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論文

Uncertainty quantification of $^{237}$ Np, $^{241}$ Am, and $^{243}$ Am reaction rates in highly enriched uranium fuel cores at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 大泉昭人; 方野量太; 福島昌宏

Nuclear Science and Engineering, 16 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2380624

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

京都大学KUCAの高濃縮ウラン燃料による複数の炉心で取得した $^{237}$ Np、 $^{241}$ Am、 $^{243}$ Amの核分裂率と $^{237}$ Np捕獲反応率に関する積分実験データに対して、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5とSerpent2コードを用いた実験解析を実施した。 $^{237}$ Np/ $^{235}$ U、 $^{241}$ Am/ $^{235}$ U、 $^{243}$ Am/ $^{235}$ Uの核分裂率比の実験値と解析値の比較では、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5のいずれにおいて、それぞれ約5、15、および10%の精度が示された。 $^{237}$ Np/ $^{197}$ Auの捕獲反応率比については、熱中性子スペクトルの炉心において高い精度が得られることを明らかにした。また、 $^{237}$ Np/ $^{235}$ U、 $^{241}$ Am/ $^{235}$ U、 $^{243}$ Am/ $^{235}$ Uの核データに起因した不確かさは、概ね4%以内であることを示した。

論文

UO $_{2}$ dissolution in bicarbonate solution with H $_{2}$ O $_{2}$ ; The Effect of temperature

McGrady, J.; 熊谷友多; 北辻章浩; 桐島陽*; 秋山大輔*; 渡邉雅之

RSC Advances (Internet), 13(40), p.28021 - 28029, 2023/09

https://doi.org/10.1039/D2RA08131H

被引用回数：1 パーセンタイル：14.15(Chemistry, Multidisciplinary)

使用済核燃料の埋設処分において、キャニスタが破損して核燃燃料が地下水と接触すると、水の放射線分解により発生した酸化性物質とUO $_{2}$ が反応する。炭酸水素イオンが存在する地下水中での、H $_{2}$ O $_{2}$ によるUO $_{2}$ の酸化溶解がこれまでに研究されてきた。埋設されたキャニスタ周辺の温度は、時間や配置場所により変化するが、これまでに酸化溶解の温度効果は明らかにされていない。種々の炭酸水素イオン濃度と温度条件下でのUO $_{2}$ 表面におけるH $_{2}$ O $_{2}$ の反応とU溶解を調べた。炭酸水素イオン濃度や温度によりUO $_{2}$ 表面でのH $_{2}$ O $_{2}$ の反応機構が変化し、これによりUO $_{2}$ の溶解速度が変化することが分かった。これは、UO $_{2}$ 表面に生成される化学種の違いに起因することが示唆された。

論文

Evaluation of hydrogen behavior in sodium for sodium-water reaction detection of sodium-cooled fast reactor

山本智彦; 加藤篤志; 早川雅人; 下山一仁; 荒邦章; 畠山望*; 山内和*; 江田優平*; 由井正弘*

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04

In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H $_{2}$ , is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H $_{2}$ ). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.

論文

Numerical reproduction of the seasonal variation in dissolved uranium in Lake Biwa

齋藤龍郎; 山澤弘実*; 望月陽人

Journal of Environmental Radioactivity, 255, p.107035_1 - 107035_14, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2022.107035

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)

琵琶湖の溶存ウラン(DU)の季節変動を、以下のモデル・パラメータ研究により再現した。導入したモデルは、水-DUの物質収支と、湖岸土壌におけるUO $_{2}$ $^{2+}$ とH $^{+}$ のイオン交換である。最適化されたパラメータは4つであり、湖岸の陽イオン交換容量(CEC)、DUとAU(土壌吸着U)の和である全ウランTU、Uの急速な土壌吸着と脱着時の一次反応速度係数(kadsとkdes)であった。DUを構成する化学平衡を表し、各化学種の寄与を分析した結果、DUの季節変動はpHの季節変動に起因していることが示された。イオン交換平衡に、1日のAU比がkads以上に増加したとき、あるいはkdes以下に減少したときのみ1次速度反応に移行する補正を加えることにより、DU測定の再現性が向上し、DUピークがpHピークから遅れることが再現された。

論文

Marking actinides for separation; Resonance-enhanced multiphoton charge transfer in actinide complexes

松田晶平; 横山啓一; 矢板毅; 小林徹; 金田結依; Simonnet, M.; 関口哲弘; 本田充紀; 下条晃司郎; 土井玲祐; et al.

