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論文

Measurements of capture cross-section of $$^{93}$$Nb by activation method and half-life of $$^{94}$$Nb by mass analysis

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2198526
 被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)

廃止措置の対象核種の中から$$^{93}$$Nbについて、熱中性子捕獲断面積($$sigma$$$$_{0}$$)および共鳴積分(I$$_{0}$$)を放射化法により測定した。また、$$^{94}$$Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25$$mu$$mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成される$$^{182}$$Taの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。$$gamma$$線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、$$sigma$$$$_{0}$$およびI$$_{0}$$を、それぞれ1.11$$pm$$0.04barnおよび10.5$$pm$$0.6barnと導出することができた。$$gamma$$線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。$$gamma$$線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、$$^{94}$$Nbの半減期を、(2.00$$pm$$0.15)$$times$$10$$^{4}$$年と導出することができた。

論文

Thermal-neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am and $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.259 - 277, 2021/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1819907
 被引用回数：5 パーセンタイル：53.85(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。先ず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。照射した$$^{243}$$Am試料量、生成された$$^{rm 244g}$$Amと$$^{rm 244m+g}$$Amの収量、及び中性子束の情報から$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Amと$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am反応の熱中性子捕獲断面積、および共鳴積分を導出することができた。

論文

A New convention for the epithermal neutron spectrum for improving accuracy of resonance integrals

原田 秀郎; 高山 直毅; 米田 政夫

Journal of Physics Communications (Internet), 4(8), p.085004_1 - 085004_17, 2020/08

https://doi.org/10.1088/2399-6528/aba735

原子炉を用いた放射化分析などで重要な中性子共鳴積分値を高精度化するため、熱外中性子スペクトルの新しい近似を定式化した。近似式の導出に当たっては、はじめにモンテカルロ計算コードMVP-3を用いて参照解となる中性子スペクトルを計算し、これから 型の関数型を導出した。従来の近似式に比較し、導出した関数型は、中性子共鳴積分値を高精度に決定できることを示した。この検討は、過去にJRR-3で行われた$$^{135}$$Csの中性子共鳴積分値の測定データに基づき行われた。また、提唱した近似式に導入したパラメータ$$alpha$$及び$$beta$$を実験的に決定するため、3種類のフラックスモニター($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co及び$$^{94}$$Zr)を用いる手法を提唱するとともに、解析手法を定式化した。

論文

Measurement for thermal neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am, $$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2019, P. 132, 2020/08

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2019/ProgressReport2019_online.pdf

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。まず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。$$^{rm 244g}$$Am生成、及び$$^{rm 244m+g}$$Am生成の熱中性子捕獲断面積、及び共鳴積分を測定した。

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：31.89(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

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：48.99(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

Radiochemical determination of neutron capture cross sections of $$^{241}$$Am

篠原 伸夫; 初川 雄一; 畑 健太郎; 河野 信昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(7), p.613 - 621, 1997/07

https://doi.org/10.3327/jnst.34.613
 被引用回数：32 パーセンタイル：89.63(Nuclear Science & Technology)

高純度$$^{241}$$Amターゲットを調製し、JMTRを用いて中性子照射を行い、放射化学的手法により$$^{241}$$Amの中性子捕獲断面積を測定した。まずカドミウム比法により熱中性子断面積と共鳴積分を決定するために、2つのターゲットのうち一方をカドミウム容器に入れ、中性子束モニターのコバルト並びに金の金属線とともに照射した。ガンマ線スペクトロメトリーにより中性子束を、アルファ線スペクトロメトリーにより$$^{242m}$$Am及び$$^{242g}$$Amの生成量を測定して断面積を求めた。得られた値はこれまでの評価値より8-31%大きく、また核異性体比は評価値に一致した。

論文

Measurements of thermal neutron capture cross sections and resonance integrals of long-lived fission product nuclei

加藤 敏郎*; 緒方 良至*; 原田 秀郎*; 中村 詔司*; 関根 俊明; 初川 雄一

Global 1995,Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, 2, p.1552 - 1559, 1995/00

長寿命の核分裂生成物の消滅に関する基礎データとして、著者らがこれまでに行った中性子捕獲断面積測定実験の方法と結果をまとめた。対象核種は$$^{137}$$Cs、$$^{90}$$Sr、$$^{99}$$Tc、$$^{129}$$Iである。放射化学的方法によってターゲット核種及び生成核種の原子数を求め、断面積を決定した。原子炉中性子照射では、ターゲットをカドミウム箔でカバーした場合と、しない場合の両方を行い、熱中性子断面積と共鳴積分を求めた。

