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論文

Development of active neutron NDA system

藤 暢輔

JAEA-Conf 2019-001, p.47 - 52, 2019/11

原子力機構と欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究により、従来の非破壊測定技術が適用できない高線量核燃料物質のための非破壊測定技術開発を実施している。本プロジェクトでは、小型のパルス中性子源を用いる4つのアクティブ中性子法(ダイアウェイ時間差分析法: DDA、中性子共鳴透過分析法: NRTA、即発$$gamma$$線分析法: PGA、遅発$$gamma$$線分析法: DGA)の開発を実施しており、それらの手法を組み合わせ、それぞれの特長を生かすことによって高線量核燃料物質に対応できる非破壊測定法の確立を目指している。平成29年度で終了したフェーズIに続き、平成30年度から開始したフェーズIIでは、上述の4つのアクティブ中性子法の高度化を行うとともに、原子力機構燃料サイクル安全工学研究施設において、3つの分析手法(DDA, PGA, NRTA)を組み合わせた総合非破壊測定装置を開発する予定である。本講演では、プロジェクトの概要とこれまでに得られた主な研究成果について報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。

論文

Performance of large volume LaBr$$_{3}$$ scintillation detector equipped with specially-designed shield for neutron resonance capture analysis

土屋 晴文; 小泉 光生; 北谷 文人; 原田 秀郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 932, p.16 - 26, 2019/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

A large-volume ($$phi$$12.0 cm$$times$$12.7 cm) LaBr$$_{3}$$ scintillation detector equipped with a specially-designed radiation shield was evaluated for neutron resonance capture analysis at the neutron time-of-flight (TOF) facility GELINA. By using the LaBr$$_{3}$$ detector with and without the shield, measurements were carried out at a 13-m TOF station with three metallic samples, namely, Ni, Cr, and Fe. In addition, Monte Carlo simulations with Geant4 were performed, and the results were compared with the measurements to analyze the observed energy spectra and TOF spectra. Energy spectra obtained with the shield showed that prompt $$gamma$$-ray peaks emitted from each sample can be used to identify the isotopes. Moreover, the signal-to-noise ratios of resonance peaks in a TOF spectrum with the shield were enhanced 1.5-2.5 in comparison with those without the shield. Furthermore, simultaneous measurements conducted using the three samples demonstrated that the shield employed herein was indispensable for identifying impurities in a composite sample such as particle-like fuel debris.

論文

Development of active neutron NDA system for radioactive nuclear materials

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生

Proceedings of INMM 60th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2019/07

Nuclear material accountancy plays a key role in nuclear safeguards and security. The collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission aims to develop an active neutron NDA system for Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in highly radioactive nuclear materials. Several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been developed. The different methods can provide complementary information. In the first phase of the project, we developed a combined NDA system, which enables the simultaneous measurements of DDA and PGA. The DDA technique can determine very small amounts of the fissile mass. PGA is valuable for the measurement of light elements. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop a new integrated NDA system which can use for NRTA as well as DDA and PGA. In this presentation, we will provide an overview of the project and report the recent results, especially the design of new integrated NDA system. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Sample shape effect on nuclear material quantification with neutron resonance transmission analysis

土屋 晴文; Ma, F.; 北谷 文人; Paradella, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.374 - 377, 2019/05

From a viewpoint of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels such as spent fuels and fuel debris. Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) is an NDA technique and it measures the amount of U isotopes in a U$$_{3}$$O$$_{8}$$ sample within 1% accuracy and Pu isotopes in a PuO$$_{2}$$ sample within 5% accuracy. However, NRTA measurements done so far were mainly applied to homogeneous samples with a constant thickness. Spent fuel and especially debris have irregular shapes that affect the NRTA measurements. In order to investigate the influence of irregular-shaped samples, NRTA experiments were done with a copper bar sample with different rotation angles with respect to neutron beams, at a neutron Time-Of-Flight (TOF) facility GELINA (Belgium). Analytical models for irregular shaped samples proposed by Harada et al. (JNST, 2015) were applied to the experimental data. It has been found that the experimental data can be well reproduced by the proposed models. In this presentation, we report how analytical models are applied to a real NRTA experiment with a Cu bar sample and discuss a future prospect of a compact NRTA system for SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Development of active neutron NDA system for nuclear materials

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Development of neutron resonance transmission analysis as a non-destructive assay technique for nuclear nonproliferation

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔; 呉田 昌俊

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406004_1 - 2406004_4, 2018/02

近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10$$mu$$secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1$$mu$$secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。

論文

Development of a correction method for the time-of-flight prompt $$gamma$$-ray analysis

