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論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Progress of neutron-capture cross-section measurements promoted by ImPACT project at ANNRI in MLF of J-PARC

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2018-001, p.199 - 203, 2018/12

ImPACTプロジェクトにおいて、長寿命核分裂生成物の中の$$^{135}$$Csについて、その中性子捕獲断面積測定をJ-PARCのMLF施設内に設置されているANNRI装置を用いて進めている。将来の測定のために$$^{79}$$Seサンプルの整備可能性の検討と並行して、安定Se同位体核種について、それらの中性子捕獲断面積測定も進めている。本発表では、放射性$$^{135}$$Cs試料の整備とそれを用いた照射試験、安定Se同位体の断面積測定などについて報告する。

論文

Analysis of $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotopic ratio for samples used for neutron capture cross section measurement project by thermal ionization mass spectrometry

芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修

JAEA-Conf 2018-001, p.205 - 210, 2018/12

ImPACT事業の中性子捕獲断面積研究において、$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えた。$$^{135}$$Cs試料を定量するためには、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を高精度で分析する必要がある。そこで、熱イオン化質量分析器(TIMS)を用いて、最初のサンプルとして$$^{137}$$Cs標準溶液の質量分析試験を行なった。分析試験の結果、わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs標準溶液でも$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の高精度で導出することができた。

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am with ANNRI at J-PARC

寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of $$^{241}$$Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of $$^{241}$$Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of $$^{241}$$Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.

論文

Radiative neutron capture on $$^{242}$$Pu in the resonance region at the CERN n_TOF-EAR1 facility

Lerendegui-Marco, J.*; Guerrero, C.*; Mendoza, E.*; Quesada, J. M.*; Eberhardt, K.*; Junghans, A. R.*; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*

Physical Review C, 97(2), p.024605_1 - 024605_21, 2018/02

This paper presents a new time-of-flight capture measurement on $$^{242}$$Pu carried out at n_TOF-EAR1(CERN), focusing on the analysis and statistical properties of the resonance region, below 4 keV. The $$^{242}$$Pu(n,$$gamma$$)reaction on a sample containing 95(4) mg enriched to 99.959% was measured with an array of four C$$_6$$D$$_6$$ detectors and applying the total energy detection technique. The high neutron energy resolution of n_TOF-EAR1 and the good statistics accumulated have allowed us to extend the resonance analysis up to 4 keV, obtaining new individual and average resonance parameters from a capture cross section featuring a systematic uncertainty of 5%, fulfilling the request of the NEA.

論文

Research on neutron capture cross sections at J-PARC in ImPACT Project

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 津幡 靖宏; 松村 達郎; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2017-001, p.15 - 22, 2018/01

高レベル放射性廃棄物にかかわる環境負荷低減技術の基礎データとして、長寿命放射性核種の中性子核データが求められている。革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)が平成26年10月より開始された。その事業の中の「核反応データ取得(Project 2)」で、原子力機構のプロジェクト研究として"J-PARC/MLF/ANNRIにおける中性子捕獲反応断面積測定研究"を開始した。本プロジェクト研究では、高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核分裂生成核種(LLFP)のうち、$$^{135}$$Cs(半減期230万年)を選定し、中性子捕獲反応断面積を測定する。$$^{135}$$Csを測定する際には、試料中に化学的に分離できない$$^{137}$$Csが不純物として混在する可能性があり、$$^{135}$$Csのデータを精度よく測定するためには、不純物である$$^{137}$$Csの寄与を分ける必要がある。このために、併せて$$^{137}$$Cs等の同位体核種の中性子捕獲断面積データも測定する。また、試料の入手が困難なLLFP核種のうち$$^{79}$$Seについて、試料整備の可能性検討を行う。本発表では、ImPACT事業における本プロジェクト研究の開発計画の概要について、研究の目的、過去の報告データの現状、全体スケジュールと進捗などと併せて、現時点で得られている成果について発表する。

論文

Neutron capture cross section measurements of $$^{120}$$Sn, $$^{122}$$Sn and $$^{124}$$Sn with the array of Ge spectrometer at the J-PARC/MLF/ANNRI