Science Advances (Internet), 8(20), p.eabn1991_1 - eabn1991_11, 2022/05

https://doi.org/10.1126/sciadv.abn1991

被引用回数：8 パーセンタイル：46.73(Multidisciplinary Sciences)

fブロック元素は化学的性質が類似している。一方、それらの電子スペクトルではf電子準位間の光学遷移が明瞭に異なる。このf-f遷移波長での共鳴励起によって元素の酸化状態を制御することができれば、化学的な分離が難しいfブロック元素の精密分離技術が生まれる可能性がある。これまでに3つのランタノイド元素で共鳴多光子還元が観測されているが、アクチノイドでの共鳴多光子反応は報告例はなかった。本研究では硝酸水溶液においてアクチノイドの一つである三価アメリシウムの共鳴多光子電荷移動による光酸化を観測した。また、硝酸錯体が一次過程に寄与することが示唆された。

論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野一夫; 杉野和輝; 大木繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108454

被引用回数：1 パーセンタイル：11.05(Nuclear Science & Technology)

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

論文

Effect of B $_{4}$ C absorber material on melt progression and chemical forms of iodine or cesium under severe accident conditions

日高昭秀

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.341 - 356, 2021/10

Boron carbide (B $_{4}$ C) used for BWR or EPR absorbers could cause phenomena that never occur in PWR with Ag-In-Cd absorbers during a severe accident (SA). B $_{4}$ C would undergo a eutectic interaction with stainless steel and enhance core melt relocation. Boron oxidation could increase H $_{2}$ generation, and the change of liberated carbon to CH $_{4}$ could enhance the generation of CH $_{3}$ I. HBO $_{2}$ generated during B $_{4}$ C oxidation could be changed to CsBO $_{2}$ by combining it with cesium. This may increase Cs deposition into the RCS. There could be differences in the configuration, surface area, and stainless-steel to B $_{4}$ C weight ratio between the B $_{4}$ C powder and pellet absorbers. The present task is to clarify the effect of these differences on melt progression, and the iodine or Cs source term. Advancement of this research field could contribute to further sophistication of prediction tools for melt progression and source terms of the Fukushima Accident, and the treatment of CH $_{3}$ I formation in safety evaluation.

論文

Destruction of the cosmic -ray emitter $^{26}$ Al in massive stars; Study of the key $^{26}$ Al(n,) reaction

Lederer-Woods, C.*; 原田秀郎; 木村敦; 他123名*

Physical Review C, 104(3), p.L032803_1 - L032803_6, 2021/09

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.104.L032803

被引用回数：7 パーセンタイル：66.39(Physics, Nuclear)

Neutron destruction reactions of the cosmic -ray emitter $^{26}$ Al are of importance to determine the amount of $^{26}$ Al ejected into our galaxy by supernova explosions and for $^{26}$ Al production in asymptotic giant branch stars. We performed a new measurement of the $^{26}$ Al(n,) reaction up to 160-keV neutron energy at the neutron time-of-flight facilities n_TOF at CERN and GELINA at EC-JRC. We provide strengths for ten resonances, six of them for the first time. We use our data to calculate astrophysical reactivities for stellar temperatures up to 0.7 GK. Our results resolve a discrepancy between the two previous direct measurements of this reaction, and indicate higher stellar destruction rates than the most recently recommended reactivity.

