JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　12 件中 1件目～12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of cesium-135 by applying mass spectrometry

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 岩本 修; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1691077
 被引用回数：3 パーセンタイル：31.36(Nuclear Science & Technology)

$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、$$^{137}$$Cs標準溶液に不純物として含まれている$$^{135}$$Csを利用した。$$^{137}$$Cs溶液中の$$^{135}$$Csを定量するために、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析した$$^{137}$$Cs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。$$sigma_{0}$$を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。$$^{137}$$Cs, $$^{136}$$Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれ8.57$$pm$$0.25barn及び45.3$$pm$$3.2barnと導出した。今回得られた$$sigma_{0}$$は、過去の測定値8.3$$pm$$0.3barnと誤差の範囲で一致した。

論文

Activation measurement for thermal-neutron capture cross-section of Cesium-135

中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

KURNS Progress Report 2018, P. 106, 2019/08

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2018/ProgRep2018.html

核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減化、資源化を目指した革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)において、長寿命核分裂生成核種$$^{135}$$Csの中性子捕獲断面積測定研究を京都大学複合原子力科学研究所にて行った。本論文は、京大原子炉(KUR)を用いた$$^{135}$$Csの熱中性子捕獲断面積の測定について報告するものである。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1598304
 被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Nuclear Science & Technology)

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

複雑な組成・形状の核燃料を計量管理する中性子共鳴濃度分析法の開発; 粒子状溶融燃料中の核物質非破壊測定技術の開発

小泉 光生; 原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 58(9), p.563 - 567, 2016/09

東京電力福島第一原子力発電所における冷却材喪失過酷事故により、1-3号炉では炉心溶融が起きたと考えられている。溶融燃料(デブリ)は、一定の冷却期間をおいて取り出される計画となっている。通常の原子炉では、燃料集合体を単位とした核物質計量管理を行っているが、今回のように燃料集合体が溶融した場合、取り出した核物質量を何らかの測定を行った上で計量管理することが求められる可能性がある。そうした中、粒子状溶融燃料中の核物質量を定量可能とする非破壊測定技術として中性子共鳴濃度分析法を考案し、平成24年度より3年間、文部科学省による核不拡散・核セキュリティ分野における新規技術開発課題として技術開発を進めてきた。本解説では、開発した技術を概説するとともに、国際原子力機関等の専門家が集まるワークショップで行った技術実証試験について報告する。

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se($$gamma$$, n) cross section and uncertainty evaluation of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) cross section

北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1056760
 被引用回数：5 パーセンタイル：43.12(Nuclear Science & Technology)

We precisely measured the ($$gamma$$, n) cross section for $$^{77}$$Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering $$gamma$$-rays. Moreover, the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with $$gamma$$-ray strength functions adjusted to reproduce the ($$gamma$$, n) cross sections for $$^{77}$$Se and the even Se isotopes $$^{76}$$Se, $$^{78}$$Se and $$^{80}$$Se. The reliability of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, $$gamma$$) cross sections for stable $$^{76, 77}$$Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of $$^{79}$$Se.

論文

Techniques of neutron resonance capture analysis and prompt $$gamma$$-ray analysis for active neutron NDA

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.852 - 858, 2015/08

Active NDA techniques will draw out more information on the sample objects, in comparison with passive NDA techniques. Elementary particles (such as photons and neutrons) are used to induce nuclear reactions in the sample objects. The materials in the objects are deduced from the measured particles coming out of them. A new development program of active neutron NDA technologies has been started for detection/measurement of nuclear materials using a pulsed neutron source for nuclear security and nuclear non-proliferation; this project includes the basic technological development of NRTA, NRCA/PGA, neutron differential die-away (DDA) and a Delayed Gamma-ray (DG) technique. A system of active neutron NDA has been proposed. In this presentation, we review the methods and techniques on NRCA and PGA, which will be utilized for identifying materials in the objects in active neutron NDA.

