HE and released in 2015. An activation cross section library for decommission of nuclear reactor, JENDL/AD-2016, is under development and will be released by 2017. It will contain neutron reaction data for approximately 300 nuclides in energy range of $$10^{-5}$$ eV to 20 MeV including isomer production cross sections. Evaluation of nuclear data for the next version of the general purpose file is also in progress. It is planned to be released by 2022. Several new evaluations mainly for fission products that had not been updated in JENDL-4.0 were already done. Data for light nuclei and structure material will be updated. Minor actinides data are still important to develop transmutation system of nuclear waste. They will be updated using new measurements especially done in J-PARC. Status of the JENDL project in developing the general and special purpose files will be presented.

論文

Status of the R-matrix code AMUR toward a consistent cross-section evaluation and covariance analysis for the light nuclei

国枝 賢

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12029_1 - 12029_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

軽原子核に対する核反応断面積はイオンビーム同位体分析や天文学および放射線医療等の分野において必要とされている。しかし現状の評価値と測定データの間には大きな差異がみられるケースがあり、実際の応用においては機器等の設計における大きな誤差要因となりうる。R行列は量子論に基づいて断面積等の測定データから波動関数の情報を導くことができる理論である。また、理論におけるパラメータは散乱行列のユニタリ性により強く拘束されるため、測定データ間の不整合を理解する上で有用であることが知られている。会合ではR行列理論計算コードの開発状況を示すと共にp+$$^7$$Li反応等に対する断面積・共分散の評価結果を報告する。特に、R行列パラメータや断面積に対する共分散・相関行列解析に焦点を当て、評価データの誤差や共鳴反応におけるユニークな特性を示す。

論文

Inter-comparison of Hauser-Feshbach model codes toward better actinide evaluations

Capote, R.*; Hilaire, S.*; 岩本 修; 河野 俊彦*; Sin, M.*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12034_1 - 12034_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

The Hauser-Feshbach codes that include a pre-equilibrium model have been playing for years a central role in producing evaluated nuclear reaction data files. The codes, such as Empire, TALYS, CCONE, and CoH$$_{3}$$, have been and are still actively upgraded in order to better understand nuclear reaction mechanisms by sharing and exchanging theoretical knowledge as well as computational techniques between actors involved in their development. Albeit the framework of the model codes aforementioned is quite similar, implementation of the reaction models as well as computational techniques adopted may produce some differences in the calculated results. The IAEA Nuclear Data Section conducts one of such inter-organizational collaborations, and defined some exercises to compare the Hauser-Feshbach codes developed for nuclear data evaluations, with a particular focus on the actinide evaluations. We report here the results of Hauser-Feshbach calculations for neutron induced reactions on actinide nuclei using the input parameters defined in the IAEA report [Capote et al., INDC-NDS-0654 (2014)], and discuss the differences among these codes.

論文

Developments of a new data acquisition system at ANNRI

中尾 太郎; 寺田 和司; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03021_1 - 03021_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

J-PARC物質・生命科学実験施設ANNRIビームラインのデータ収集系更新作業が行われた。MLFのビームパワーは2008年に比較して2015年には20倍以上となり、ビーム量の増大によりビームラインユーザーはより高統計の実験データを取得できるようになった。ビームパワー増大に対応するため、ANNRIにおけるGe検出器アレイのデータ収集システムが更新された。データ収集システムは同時に、中性子全断面積測定のために整備されているLi glass検出器の信号取得のためにも用いられる予定である。コミッショニング実験が0.1mm厚の金サンプルを用いてJ-PARCの500kW陽子ビームを用いて行われた。捕獲断面積および全断面積測定両方について飛行時間法の適用性が試験された。Ge検出器アレイについて、ADCおよびTDCの非線形性、エネルギー分解能、多チャンネルコインシデンスおよび不感時間の性能が測定された。Ge検出器の不感時間は従来のデータ収集システムに比較して、少しのエネルギー分解能劣化を許容すれば1/4になっていた。

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 (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

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

Improving nuclear data accuracy of $$^{241}$$ Am and $$^{237}$$ Np capture cross sections

$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.24

There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.