論文

The Kinetics and mechanism of H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition at the U $_{3}$ O $_{8}$ surface in bicarbonate solution

McGrady, J.; 熊谷友多; 渡邉雅之; 桐島陽*; 秋山大輔*; 北村暁; 紀室辰伍

RSC Advances (Internet), 11(46), p.28940 - 28948, 2021/08

https://doi.org/10.1039/D1RA05580A

被引用回数：5 パーセンタイル：27.45(Chemistry, Multidisciplinary)

The rate of U release is affected by bicarbonate (HCO $_{3}$ $^{-}$ ) concentrations in the groundwater, as well as H $_{2}$ O $_{2}$ produced by water radiolysis. To understand the dissolution of U $_{3}$ O $_{8}$ by H $_{2}$ O $_{2}$ in bicarbonate solution (0.1 - 50 mM), dissolved U concentrations were measured upon H $_{2}$ O $_{2}$ addition (300 M) to U $_{3}$ O $_{8}$ /bicarbonate mixtures. As the H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition mechanism is integral to U dissolution, the kinetics and mechanism of H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition at the U $_{3}$ O $_{8}$ surface was investigated. The dissolution of U increased with bicarbonate concentration which was attributed to a change in the H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition mechanism from catalytic at low bicarbonate ( 5 mM HCO $_{3}$ $^{-}$ ) to oxidative at high bicarbonate ( 10 mM HCO $_{3}$ $^{-}$ ). Catalytic H $_{2}$ O $_{2}$ at low bicarbonate was attributed to the formation of an oxidised surface layer.

論文

Experimental characterization of high-energy component in extracted pulsed neutrons at the J-PARC spallation neutron source

原田正英; 勅使河原誠; 大井元貴; 及川健一; 高田弘; 池田裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1000, p.165252_1 - 165252_8, 2021/06

https://doi.org/10.1016/j.nima.2021.165252

被引用回数：4 パーセンタイル：46.48(Instruments & Instrumentation)

本研究では、箔放射化法を用いて、J-PARC核破砕中性子源からのパルス中性子ビームの高エネルギー成分を測定した。箔は、0.3MeVから79.4MeVまでのしきいエネルギーを持つAl, Au, Bi, Nb, Tmを用いた。実験はNOBORUで行われ、箔は減速材から13.4mの位置で照射された。照射実験への応用のために、高エネルギーの中性子スペクトルを変化させるB $_{4}$ Cスリット, Pbフィルター、それらがない場合の3ケースでも反応率を測定した。JENDL-3.2評価済みファイルとJENDLドシメトリーファイルを用いたPHITSコードによる計算データと比較をした。計算値と実験値の比(C/E)を比較したところ、エネルギー依存性がみられ、しきいエネルギーが100MeVまで増えるにつれ、C/Eは減少することが分かった。すべてのC/Eは1.00.2の範囲にあることを確認した。このことから、高エネルギーの中性子計算データは、NOBORUユーザーの実験データの分析に適切であることを示した。

論文

An Experimental investigation of influencing chemical factors on Cs-chemisorption behavior onto stainless steel

西岡俊一郎; 中島邦久; 鈴木恵理子; 逢坂正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(11), p.988 - 995, 2019/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1633968

被引用回数：14 パーセンタイル：79.50(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント(SA)解析コードで用いられているCs化学吸着モデルの改良に資する知見取得のため、セシウムの鋼材への化学吸着挙動に影響を与える化学的要因(温度・雰囲気・関係する元素のの濃度など)を実験的に評価した。その結果、既存のCs化学吸着モデルで使用されている表面反応速度定数が、既に知られている温度依存性だけでなく、雰囲気,気相中の水酸化セシウム(CsOH)濃度、SUS304中に含まれるケイ素(Si)濃度にも影響を受け、Cs化学吸着モデルの改良においてはこれらの化学的要因を考慮すべきであることがわかった。加えて、873K程度の比較的低温での化学吸着においてはCs-Fe-O化合物が主な化合物として生成し、Cs-Si-Fe-Oが主に生成する1073K以上の化学吸着とは挙動が異なることがわかった。

論文

Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions

宮原直哉; 三輪周平; 堀口直樹; 佐藤勇*; 逢坂正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1544939

被引用回数：9 パーセンタイル：60.35(Nuclear Science & Technology)

