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論文

Thermal-neutron capture cross-section measurements of neptunium-237 with graphite thermal column in KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1388 - 1398, 2022/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2058639
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究は、放射性核種の$$^{237}$$Npを取り上げて、よく熱化された中性子場を用いて放射化法により$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を測定した。$$^{237}$$Npの標準溶液を、照射試料に用いた。照射位置の中性子束は、$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taそして$$^{197}$$Auを、中性子束モニタに使用した。$$^{237}$$Np試料とモニタを一緒に、京都大学研究炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。同様の照射を2回繰り返した。照射後に、$$^{237}$$Np試料を、それと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312keVガンマ線を測定して定量した。$$^{237}$$Npの反応率を、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線の収量から求めた。$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積は、2回照射の結果の加重平均を取って173.8$$pm$$4.4barnと導出された。この結果は、飛行時間法により測定されたデータと、誤差の範囲で一致した。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of the $$^{237}$$Np(n, $$gamma$$) reaction with TC-Pn in KUR

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2021, P. 93, 2022/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2021/ProgRep2021.html

核廃棄物中のマイナーアクチニドの核変換の観点から、本研究は$$^{237}$$Npを選定して、その熱中性子捕獲断面積を、良く熱化された中性子場を用いて放射化法により測定した。$$^{237}$$Np標準溶液を試料に使用した。熱中性子場は、中性子束モニタ$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taと$$^{197}$$Auを用いて測定した。$$^{237}$$Np試料は、モニタと一緒に、京大炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。結果の再現性を確認するために、同様の照射を繰り返した。照射後、$$^{237}$$Np試料は、$$^{237}$$Npと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312-keVガンマ線を用いて定量した。$$^{237}$$Npの反応率は、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線のピークカウント,検出効率,実験条件を用いて求めた。得られた反応率を熱中性子束で割り込むことで、$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を173.8$$pm$$4.7 barnと導出した。この結果は、飛行時間測定法で得られた報告値と不確かさの範囲内で一致した。

論文

Irradiation effects on MgB$$_{2}$$ bulk samples and formation of columner defects on high-Tc supercoductor

岡安 悟; 笹瀬 雅人; 北條 喜一; 知見 康弘; 岩瀬 彰宏; 池田 博*; 吉崎 亮造*; 神原 正*; 佐藤 浩行*; 浜谷 祐多郎*; et al.

Physica C, 382(1), p.104 - 107, 2002/10

https://doi.org/10.1016/S0921-4534(02)01206-6
 被引用回数：28 パーセンタイル：75.41(Physics, Applied)

新超伝導物質MgB$$_{2}$$の超伝導特性を改善するために照射効果を調べた。電子線照射は焼結体試料の粒界結合を損なうため、超伝導特性は悪くなる。一方、高エネルギー重イオン照射は、臨界電流密度ならびに不可逆磁場を改善する。また、高温超伝導体における円柱状欠陥生成メカニズムについて熱スパイクモデルを改良したTime-dependent Line Sourceモデルを適用して解析した。その結果、高速イオンが電子系に与えるエネルギーSeのうち1/4~1/3の値しか円柱状欠陥生成に寄与していないことがわかった。

報告書

JRR-2中性子医療照射設備の設置

有金 賢次; 山田 忠則; 根本 傳次郎; 番場 正男; 河原井 邦雄

JAERI-M 91-139, 60 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-139.pdf:1.69MB

ホウ素中性子捕捉療法によって主に脳腫瘍の医療照射を行うため、JRR-2の熱中性子柱を改造して中性子ビーム孔、照射室、施療室からなる中性子医療照射設備を設置した。中性子ビーム孔は、断面が200mm角、照射位置の熱中性子束は1$$times$$109m/cm$$^{2}$$/s、$$gamma$$線線量当量率は0.8sv/hで、中性子ビームの$$gamma$$線混入率は2.8%である。中性子ビーム孔には、$$gamma$$線混入率を減らしカドミウム比を向上させるため、単結晶ビスマス、鉛、$$^{6}$$Liタイル、ポリエチレンが用いられている他、2次$$gamma$$線の発生を防ぐため、B$$_{4}$$C混入スチレン・ブタジエンゴムが用いられている。本設備による第1例目の治療照射は、1990年8月10日に実施された。今後この設備により、脳腫瘍をはじめとする悪性腫瘍等の医療照射研究の進展が期待されている。

報告書

JRR-4純熱中性子照射場の開発,1; 核設計計算

青柳 長紀; 金杉 克正*; 岡 芳明*; 坂野 和雄; 山本 章

JAERI-M 85-206, 60 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-206.pdf:1.35MB

重水タンクと炉心反射体の改良により、JRR-4サーマルコラム室に純熱中性子照射場をつくるため核設計計算を行った。輸送計算コードANISN,DOTによる1次元および2次元のパラメー夕・サーベイ計算の結果、次の点があきらかとなった。(1)熱炉心とサーマルコラム室の間の軽水層をできるだけ取り除く。そのため重水タンクと炉心反射体をできるだけ大きくする。(2)中性子照射場のガンマ線量率を下げるため、サーマルコラム室の炉心側前面に15cm程度のビスマス遮蔽体を設ける。この結論は、純熱中性子照射場の設計に生かされた。1次元計算では、改良案の熱中性子束は8$$times$$10$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$・secガンマ線混入率は、0.5%以下となる。

論文

In-line gas chromatograph for analysis of UF$$_{6}$$ and/or F$$_{2}$$

杉川 進; 辻野 毅

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.147 - 152, 1977/02

https://doi.org/10.3327/jnst.14.147
 被引用回数：1

フッ化物揮発法による再処理の研究開発において、ウランフッ素化実験におけるUF$$_{6}$$およびF$$_{2}$$の連続分析のために、ダブルカラムと自動サンプリング系から成る耐食性インラインガスクロマトグラフを試作した。選択したUF$$_{6}$$用カラムは、40w/oポリトリフロロモノクロルエチレンオイル/テフロン粉末であり、F$$_{2}$$用カラムは、KCl粉末と上述の充填剤を組合せたもので、それぞれ内径0.4cmФ、長さ3mおよび2mの銅管に充填したものである。これらは、模擬プロセスガス組成に対してピーク分離が得られるよう最適化を行なった。最適カラム条件で、UF$$_{6}$$およびF$$_{2}$$の分析時間は、それぞれ9minと3minであり、検量線は、両方共直線である。分析下限は、10mlのサンプリングにおいて、UF$$_{6}$$およびF$$_{2}$$に対して、それぞれ分圧0.2mmHgおよび1mmHgであった。このインラインガスクロマトグラフは、実際のUO$$_{2}$$のフッ素化実験に使用し、ウランの反応速度および反応の終点を測定する上で有用であった。

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