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論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

隠匿された核物質の現場検知システムの開発; 核セキュリティ強化に向けた取組

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 67(3), p.198 - 202, 2025/03

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.3_198

鉛等で隠匿された$$^{235}$$Uに対する非破壊測定技術の開発は、長年、核セキュリティ上の最重要課題と言われてきたが、依然として現場レベルでの検知は困難な状況にある。我々は$$^{252}$$Cf回転照射法と呼ばれる新たな核物質非破壊測定手法を提案し、回転照射装置と水チェレンコフ中性子検出器で構成される運搬性の高い現場検知システムを開発、本システムによる核物質検知を実証した。本報では、開発したシステムを概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices

藤田 達也; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2410918
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO$$_{2}$$及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Vicinage effect on the yield of convoy electrons emitted from thin carbon foil induced by the penetration of 3.5 MeV/atom C$$_{n}$$$$^{+}$$ ions

椎名 陽子*; 木下 亮*; 舟田 周平*; 松田 誠; 今井 誠*; 川面 澄*; 左高 正雄*; 笹 公和*; 金子 敏明*; 冨田 成夫*

Physical Review A, 110(6), p.062826_1 - 062826_7, 2024/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevA.110.062826
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Optics)

We investigated the target thickness dependence of convoy electron yields resulting from bombardments with 3.5 MeV/atom C$$_{n}$$$$^{+}$$ (n = 1 - 3) cluster ions. We observed that for bombardments with C$$_{2}$$$$^{+}$$ and C$$_{3}$$$$^{+}$$ ions, the convoy electron yield per atom, Y$$_{n}$$/n, reaches a maximum around 3-5 $$mu$$g/cm$$^{2}$$ and decreases with increasing target thickness from 3.1 to 10.5 $$mu$$g/cm$$^{2}$$, and ultimately reaches an asymptotic value. This asymptotic value of the convoy electron yield was nearly proportional to the size of the cluster n, that is, Y$$_{n}$$ $$propto$$ n$$^{2}$$, consistent with previous observations. We found that the escape length of the convoy electrons for C$$_{3}$$$$^{+}$$ and C$$_{2}$$$$^{+}$$ is much longer than that of C$$^{+}$$ bombardment. The present result suggests that the enhancement of the escape length could be the origin of this vicinage effect (i.e., Y$$_{n}$$ $$>$$ nY$$_{1}$$) on the convoy electron yield.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：1 パーセンタイル：68.64(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$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$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:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 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。

論文

An Evaluation on Inelastic Thermal Neutron Scattering Cross-Section Data of Crystalline Graphite

沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司

Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.73.233

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.

論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 2; Methodologies and calculations of severe accident phases

曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三郎*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。

論文

Compact and transportable system for detecting lead-shielded highly enriched uranium using $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*; 土屋 兼一*; 相楽 洋*

Scientific Reports (Internet), 14, p.18828_1 - 18828_10, 2024/08

https://doi.org/10.1038/s41598-024-69526-w
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Multidisciplinary Sciences)

The global challenge of on-site detection of highly enriched uranium (HEU), a substance with considerable potential for unauthorized use in nuclear security, is a critical concern. Traditional passive nondestructive assay (NDA) techniques, such as gamma-ray spectroscopy with high-purity germanium detectors, face significant challenges in detecting HEU when it is shielded by heavy metals. Addressing this critical security need, we introduce an on-site detection method for lead-shielded HEU employing a transportable NDA system that utilizes the $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector. This cost-effective NDA system is capable of detecting 4.17 g of $$^{235}$$U within a 12 min measurement period using a $$^{252}$$Cf source of 3.7 MBq. Integrating this system into border control measures can enhance the prevention of HEU proliferation significantly and offer robust deterrence against nuclear terrorism.

報告書

ゼオライトカラム吸着挙動解析コードZACの開発

山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*

JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07

JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MB
JAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB

福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。

論文

Shedding light on the origin of $$^{204}$$Pb, the heaviest $$s$$-process; Only isotope in the solar system

Casanovas-Hoste, A.*; 原田 秀郎; 木村 敦; 他130名*

Physical Review Letters, 133(5), p.052702_1 - 052702_8, 2024/07

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.133.052702
 被引用回数：1 パーセンタイル：58.36(Physics, Multidisciplinary)

$$^{204}$$Tl(n, $$gamma$$) cross section was measured at the CERN neutron time-of-flight facility n_TOF, employing a sample of only 9 mg of $$^{204}$$Tl produced at the Institute Laue Langevin high flux reactor. At the $$s$$-process temperatures of kT $$approx$$ 8 keV and kT $$approx$$ 30 keV, Maxwellian-averaged cross sections (MACS) of 580(168) mb and 260(90) mb, respectively. These figures are about 3% lower and 20% higher than the corresponding values widely used in astrophysical calculations, which were based only on theoretical calculations. By using the new $$^{204}$$Tl MACS, the uncertainty arising from the $$^{204}$$Tl(n, $$gamma$$) cross section on the $$s$$-process abundance of $$^{204}$$Pb has been reduced from $$sim$$30% down to +8%/-6%, and the $$s$$-process calculations are in agreement with the latest solar system abundance of $$^{204}$$Pb reported by K. Lodders in 2021.