Huang, M.; 藤 暢輔; 海老原 充*; 木村 敦; 中村 詔司

Journal of Applied Physics, 121(10), p.104901_1 - 104901_7, 2017/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.73(Physics, Applied)

A new analytical technique, time-of-flight prompt $$gamma$$-ray analysis, has been developed at the Japan Proton Accelerator Research Complex. In order to apply it to accurate elemental analysis, a set of standard Fe and Au samples were measured to examine the factors which affect the number of detected events. It was found that the main contributing factors included the attenuations of neutrons and $$gamma$$ rays in the sample, live-time ratio of the data acquisition system and signal pile-up correction factor. A simulation model was built for the estimations of neutron and $$gamma$$-ray attenuations. A simple empirical formula was proposed to calculate the signal pile-up correction factor. The whole correction method has proven to be accurate and reliable.

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.684 - 693, 2017/00

In 2015, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission collaboration started to develop an active neutron non-destructive assay system for nuclear nonproliferation and nuclear security. To the best of our knowledge, no adequate technique exists that allows us to determine the amount of special nuclear materials and minor actinides in high radioactive nuclear materials, such as spent fuel, transuranic waste, etc. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative NDA system using a D-T pulsed neutron source for various applications. We utilize several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma Spectroscopy (DGS). All of these techniques have advantages and disadvantages. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for nuclear nonproliferation and nuclear security. In this project, we have developed a combined NDA system, which enables the measurements of DDA and PGA, at NUclear fuel Cycle safety Engineering research Facility (NUCEF) in JAEA. In this presentation, we will introduce our project and report the recent progress of developments, especially in NRTA, DDA and PGA.

論文

Development of active neutron NDA techniques for nonproliferation and nuclear security, 2; Study on a compact NRTA system

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2016/07

近年、核保障措置や核セキュリティの観点から、使用済み燃料や次世代のMA-Pu燃料、燃料デブリ中の核物質を非破壊により測定する重要性が増している。その重要性に叶う非破壊分析技術の一つに中性子共鳴透過分析法[Neutron Resonance Transmission Analysis(NRTA)]がある。NRTAは中性子飛行時間測定技術に立脚した技術で、精密さが要求される核データ測定に長年、使われている。実際、核物質の定量にNRTAが有効であることは、これまでの原子力機構とJRCとの共同実験により示されている。ゆえに、NRTAは現在の核不拡散・核セキュリティ分野の必要性にまさに叶うと考えている。しかしながら、今までのNRTA装置は大型の電子線加速器施設を利用しているため、汎用性に欠ける一面があった。そこで、われわれはD-T管(パルス幅10マイクロ秒、平均最大強度$$10^{8}$$から$$2times10^{9}$$ n/s)を利用した小型NRTA装置のプロトタイプの開発に着手した。本発表では、プロトタイプ装置の概要と、プロトタイプ装置の使用済み核燃料やMA-Pu燃料に対する適用性を数値計算により評価した結果を報告する。また、将来的には小型電子線加速器を用いたNRTA装置を開発することを視野に入れており、小型電子線加速器を用いたNRTA装置の性能についても議論する。

論文

J-PARC/ANNRIにおける即発$$gamma$$線分析法開発

藤 暢輔; 海老原 充*; Huang, M.; 木村 敦; 中村 詔司; 原田 秀郎

放射化学, (33), p.1 - 9, 2016/03

中性子即発$$gamma$$線分析(PGA)は、中性子捕獲反応に伴って放出される即発$$gamma$$線により元素分析を行う方法で、迅速に多元素を非破壊分析できるという特長がある。そのため、宇宙化学・環境・考古学・材料など幅広い分野で用いられ、多くの研究に貢献している。PGAはこれまでに同時計数法や反同時計数法によって検出限界や峻別性能の改良がおこなわれてきたが、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設(MLF)における大強度パルス中性子ビームによって、飛行時間法を用いた即発$$gamma$$線分析(TOF-PGA)の利用が可能となった。本稿では同時計数法による即発$$gamma$$線分析(MPGA)のほか、MLFに設置された中性子核反応測定装置(ANNRI)の概要と本装置によって可能となるTOF-PGAについて解説する。

論文

Search for neutron resonances of $$^{106}$$Pd

中村 詔司; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 井頭 政之*; 堀 順一*; 木野 幸一*

JAEA-Conf 2015-003, p.113 - 118, 2016/03

J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)のBL04に整備された中性子核反応実験装置(ANNRI)を用いて、飛行時間法により安定核種$$^{106}$$Pdの共鳴の確認測定を行った。評価済核データライブラリー間で、$$^{106}$$Pdの弱い共鳴の採用に食い違いがあったので、それらの共鳴が、本当に$$^{106}$$Pdに起因するのかどうか実験を行った。得られた即発$$gamma$$線スペクトルに対して、$$^{106}$$Pdの捕獲$$gamma$$線でゲートをかけて、TOFスペクトルを抽出すると、中性子エネルギー146eVと156eVに共鳴が観測された。本研究により、これらの弱い共鳴が確かに$$^{106}$$Pdに起因することを確認できた。