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。

論文

Measurements and analyses of the distribution of the radioactivity induced by the secondary neutrons produced by 17-MeV protons in compact cyclotron facility

松田規宏; 泉雄一*; 山中吉之*; 丸藤俊之*; 山田正明*; 大石晃嗣*

EPJ Web of Conferences, 153, p.07001_1 - 07001_6, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715307001

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Measurements of reaction rate distributions of secondary neutrons produced by 17-MeV protons were conducted at a compact cyclotron facility with the foil activation method. The experimentally obtained distribution suggests that the target and the deflector as components of the cyclotron are principal beam loss points. The experimental data are compared with the results by the Monte Carlo simulation. The calculated results from the deflector based on the assumption of the beam loss rates were about 3 times higher than the experimental ones. This result implies that the overestimation may results from indeterminate beam loss rates at the deflector.

論文

Impact of PHITS spallation models on the neutronics design of an accelerator-driven system

岩元大樹; 西原健司; 岩元洋介; 橋本慎太郎; 松田規宏; 佐藤達彦; 原田正英; 前川藤夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1585 - 1594, 2016/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1140598

被引用回数：19 パーセンタイル：84.36(Nuclear Science & Technology)

The impact of different spallation models and parametrisations of nucleon-nucleus interactions in PHITS on nuclear characteristics of an accelerator-driven system (ADS) is investigated. Cut-off neutrons below 20 MeV calculated by a current default option of the spallation model (i.e., Lige Intranuclear Cascade (INC) model version 4.6, INCL4.6) are found to be 14% less than those by the old spallation model (it i.e. Bertini INC model). This decrease increases the proton beam current that drives the 800-MW thermal power, and impacts various ADS parameters, including material damage, nuclear heating of the proton beam window (PBW), and the inventory of spallation products. To validate these options based on the ADS neutronics design, we conduct benchmark calculations of the total and nonelastic cross sections, thick target neutron yields, and activation reaction rate distributions. The results suggest that Pearlstein-Niita systematics, which is a default option of the nucleon-nucleus interaction parametrisation, would be best option and that the Bertini INC is better suited for cut-off neutrons than INCL4.6. However, because of the difficulty in making a definite conclusion on the spallation models, we conclude that relatively large uncertainty in the cut-off neutrons, which is the difference between the two spallation models (i.e. 14%), should be considered.

報告書

Measurement of high-energy neutron fluxes and spectra around the J-PARC mercury spallation neutron target using multi-foil activation method

春日井好己; 原田正英; 甲斐哲也; 大井元貴; 明午伸一郎; 前川藤夫

JAEA-Data/Code 2015-033, 28 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-033.pdf:1.78MB

J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)の水銀を使った核破砕中性子源周りの高エネルギー中性子束及びスペクトルを、多数箔放射化法で測定した。この実験で使った中性子反応のしきい値は0.1から50MeVであった。実験における箔の照射は、2008年5月30日から31日にかけて実施されたMLFにおける初めてのビーム運転の際に行われたものである。照射後、各金属箔の放射能をHPGe検出器で測定し、中性子誘導反応のターゲット周りにおける反応率分布のデータを得た。これらのデータを使い、各測定位置における高エネルギー中性子束及びスペクトルをアンフォールディング法で導出した。その際、初期スペクトルとしてPHITSによる計算値を用いた。初期スペクトルとアンフォールディングスペクトルを比較したところ、計算結果(これはMLFのターゲット集合体の中性子工学設計の基礎となったものであるが)は、実験値に30%で一致することがわかった。

論文

Upgrade in catalytic activity of hydrophobic platinum catalysts by irradiation with electron beams

岩井保則

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1796 - 1799, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.03.024

被引用回数：5 パーセンタイル：37.27(Nuclear Science & Technology)