論文

JAEA-ISCN development programs of advanced NDA technologies of nuclear material

瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2014/home/eproceedings/sg2014-papers/000069.pdf
https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2014/home/eproceedings/sg2014-slides/000069.pdf

原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。

論文

Simple estimation method of $$gamma$$-ray dose using low neutron-sensitive TLD (UD-170LS) for Intra-Operative Boron Neutron Capture Therapy (IOBNCT)

山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 岸 敏明; 山本 哲哉*; 松村 明*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.499 - 503, 2002/09

術中ホウ素中性子捕捉療法(IOBNCT)での脳の最大$$gamma$$線線量を評価するために、本研究では、(1)低中性子感度TLDの開発,(2)各種コリメータサイズに対する捕獲$$gamma$$線分布の相関式,(3)IOBNCTへの適応のため最大$$gamma$$線線量の簡易評価相関式の導出を行った。TLDの熱中性子感度は、$$^{60}$$Co等価で、5.1$$pm$$0.8$$times$$10$$^{-14}$$($$^{60}$$Co-Gycm$$^{2}$$)であった。$$gamma$$線の予測値と実験値との平均偏差は、熱-熱外中性子混合ビームに対して$$pm$$8.5%であった。この簡易方法によって医療照射における$$gamma$$線線量の決定精度は改善される。

論文

The Prediction of Boron concentrations in blood for patients of boron neutron capture therapy, 2

柴田 靖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; et al.

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.1055 - 1060, 2002/09

腫瘍摘出する初期開頭手術時に患者にホウ素薬剤(BSH)を少量投与し、得られた生物学的薬剤分布データを用いて、医療照射当日の血液ホウ素濃度の予測について予備調査を行った。悪性グリア腫瘍の患者9名は1995から2001年の間に日本原子力研究所においてホウ素中性子補足療法を受けた者である。その内7名については、腫瘍摘出の前にBSH1gを注入し、即発$$gamma$$線分析装置(PGA)を用いてホウ素濃度の測定を行った。BNCT照射12時間前にBSHを100mg/kgの投与量を患者に注入し、ホウ素濃度を再び決定した。その結果、ホウ素の生物学的薬剤分布データは2相指数曲線の薬物動態分布を示した。もし、注入後から6時間又は9時間の医療照射直前のホウ素濃度が予測値に対して95%予測信頼区間にあれば、2相指数曲線フィットからの直接予測は照射時間内の血液ホウ素濃度の誤差を6%程度に抑えることができる。

論文

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24472
 被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、$$gamma$$線スペクトルと$$gamma$$線核発熱率を測定した。しきい反応による2次$$gamma$$線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次$$gamma$$線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次$$gamma$$線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の$$gamma$$線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う$$gamma$$線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次$$gamma$$線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次$$gamma$$線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

報告書

Recommended values of decay heat power and method to utilize the data

田坂 完二*; 片倉 純一; 吉田 正*; 加藤 敏郎*; 中嶋 龍三*

JAERI-M 91-034, 97 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-034.pdf:2.3MB

核分裂生成物による崩壊熱の推奨値を五つの核分裂系(U-235,-238,Pu-239,-240およびPu-241)に対して与えてある。これらの推奨値は1990年に公開となったJNDCによる核分裂生成物の核データライブラリー第二版を用いた総和計算に基づいたものである。推奨値は二種類の方法で現わされている。一つは表形式であり、もう一つは33項の指数関数表示である。本報告書には、また、FPによる崩壊熱への中性子吸収効果の補正因子、ガンマ線エネルギースペクトルも与えられている。本報告書の内容は核データ委員会の崩壊熱評価ワーキンググループおよび原子力学会の「原子炉崩壊熱基準」研究専門委員会の成果に基づいている。

報告書

中性子捕獲$$gamma$$線実験装置

東條 隆夫; 米澤 仲四郎; 小浦 茂*; 荒井 清明*; 小森 卓二

JAERI-M 8791, 44 Pages, 1980/03

JAERI-M-8791.pdf:1.33MB

即発ガンマ線スペクトメトリーによる元素分析を目的として、JRR-3のH-6実験孔の中性子ビームを炉外に導き出して試料を照射する中性子捕獲$$gamma$$線実験装置を組立て、その特性を測定した。試料照射位置における熱中性子束としては、8$$times$$10$$^{7}$$n/cm$$^{2}$$・Sが、カドミウム比(金)としては21が得られた。スペクトロメーター(Intrinsic Ge使用)の特性としては、(1)シングル・スペクトルメーターの全吸収効率として、2.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$(1MeV)~1.25$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$(10MeV)が、(2)コンプトン抑制スペクトロメーターの抑制係数として3.5(1MeV)~5.5(8MeV)が、ダブルエスケープ抑制係数として8.34$$pm$$1.2が、(3)ペア・スペクトロメーターの効率として、4.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{9}$$(3.5MeV)から7.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{7}$$(10MeV)が得られた。B、CdおよびGdの定量下限値は水溶液試料、標準誤差10%、計測時間1000秒)としてそれぞれ、9.0、12.3および2.9Mgが得られた。

12 件中 1件目～12件目を表示
  • 1