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中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうちSc, Cu, Zn, Ag及びInを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:Sc(n, )Sc反応は27.180.28 barn、Cu(n, )Cu反応は4.340.06 barn、Zn(n, )Zn反応は0.7190.011 barn、Ag(n, )Ag反応は4.050.05 barn、そしてIn(n, ) In反応は8.530.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。
沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司
Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11
In the latest nuclear data libraries ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5, the inelastic scattering cross-section data for reactor graphite and crystalline graphite are employed. The data for reactor graphite reproduces the measurement values very well, while the data for crystalline graphite tends to underestimate the measurement values, and there is room for improvement. Therefore, in the present study, for future updates of JENDL, a new molecular dynamics simulation model for crystalline graphite is prepared and inelastic scattering cross-section data are evaluated based on both incoherent approximation and Vineyard approximation. As a result, the obtained inelastic scattering cross-section data of crystalline graphite show very good agreement with the measured data and successfully presented more reliable data than those employed in ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5.
木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司
EPJ Web of Conferences, 294, p.01002_1 - 01002_7, 2024/04
The total and double differential scattering cross sections (DDSCS) of graphite have been measured in the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) in the J-PARC. The DDSCS were measured using the Beam Line No.14 (AMATERAS) in the MLF. The data were normalized using those of vanadium as a standard. Small angle scattering and Bragg edges were observed, and their intensities varied among the samples. The neutron total cross sections in the energy region from 1 to 100 meV were measured using Beam Line No.04 (ANNRI) in the MLF. In the epithermal range (over 40 meV), all samples tended to have values close to the free atom cross-section of graphite. However, at the first Bragg edge, the deduced total cross sections by those samples started to separate from each other. The difference became more significant with decreasing the neutron energy, and the value tended to increase with the grain size of the sample. The results of these measurements suggest that the discrepancies between the derived total cross sections in the low-energy region are due to small-angle scattering caused by grains of graphite with uniform size.
遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮
Nuclear Science and Engineering, 198(4), p.786 - 803, 2024/04
被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)The neutron transmission ratio and capture yield for Ta were measured in J-PARC MLF ANNRI to improve the accuracy of resonance parameters. The total cross section was determined from the transmission ratio in the energy range from 0.2 to 150 eV. The capture cross section was obtained from the capture yield using the pulse height weighting technique (PHWT) in the energy range from thermal to 150 eV. The obtained transmission ratio and capture cross-section were fitted by the resonance analysis code, REFIT, and the resonance parameters were determined below 150 eV. It was also discussed the correlations caused by fitting based on statistical uncertainty and correlations for systematic uncertainty based on sample thickness in the transmission measurements.
藤田 達也
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.718 - 727, 2024/04
ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における中性子無限増倍率の不確かさの収束過程を、複数の効率化サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、JENDL-5の断面積共分散データに基づく摂動ACEファイルを用いたSERPENT 2.2.1計算を多数回実施し、これを統計処理することにより評価した。本論文では、対称サンプリング(AS)、ラテン超方格サンプリング(LHS)、制御変量法(CV)及びこれらの併用手法に着目した。既往研究で議論されたように、PWR-UO燃料集合体体系においてAS及びLHSはこれらを用いない通常のサンプリングよりも高効率の収束を示した。CVについては、単独での適用時は中性子無限増倍率の不確かさの収束過程に大きくは影響しなかったが、既往研究で示されるとおり、ASと併用することで収束性能が改善した。また本論文では、LHSとCVによる新たな併用手法(CV+LHS)を提案した。CV+LHSは、中性子無限増倍率の不確かさの収束傾向を改善し、これはCV+ASよりも高効率であった。当該改善傾向の主な理由は、LHSを適用することにより、CVにおける代替パラメータの平均値の収束性が向上したためであると考えられる。以上から、本研究ではCV+LHSを新しい併用手法として提案し、PWR-UO燃料集合体体系におけるランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価においてその効率性を確認した。CV+LHSの核種燃焼計算への適用性については、今後の研究で確認する予定である。
今野 力
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.121 - 126, 2024/01
被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルは2017年に作られ、そのうちの22核種の中性子ACEファイルと25核種の陽子ACEファイルがPHITSコードと一緒に公開されている。最近、JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルに入っている以下の5つのデータに問題があることが見つかった; NとOのACEファイル、発熱数、損傷エネルギー生成断面積、2次中性子多重度、核分裂断面積。そこで、これらの問題を修正したJENDL-4.0/HEの新しい中性子と陽子ACEファイルを作成した。この論文では問題点及び新しい中性子と陽子ACEファイルをどのように作成したかについて詳述する。
遠藤 駿典; 河村 しほり*; 奥平 琢也*; 吉川 大幹*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之
European Physical Journal A, 59(12), p.288_1 - 288_12, 2023/12
被引用回数:1 パーセンタイル:40.52(Physics, Nuclear)ランタン(La)-139の断面積と共鳴パラメータは、原子力分野への応用や基礎核物理の研究にとって重要である。本論文では、大強度陽子加速器施設(J-PARC)のANNRIにてLaの中性子全断面積と捕獲断面積を測定した。Negative共鳴を含む4つの共鳴の共鳴パラメータを、共鳴解析コードREFITを用いて求めた。その結果いくつかの共鳴パラメータにおいて、評価済み核データライブラリとの不一致が見られた。さらに全断面積を再現するために、スピン依存する散乱半径もフィットした。得られた散乱半径は、評価済み核データライブラリで記録されたものよりも大きいことがわかった。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11
被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.