論文

Total and double differential scattering cross-section measurements of isotropic graphite

木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司

EPJ Web of Conferences, 294, p.01002_1 - 01002_7, 2024/04

https://doi.org/10.1051/epjconf/202429401002

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.

論文

Measurement of nuclide production cross sections for GeV-region proton-induced reactions on $$^{rm nat}$$Mg, $$^{rm nat}$$Si, $$^{rm nat}$$Fe, $$^{rm nat}$$Cu, and $$^{rm nat}$$Zn

杉原 健太*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 549, p.165299_1 - 165299_12, 2024/04

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2024.165299
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)

Nuclide production cross sections for proton-induced reactions on $$^{rm nat}$$Mg, $$^{rm nat}$$Si, $$^{rm nat}$$Fe, $$^{rm nat}$$Cu and $$^{rm nat}$$Zn at several GeV were measured using an activation technique at Japan Proton Accelerator Research Complex. The aggregate results of 250 cross sections were successfully acquired. The data obtained in this study were compared with the results from nuclear reaction models in PHITS and the data retrieved from Japanese Evaluated Nuclear Data Library High Energy file 2007 (JENDL/HE-2007). Among all of the models, INCL/GEM, JENDL/HE-2007, and JAM/GEM generally showed the good agreement.

論文

Measurements of the neutron total and capture cross sections and derivation of the resonance parameters of $$^{181}$$Ta

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

https://doi.org/10.1080/00295639.2023.2227826
 被引用回数：1 パーセンタイル：30.19(Nuclear Science & Technology)

The neutron transmission ratio and capture yield for $$^{181}$$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.

論文

A Comparative study of efficient sampling techniques for uncertainty quantification due to cross-section covariance data

藤田 達也

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.718 - 727, 2024/04

https://doi.org/10.13182/PHYSOR24-43640

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$$_{2}$$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$$_{2}$$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。

論文

Measurement of the $$^{140}$$Ce(n, $$gamma$$) cross section at n_TOF and its astrophysical implications for the chemical evolution of the universe

Amaducci, S.*; 原田 秀郎; 木村 敦; 他130名*

Physical Review Letters, 132(12), p.122701_1 - 122701_8, 2024/03

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.132.122701
 被引用回数：2 パーセンタイル：76.47(Physics, Multidisciplinary)

$$^{140}$$Ce(n,$$gamma$$) is a key reaction for slow neutron-capture ($$s$$-process) nucleosynthesis due to being a bottleneck in the reaction flow. For this reason, it was measured with high accuracy (uncertainty $$approx$$ 5%) at the n_TOF facility, with an unprecedented combination of a high purity sample and low neutron-sensitivity detectors. The measured Maxwellian averaged cross section is up to 40% higher than previously accepted values. Stellar model calculations indicate a reduction around 20% of the s-process contribution to the Galactic cerium abundance and smaller sizeable differences for most of the heavier elements. No variations are found in the nucleosynthesis from massive stars.

論文

Feasibility of using BeO rods as secondary neutron sources in the long-life fuel cycle high-temperature gas-cooled reactor

Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 澤畑 洋明; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 417, p.112795_1 - 112795_6, 2024/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112795
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor, $$^{252}$$Cf is used as the external neutron source. However, the $$^{252}$$Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of $$^{252}$$Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the $$^{252}$$Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains significant even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.

論文

New JENDL-4.0/HE neutron and proton ACE files

今野 力

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.121 - 126, 2024/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2237970
 被引用回数：1 パーセンタイル：30.19(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; $$^{15}$$Nと$$^{18}$$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。

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{139}$$La and evaluation of resonance parameters

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

https://doi.org/10.1140/epja/s10050-023-01203-4
 被引用回数：1 パーセンタイル：30.87(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。

論文

Measurement of nuclide production cross sections for proton-induced reactions on $$^{nat}$$Ti and $$^{93}$$Nb at 0.8 and 3.0 GeV

杉原 健太*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 545, p.165153_1 - 165153_9, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.165153
 被引用回数：2 パーセンタイル：51.90(Instruments & Instrumentation)

The nuclide production cross sections for proton-induced reactions on $$^{nat}$$Ti and $$^{93}$$Nb at 0.8 and 3.0 GeV were measured using an activation technique at Japan Proton Accelerator Research Complex. A total of 27 and 94 nuclide production cross sections for the $$^{nat}$$Ti(p,X) and $$^{93}$$Nb(p,X) reactions were obtained, respectively. The present data were compared with the results from nuclear reaction models in PHITS and data retrieved from Japanese Evaluated Nuclear Data Library High Energy file 2007 (JENDL/HE-2007). The prediction accuracy of JENDL/HE-2007 was the best for the $$^{7}$$Be production cross section of both targets. As an overall trend, underestimation of INCL and all of the models were confirmed for the $$^{nat}$$Ti(p,X) and $$^{93}$$Nb(p,X) reactions, respectively.

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