報告書

DANKE: 球,棒,平板に対するダンコフ補正因子モンテカルロ計算プログラム

奥野 浩; 小室 雄一

JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-049.pdf:0.55MB

燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。

論文

Measurement of thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1099 - 1106, 1993/11

https://doi.org/10.3327/jnst.30.1099
 被引用回数：27 パーセンタイル：90.21(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積と共鳴積分をCd比法を元にして測定した。約0.4MBqの$$^{137}$$Csを可動のCd遮蔽体を備えた気送管を用いることにより、スペクトルの大きく異なる中性子照射を行った。中性子束とその中の熱外中性子の割合をモニターするためにスペクトル依存性の異なる複数の放射化検出器を同時に照射した。照射後、$$^{137}$$Cs試料を化学的に精製してから高純度Ge検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定し$$^{138}$$Csの収率を求めた。中性子スペクトルの差による$$^{138}$$Cs収率の変化と中性子束に関する測定結果から$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積(2200m・s$$^{-1}$$中性子)0.25$$pm$$0.02bと共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は我々が以前に報告した原子炉中性子に対する実効断面積値と矛盾しない。本研究の結果、評価値は共鳴積分を過大に見積もっていることが明らかになった。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.57 - 58, 1992/00

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の断面積を測定した。0.4MBqの$$^{137}$$Csターゲツトを4$$times$$10$$^{13}$$n/cm$$^{2}$$/secの熱中性子束で10分間照射し、化学的に精製してから、相対効率90%のGe検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定した。$$^{137}$$Csと$$^{138}$$Csの$$gamma$$線強度比から得られた熱中性子断面積はStupegiaの報告値の2倍であった。そこで、更に詳しいデータを得るためにJRR-4気送管に設置されたCd遮蔽筒を用いてCd比測定実験を行った。その結果、熱中性子(2200m/sec中性子)断面積0.25$$pm$$0.02b、共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は、Stupegiaと我々の結果のくい違いは中性子スペクトルの差によるものでないことを示した。以上の結果は$$^{138}$$Cs異性体の生成を無視して得たものであるが、Huizengaらのモデルによって核異性体生成比を計算し、これによる誤差を評価した。

論文

Effect of fuel grain size on reactivity

奥野 浩; 内藤 俶孝; 桜井 良憲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.958 - 960, 1991/10

https://doi.org/10.3327/jnst.28.958

核燃料施設で取扱われる粉末燃料の粒径がどの程度小さければ臨界安全評価上均質とみなしてよいかを明らかにするため、反応度が燃料粒径にどのように依存するかを調べた。粉末燃料は5wt%濃縮の二酸化ウランとした。評価条件として冠水状態を設定した。中心に球状燃料を配置した水の立方体セルの3次元無限配列を計算対象とした。水対燃料体積比は、均質系で最適減速になるように選んだ。計算には連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードVIMを使用した。計算の結果、中性子増倍率は燃料球直径の増加に伴い増大するが、その主因は共鳴を逃れる確率の増大にあることが明らかになった。さらに、共鳴を逃れる確率の均質系に対する増加傾向は、共鳴積分に対する燃料粒径の依存性を検討することにより説明されることが明らかになった。

論文

Triple neutron capture of $$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Eu in a reactor; The cross sections of $$^{1}$$$$^{5}$$$$^{4}$$Eu and $$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu

関根 俊明; 市川 進一; 馬場 澄子

Appl.Radiat.Isot., 38(7), p.513 - 516, 1987/07

https://doi.org/10.1016/0883-2889(87)90197-3

$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Euの逐次中性子捕獲を放射化法によって研究した。質量分離器によって99.9%にまで濃縮した$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Euサンプルをスペクトルの異なる2つの照射孔で中性子照射し、$$gamma$$線スペクトルを測定した。これから、$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Euの1,2,3重中性子捕獲による$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{4}$$Eu,$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu,$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{6}$$Euの生成量が得られた。これらと中性子モニタリングの結果から、次のように熱中性子断面積$$sigma$$$$_{0}$$と共鳴積分I$$_{0}$$'が決定された。$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{4}$$Eu(n、$$gamma$$)$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu反応 $$sigma$$$$_{0}$$=1840$$pm$$90b I$$_{0}$$'=2100$$pm$$2100b $$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu(n、$$gamma$$)$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{6}$$Eu反応 $$sigma$$$$_{0}$$=3760$$pm$$170b I$$_{0}$$'=15300$$pm$$2700b

論文

Some considerations on the force constants of bond-bond interaction in simple triatomic molecules

大和田 謙

Spectrochimica Acta, Part A, 34(2), p.147 - 152, 1978/02

本論分は分子の結合-結合相互作用の力の定数を結合の共鳴積分エネルギーの変化と結合電子密度の変化に関係づけたものである。これらの関係を簡単な三原子分子へ応用すると、非局在結合分子の相互作用の力の定数は比較的大きい正の値をとり、逆に局在結合分子の力の定数は負の値をとることが結論できる。したがって、相互作用の力の定数は分子中の結合電子の局在性あるいは非局在性を知るうえで重要な判定基準になるものと思われる。

論文

Measurement of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu resonance fission integral

安野 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 4(1), p.43 - 44, 1967/00

https://doi.org/10.3327/jnst.4.43
 被引用回数：0

抄録なし

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