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
被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)廃止措置の対象核種の中からNbについて、熱中性子捕獲断面積()および共鳴積分(I)を放射化法により測定した。また、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25m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。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、およびIを、それぞれ1.110.04barnおよび10.50.6barnと導出することができた。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。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、Nbの半減期を、(2.000.15)10年と導出することができた。
深堀 智生
INDC(JPN)-210 (Internet), 5 Pages, 2023/10
U(n,f)の断面積値がENDF形式に正しく編集されておらず、間違った値がJENDL/HE-2007ファイルに格納・配布されている。JENDL/HE-2007ライブラリのU(n,f)断面積の高エネルギー部分は、FISCALコードの計算結果を使用して評価されている。このレポートでは、200MeV以上のJENDL/HE-2007ライブラリの正しいU(n,f)断面積値が示されている。
木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06
被引用回数:2 パーセンタイル:38.50(Nuclear Science & Technology)Neutron total and capture cross-section measurements of Gd and Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.41.7 and 251.94.6 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.02.5 and 247.43.9 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by Mller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.
横山 賢治
EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03
我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。
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
被引用回数:1 パーセンタイル:19.69(Nuclear Science & Technology)本研究は、放射性核種の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Npの熱中性子捕獲断面積を測定した。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、Sc, Co, Mo, TaそしてAuを、中性子束モニタに使用した。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、Np試料を、それと放射平衡の関係にあるPaからの312keVガンマ線を測定して定量した。Npの反応率を、生成されたNpから放出されるガンマ線の収量から求めた。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173.84.4barn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。
竹下 隼人*; 明午 伸一郎; 松田 洋樹*; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 527, p.17 - 27, 2022/09
被引用回数:3 パーセンタイル:52.93(Instruments & Instrumentation)加速器駆動核変換システム(ADS)等における核設計の高度化のため、NiとZrについて数GeVエネルギー領域における陽子入射の核種生成断面積測定を行い、核設計に用いる計算コードPHITSによる計算値やJENDL/HE-2007等との比較検討を行った。
Mastromarco, M.*; Amaducci, S.*; Colonna, N.*; 木村 敦; 他118名*
European Physical Journal A, 58(8), p.147_1 - 147_13, 2022/08
被引用回数:3 パーセンタイル:52.30(Physics, Nuclear)The U(n,f) cross section was measured in a wide energy range (18 meV - 170 keV) at the n_TOF facility at CERN, relative to Li(n,t) and B(n,) standard reactions, with a setup based on a stack of six samples and six silicon detectors placed in the neutron beam. A resonance analysis has been performed up to 200 eV, with the code SAMMY. A good agreement, within 0.5%, is found on average between the new results and the latest evaluated data files ENDF/B-VIII.0 and JEFF-3.3, as well as with respect to the broad group average fission cross section established in the framework of the standard working group of IAEA. However, some discrepancies, of up to 4%, are still present in some specific energy regions.
中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*
KURNS Progress Report 2021, P. 93, 2022/07
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。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Sc, Co, Mo, TaとAuを用いて測定した。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、Np試料は、Npと放射平衡の関係にあるPaからの312-keVガンマ線を用いて定量した。Npの反応率は、生成された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、Npの熱中性子捕獲断面積を173.84.7 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。
明午 伸一郎; 中野 敬太; 岩元 大樹
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.216 - 221, 2022/05
加速器駆動核変換システム(ADS)の実現やJ-PARCで建設を進めているADSターゲット試験施設(TEF-T)の建設には、陽子ビーム取扱い技術の開発やGeV領域の陽子に対するニュートロニクス(中性子工学)の詳細な検討が必要となる。このためJ-PARCの核変換ディビジョンでは、J-PARC加速器施設などで研究を進めてきた。本稿ではこれらの内容に関して紹介する。
中野 敬太; 松田 洋樹*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 竹下 隼人*; 前川 藤夫
JAEA-Research 2021-014, 25 Pages, 2022/03
加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven transmutation System)の開発に資するデータとして、Be, C, Al, Sc, V標的に対する高エネルギー陽子入射反応による核種生成断面積の測定を行った。得られた実験値は最新の核反応モデルによる計算値や評価済み核データライブラリの値と比較を行い、その再現性について議論を行った。
横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03
原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。
竹下 隼人; 明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 大樹; 中野 敬太; 渡辺 幸信*; 前川 藤夫
JAEA-Conf 2021-001, p.207 - 212, 2022/03
加速器駆動核変換システム(ADS)などの大強度陽子加速器施設の遮蔽設計において、高エネルギー陽子入射による核破砕生成物の核種生成量予測は基礎的かつ重要な役割を担っている。しかしながら、生成量予測シミュレーションで用いられる核反応モデルの予測精度は不十分であり、核反応モデルの改良が必要である。J-PARCセンターでは実験データの拡充と核反応モデル改良を目的に、様々な標的に対して核種生成断面積の測定を行っている。本研究では、Lu標的に対して0.4, 1.3, 2.2および3.0GeV陽子ビームを照射し、放射化法により核種生成断面積データを取得した。取得したデータとモンテカルロ粒子輸送計算コードで用いられる核反応モデルと比較することで、現状の予測精度を把握するとともに核反応モデルの改良点を考察した。