論文

Analysis of energy resolution in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility

佐野 忠史*; 堀 順一*; 高橋 佳之*; 八島 浩*; Lee, J.*; 原田 秀郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03031_1 - 03031_3, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.24

We carried out Monte Carlo calculation to provide energy resolution of pulsed neutron beam for TOF measurements in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility. The calculations were performed for moderated neutron flux at the energy range from 0.01 eV to 20 MeV. As the result, we obtained the energy resolutions ($$Delta$$E/E) in the epi-thermal region. For example, the energy resolutions were 1.0% in the neutron energy of 1.0 eV, 1.1% in 100.0 eV and 1.7% in 1.0 keV.

論文

High precision analysis of isotopic composition for samples used for nuclear cross-section measurements

芝原 雄司*; 堀 順一*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 佐野 忠史*; 原田 秀郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03028_1 - 03028_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

For the accuracy improvement of nuclear data of minor actinides and long-lived fission products in AIMAC project, high quality data of the isotopic composition of samples are indispensable. The objective of this research is to obtain the isotopic composition data of samples contributing to the analysis of nuclear cross-section measurement data by mass spectrometry etc. In this study, we analyzed the isotopic composition of two Am samples ($$^{241}$$ Am sample and $$^{243}$$ Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by $$alpha$$-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{242}$$Cm and$$^{244}$$Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.

論文

Delayed $$gamma$$-ray spectroscopy combined with active neutron interrogation for nuclear security and safeguards

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09018_1 - 09018_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Along with the global increase of applications using nuclear materials (NM), the requirements to nuclear security and safeguards for the development of effective characterization methods are growing. Mass verification of NM of low radioactivity is performed using passive non-destructive analysis (NDA) techniques whereas destructive analysis (DA) techniques are applied for accurate analysis of nuclide composition. In addition to the characterization by passive NDA, a sample can be further characterized by active NDA techniques. An active neutron NDA system equipped with a pulsed neutron generator is currently under development for studies of NDA methods. Among the methods DGS uses the detection of decay $$gamma$$-rays from fission products (FP) to determine ratios of fissile nuclides present in the sample. A proper evaluation of such $$gamma$$-ray spectra requires integration of nuclear data such as fission cross-sections, fission yields, half-lives, decay chain patterns, and decay $$gamma$$-ray emission probabilities. The development of the DGS technique includes experimental verification of some nuclear data of fissile materials, as well as development of the device. This presentation will be a brief introduction of the active neutron NDA project and an explanation of the DGS development program.

論文

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

論文

Evaluation of neutron total and capture cross sections on $$^{99}$$Tc in the unresolved resonance region

岩本 信之; 片渕 竜也*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02049_1 - 02049_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

The reliable nuclear data on Technetium-99 ($$^{99}$$Tc) are indispensable for wide energy range up to a few MeV, in order to develop environmental load reducing technology. Nevertheless, it is found that the total cross sections of evaluated libraries show large difference in the energies above the resolved resonance to 1 MeV due to no available experimental data. The total cross section was calculated by the coupled-channels optical model. In order to constrain the total cross section in the unresolved resonance region we adopted neutron strength function derived from the resolved resonance data of JENDL-4.0, together with experimental data above 1 MeV. The calculation of capture cross section was done by using the CCONE code. The resonance spacing was derived from the resonance data and used to fix the level density parameter. The present evaluation suggests that the total cross section is different from that of JENDL-4.0. In this presentation, the obtained total and capture cross sections will be compared and discussed with those of evaluated libraries.

論文

Influence of the neutron transport tube on neutron resonance densitometry

北谷 文人; 土屋 晴文; 小泉 光生; 高峰 潤; 堀 順一*; 佐野 忠史*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09032_1 - 09032_3, 2017/09

 パーセンタイル:100

The use of a short flight path is effective in the neutron resonance analysis. On the other hand, such a short path would reduce a time resolution in Time-Of-Flight (TOF) measurements. In order to investigate the effect of neutron flight-path length, we carried out Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) experiments with a short neutron flight path at the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC). In measurements of Neutron Resonance Densitometry, the quantity of nuclear materials is determined from TOF spectra obtained in the neutron energy range below 30 eV. Performing NRTA experiments with a 7-m flight path at KURRI-LINAC, we examined effects of flight path and pulse width on a TOF spectrum. A resonance dip of $$^{183}$$W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 $$mu$$s. In this presentation, we will discuss importance of the pulse width and short flight path to study design of a compact TOF facility to quantify nuclear materials.

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