論文

中性子共鳴濃度分析法の性能評価,2; 中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法

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

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

粒子状の溶融燃料デブリに含まれるウランやプルトニウム同位体を非破壊で定量することを目的に、中性子共鳴濃度分析法(NRD)の技術開発を進めてきた。NRDは、中性子共鳴透過分析法(NRTA)に中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)、あるいは即発$$gamma$$線分析法(PGA)を組み合わせた技術である。NRDにおけるNRCA/PGAの役割は、主に$$^{137}$$Csによる高放射線場においてデブリ中の原子炉や建屋の構造材、ボロンなどの不純物を同定することである。これを実現するため、LaBr$$_3$$結晶を用いた新型の$$gamma$$線検出器やそれ専用の遮蔽体を開発した。これらの$$gamma$$線検出器や遮蔽体を用いて、ベルギーの中性子飛行時間施設GELINAにおいて公開デモ実験を実施した結果、第三者によってブラックボックス内に密封された試料(Hf, Gd, Ni)を同定することに成功した。本発表では、開発した$$gamma$$線検出器の設計概念と測定原理、及びNRCAデモ実験結果について報告する。

論文

BL04「ANNRI」における元素分析法の開発

藤 暢輔; Huang, M.; 木村 敦; 中村 詔司; 原田 秀郎; 海老原 充*

四季, 28, P. 4, 2015/09

中性子核反応測定装置ANNRIは、高検出効率の即発$$gamma$$線検出装置、高性能なデータ収集系等を備えているほか、広いエネルギーレンジの中性子を用いることができる。中性子を用いた非破壊分析法の一つである即発$$gamma$$線分析(PGA)は、非破壊・多元素同時・バルク分析などの特徴を持つため貴重な試料や破壊が困難な試料の分析に有効である。ANNRIではパルス中性子を用いることができるため、中性子捕獲反応における共鳴を使った分析(中性子共鳴捕獲分析法)も行うことができる。物質・生命科学実験施設MLFから得られる大強度パルス中性子と大立体角を持つゲルマニウム検出器等を用いることによってゲルマニウム検出器でも中性子共鳴捕獲分析を行うことを可能とし、2つの手法を融合した新しい手法を確立した。これによってPGAと中性子共鳴捕獲分析の2つの結果が同時に得られるだけでなく、2つの分析手法の融合による相乗効果が得られる。つまり、PGAでも中性子共鳴捕獲分析でも測定が困難であるものでも分析できるようになった。本論文では、開発した手法について混合標準試料を用いた実験をもとにその特長についての解説を行う。

論文

大強度パルス中性子ビームを用いた新しい非破壊元素分析法の開発

藤 暢輔; 海老原 充*; Huang, M.; 木村 敦; 中村 詔司; 原田 秀郎

Isotope News, (736), p.22 - 26, 2015/08

中性子核反応測定装置(ANNRI)は、J-PARC MLFに設置された即発$$gamma$$線測定実験のための装置であり、主に核データ測定、天体核物理および元素分析の研究開発が行われている。中性子ビームを用いた元素分析法には2つの代表的な手法があり、一つは中性子捕獲$$gamma$$線のエネルギーを用いる即発$$gamma$$線分析(PGA)、もう一つは飛行時間法(TOF)から得られる中性子エネルギーを用いる中性子共鳴捕獲分析である。ANNRIでは大強度パルス中性子ビームと高効率Ge検出器を用いることによって、前述の2つの元素分析法を融合した新しい元素分析法を行うことができる。新しい手法では3次元スペクトル(TOF-PGAスペクトル)を解析することによって従来法では解析が困難な場合でも正確な値が得られることを混合標準試料の測定結果によって示した。今後は非破壊分析が望まれる様々な分野において用いられるものと期待している。

論文

核セキュリティ・核不拡散のための先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発

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

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線非破壊測定技術開発(大強度単色$$gamma$$線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。

論文

Impact of systematic effects on results of neutron resonance transmission analysis

土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 木村 敦; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 767, p.364 - 371, 2014/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.41(Instruments & Instrumentation)