疎水性白金触媒は水蒸気-水素間水素同位体交換反応やトリチウム酸化の用途にて核融合分野で広く使用されている。疎水性触媒の触媒活性は空気中の水蒸気や水ミストのほかに燃焼反応により生成する水にもほとんど影響されない特徴を持つ。一般的に疎水性触媒は多孔性の疎水性高分子に白金を担持することで作成される。日本はスチレンジビニルベンゼンを疎水性高分子とした疎水性白金触媒をトリチウム水処理システムに採用してきた実績を有する。システム規模低減のためには触媒活性の可能な限りの向上が必要である。二種類の疎水性白金触媒を電子線で照射した場合のトリチウム酸化性能の変化を精査した。両方の触媒とも線量の増加とともに疎水性触媒の触媒活性は向上し、500から1000kGyにて総括反応速度係数はピーク値を示し、それ以降の線量では徐々に低下することを見出した。総括反応速度係数のピーク値は未照射の6倍の値を示した。スチレンジビニルベンゼンは放射線に対する耐久性が強く、この程度の線量では機械的強度に影響はなく、簡易に触媒活性を向上可能な有力な方法であることを見出した。

論文

B $_{4}$ C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.021

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているB $_{4}$ Cは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H $_{2}$ 発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、B $_{4}$ Cはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H $_{2}$ 発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCH $_{4}$ に変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCH $_{3}$ Iを生成させる。また、酸化過程で生じたHBO $_{2}$ はCsBO $_{2}$ を生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のB $_{4}$ C制御棒ブレードと、ペレット状のB $_{4}$ C制御棒では、形状や表面積、B $_{4}$ Cとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やB $_{4}$ Cの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

論文

Chain terminations in the decomposition reactions of chloroethylenes in air through the deposition of alkylperoxy radicals on the wall of an irradiation vessel

箱田照幸; 小嶋拓治

Radiation Physics and Chemistry, 74(5), p.302 - 309, 2005/12

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2005.02.007

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)

内面積に対する体積比(S/V)が異なる照射容器中にクロロエチレンを含む空気を封入し、異なる線量率で電子ビーム及び線照射を行い、クロロエチレンの連鎖分解反応やその停止反応を調べた。その結果、線量率が高い電子ビーム照射の場合には、アルキル過酸化ラジカル同士の反応のみが連鎖停止反応として生じていることがわかった。これに対して、線量率が低い線照射、あるいは大きなS/V値を有する照射容器を用いた場合には、連鎖停止反応としてアルキル化酸化ラジカル同士の反応に加えて、このラジカルの照射容器壁への付着による反応も寄与していることが明らかとなった。

論文

Methods for tritium production rate measurement in design-oriented blanket experiments

Verzilov, Y. M.; 落合謙太郎; 西谷健夫

Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07

https://doi.org/10.13182/FST05-A1009

被引用回数：7 パーセンタイル：44.15(Nuclear Science & Technology)

ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで $^{6}$ Liのトリチウム生成反応に対し $^{31}$ P(n,) $^{32}$ P、 $^{7}$ Liのトリチウム生成反応に対し $^{32}$ S(n,p) $^{32}$ Pに着目し、ぺレットとしてNH $_{4}$ PH $_{2}$ O $_{2}$ .とCH $_{3}$ SO $_{2}$ CH $_{3}$ を採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。

論文

A Modified version of the analytical potential function for the global ab initio ground-state potential energy surface of the BrH $_{2}$ system

黒崎譲; 高柳敏幸*

Chemical Physics Letters, 406(1-3), p.121 - 125, 2005/04

https://doi.org/10.1016/j.cplett.2005.02.106

BrH $_{2}$ 系の非経験的に計算された基底状態のグローバルなポテンシャルエネルギー面(PES)についての新しい解析的関数を構築した。これは、以前われわれが発表した1 $^{2}$ A' PES[Y. Kurosaki, T. Takayanagi, J. Chem. Phys. 119 (2003) 7383]の修正版である。反応H+HBrH $_{2}$ +Brとその同位体置換した反応の速度定数を、新しい1 $^{2}$ A' PESを用いて計算したところ実測値をよく再現した。これはフィットした関数の反応障壁の値1.53kcal mol $^{-1}$ が真の値に非常に近いことを強く示唆している。