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

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11031_1 - 11031_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Accurate neutron capture cross section data of $$^{126}$$Sn, which is one of the most important long-lived fission products (LLFPs), is required in the study of transmutation of radioactive waste. However, there is only one experimental data at the thermal energy. A $$^{126}$$Sn sample for a nuclear data experiment contaminated with a large amount of tin stable isotopes, $$^{115, 117-120, 122, 124}$$Sn, because these stable isotopes also have fission yields. These isotopes have large effects on neutron-capture cross-section measurements for $$^{126}$$Sn. To obtain accurate cross-section data for $$^{126}$$Sn, a series of neutron-capture cross-section measurements of all the tin stable isotopes are required. Therefore, the measurements of all tin stable isotopes have been started with Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) of Materials and Life science experimental Facility (MLF) in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In this presentation, preliminary results of the neutron-capture cross-section measurements of $$^{120, 122, 124}$$Sn are reported in the neutron energy region from 10 meV to 2 keV.

論文

High-precision mass analysis of RI sample for cross-section measurements

中村 詔司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修

KURRI Progress Report 2016, P. 66, 2017/07

ImPACTプロジェクトの分担研究において、放射化法による$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えて、$$^{137}$$Cs溶液の高精度の質量分析を行なった。わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs溶液を分析し、不純物として含まれている$$^{135}$$Csを確認するとともに、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の精度で導出することができた。

論文

Activation experiments for verification of neutron capture cross section of $$^{237}$$Np using variable neutron field at KURRI-LINAC

高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05

放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am,そして$$^{243}$$Am核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、$$^{237}$$Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se($$gamma$$, n) cross section and uncertainty evaluation of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) cross section

北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

We precisely measured the ($$gamma$$, n) cross section for $$^{77}$$Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering $$gamma$$-rays. Moreover, the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with $$gamma$$-ray strength functions adjusted to reproduce the ($$gamma$$, n) cross sections for $$^{77}$$Se and the even Se isotopes $$^{76}$$Se, $$^{78}$$Se and $$^{80}$$Se. The reliability of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, $$gamma$$) cross sections for stable $$^{76, 77}$$Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of $$^{79}$$Se.

論文

Misassigned neutron resonances of $$^{142}$$Nd and stellar neutron capture cross sections

片渕 竜也*; 松橋 泰平*; 寺田 和司; 井頭 政之*; 水本 元治*; 廣瀬 健太郎; 木村 敦; 岩本 信之; 原 かおる*; 原田 秀郎; et al.

Physical Review C, 91(3), p.037603_1 - 037603_5, 2015/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.21(Physics, Nuclear)

Time-of-flight spectra of the neutron capture events of $$^{142}$$Nd were measured using a spallation neutron source at the Japan Proton Accelerator Research Complex. The first six resonances of $$^{142}$$Nd reported in a previous work were not observed. The experimental results and cross-search of resonance energies in nuclear data libraries suggested that resonances of impurity nuclide $$^{141}$$Pr have been mistakenly assigned as $$^{142}$$Nd in the previous experiment. To investigate the impact of non-existence of the resonances to the s-process nucleosynthesis model, the Maxwellian averaged neutron capture cross sections with and without the misassigned resonances were compared.

論文

Minor actinide neutron capture cross-section measurements with a 4$$pi$$ Ge spectrometer

小泉 光生; 長 明彦; 藤 暢輔; 木村 敦; 水本 元治; 大島 真澄; 井頭 政之*; 大崎 敏郎*; 原田 秀郎*; 古高 和禎*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.767 - 770, 2006/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.99(Instruments & Instrumentation)

原子核科学研究グループにおいては、文科省公募型特会事業において、マイナーアクチニドの中性子捕獲断面積を測ることを目的として、4$$pi$$Geスペクトロメータを使った実験装置の準備を行っている。実験は、京大炉の電子LINAC施設で行う予定で、TOF中性子ビームラインの整備はほぼ完了している。4$$pi$$Geスペクトロメータの建設は進行中である。並行して、デジタル処理テクニックに基づく新しいデータ収集システムの開発を行った。以上この事業の現状について紹介する。

論文

Estimation of covariance matrices for nuclear data of $$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$ and $$^{243}Am$$