中性子共鳴吸収透過法(NRTA)による面密度の測定に対するサンプル厚の影響を検証するために、EC/JRC/IRMMの中性子飛行時間施設GELINAにおいて、NRTA実験を実施した。実験では、厚みの異なる円盤状の銅金属を用いて、GELINAの25m飛行導管を利用した。実験データから面密度を導出するために、共鳴解析コードREFITを用いて、共鳴解析を行った。その結果、推奨共鳴パラメータ値を用いると、求めた面密度が質量や面積から計算できる面密度から大きくずれることがわかった。そこで、0.25mm厚のサンプルを用いた実験データをREFIT用いて解析して、中性子幅と共鳴エネルギーを導出した。新たに求めた共鳴パラメータ値を使って、面密度を導出し、サンプルの厚みはもちろん、共鳴の強さが面密度の測定におよぼす影響を議論した。

論文

中性子共鳴吸収を利用する新しい即発$$gamma$$線分析

松江 秀明

ぶんせき, 2002(11), P. 645, 2002/11

多くの中・重元素は、熱外中性子エネルギー領域に原子核固有の大きな中性子共鳴吸収をもつ。加速器によって発生するパルス中性子ビームを利用し、中性子の飛行時間(TOF)と即発$$gamma$$線測定を組み合わせることによって、この共鳴吸収を利用した元素あるいは同位体分析が可能である。近年、このような試みがベルギー・ギールの欧州連合共同研究センターのGELINA実験施設及び日本の高エネルギー加速器研究機構の中性子科学研究施設で行われ、研究論文として報告された。本発表はこれらの研究論文の概要を日本分析化学会の学会誌である「ぶんせき」のトピックス欄において紹介するものである。

論文

Symmetries of compound systems revealed in the superfine structure of neutron resonance levels

井出野 一実

Proc. of Int. Conf. on Neutrons in Research and Industry, 2867, p.398 - 403, 1996/06

中性子共鳴レベルの複雑なスペクトルをときほぐすことが可能だろうか。複合核レベルのカオス的な解釈に反して、これらのスペクトルはわれわれの見いだしたSUPERFINE STRUCTURE(SFS)の光にてらして眺めなおすと、単純で規則的な様相がうかびあがってくる。そのSFSとは、中性子共鳴レベルの位置およびレベル相互の間隔が基本的な長さによって大きく支配されているというものである。ここで特徴的なのは、中性子ゼロ・エネルギーをことなった原子核のあいだで共通のREFERENCE POINTとしてSFSを比較すると、その相対的な巨離(RELATIVE SHIFT)が一定の値をとること、またそのRELATIVE SHIFTそのものが複合系の対称性と密接な関連をもっていることである。これらは希土類原子核ならびに超重核のあいだで典型的にみられる。これらの発見は原子核の多体力の理解に貢献するであろう。

論文

Measurement of $$^{122}$$Sn neutron resonance parameters

中島 豊; 大久保 牧夫; 古田 悠*; 水本 元治; 杉本 昌義; 河原崎 雄紀

Annals of Nuclear Energy, 17(2), p.95 - 99, 1990/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.81(Nuclear Science & Technology)

原研リニアックの190m測定室で92.20%に濃縮した$$^{122}$$Snの酸化物試料の中性子透過率を中性子飛行時間法により測定した。ブライト・ウイグナー多準位公式に基づいた形状解析コードにより1.5から30keVまでの21本の共鳴準位のエネルギーと中性子幅を決定した。S波中性子に対して、平均準位間隔D$$_{o}$$=1.17$$^{+0.09-0.08}$$keV、S波強度関数S$$_{o}$$=0.30$$^{+0.12-0.08}$$、ポテンシャル散乱半径R=5.60$$pm$$0.05fmが得られた。この$$^{122}$$SnのS波中性子強度関数はDoor way state modelによる理解的推定値よりかなり大きい。

論文

Neutron resonances in $$^{133}$$Cs

中島 豊; 大久保 牧夫; 杉本 昌義; 水本 元治; 河原崎 雄紀

Annals of Nuclear Energy, 17(10), p.569 - 577, 1990/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.48(Nuclear Science & Technology)

$$^{133}$$Csの中性子捕獲断面積と中性子透過率を測定し、個々の共鳴中性子捕獲面積と中性子幅をそれぞれ2keV及び5.9keVまで求めた。中性子透過率の形状解析により100eV以下の5個の共鳴準位に対し中性子捕獲幅を得た。S波平均共鳴パラメータとして次の値を得た。So=(0.77$$pm$$0.09)$$times$$10$$^{-4}$$、D=22.4$$pm$$1.5eV、$$Gamma$$$$_{gamma}$$=119$$pm$$3MeV。共鳴準位間隔の分布は2種類の集団から共鳴準位が構成されていると仮定した場合のWigner分布と良く一致した。また共鳴準位の長距離相関を示す量としてDysonとMehtaが導入した$$Delta$$$$_{3}$$の実験値はDysonとMehtaがorthogonal ensembleを用いて計算した値と良く一致している。

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