中川 庸雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(11), p.984 - 993, 2005/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.97(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.3に格納されている$$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$及び$$^{243}Am$$の核分裂断面積,捕獲断面積及び核分裂あたりの放出中性子数に対する共分散マトリックスを推定した。核分裂断面積の共分散はGMAコード,捕獲断面積のそれはKALMANコードを用いて推定した。低エネルギー領域では、共鳴パラメータの誤差を与えた。即発中性子数は一次関数を仮定して、共分散を求めた。遅発中性子については誤差のみを与えた。結果はENDF-6フォーマットで編集し、JENDL-3.3のデータと合わせたデータファイルを作成した。

論文

Evaluation of the $$^{210it m}$$Bi/$$^{210it g}$$Bi branching ratio of the $$^{209}$$Bi(${it n,$gamma$}$)$$^{210}$$Bi cross section in the neutron energy range from 200keV to 3.0MeV

市原 晃; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.980 - 982, 2003/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.81(Nuclear Science & Technology)

高速炉の冷却材の候補として、Pb-Bi合金が研究されている。$$^{209}$$Biの中性子捕獲による$$^{210}$$Bi生成の断面積を、中性子入射エネルギー200keV$$leq$$En$$leq$$3.0MeVの範囲内で、Hauser-Feshbach統計模型計算により評価した。さらに、基底状態($$^{210g}$$Bi)と準安定状態($$^{210m}$$Bi)の$$^{210}$$Bi生成比を、$$gamma$$線カスケード計算により見積もった。統計模型計算にはKoning-Delarocheの光学ポテンシャルと、核の殻効果を考慮したMengoni-Nakajimaのレベル密度関数を用いた。計算で得られた$$^{210}$$Bi生成断面積及び$$^{210m}$$Bi/$$^{210g}$$Bi分岐比は、最新の実験結果を定量的に再現した。そして今回の評価で、核データライブラリー(JENDL-3.3)とその特殊目的ファイル(JENDL/A-96)間で$$^{210}$$Bi生成断面積が異なっていた問題を解決した。

報告書

Neutron data evaluation of $$^{238}$$U

V.M.Maslov*; Y.V.Porodzinskij*; 長谷川 明; 柴田 恵一

JAERI-Research 98-040, 64 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-040.pdf:2.45MB

$$^{238}$$Uの中性子核データの評価を共鳴領域より上のエネルギー範囲で行った。評価には、Hauser-Feshbach-Moldauer理論、チャンネル結合模型及び二山核分裂障壁模型等による理論計算が用いられた。非弾性散乱の直接過程成分の計算には、soft-rotator及びrigid-rotator模型が用いられている。全断面積、弾性・非弾性散乱断面積、中性子捕獲断面積、(n,2n),(n,3n),(n,4n)反応断面積、核分裂断面積及び放出中性子スペクトルの評価値が得られた。

論文

Radiochemical determination of neutron capture cross sections of $$^{241}$$Am

篠原 伸夫; 初川 雄一; 畑 健太郎; 河野 信昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(7), p.613 - 621, 1997/07

 被引用回数:28 パーセンタイル:10.38(Nuclear Science & Technology)

高純度$$^{241}$$Amターゲットを調製し、JMTRを用いて中性子照射を行い、放射化学的手法により$$^{241}$$Amの中性子捕獲断面積を測定した。まずカドミウム比法により熱中性子断面積と共鳴積分を決定するために、2つのターゲットのうち一方をカドミウム容器に入れ、中性子束モニターのコバルト並びに金の金属線とともに照射した。ガンマ線スペクトロメトリーにより中性子束を、アルファ線スペクトロメトリーにより$$^{242m}$$Am及び$$^{242g}$$Amの生成量を測定して断面積を求めた。得られた値はこれまでの評価値より8-31%大きく、また核異性体比は評価値に一致した。

論文

Chemical and isotopic characteristics of a neptunium sample for nuclear data measurements

篠原 伸夫; 河野 信昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(4), p.398 - 401, 1997/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.93(Nuclear Science & Technology)

$$^{237}$$Npの正確な核データを測定する目的で、放射化学的手法を用いてネプツニウム試料の化学的並びに同位体純度を分析した。試料中には不純物として少量のプルトニウム、アメリシウム及びキュリウムが含まれていることがわかった。イオン交換法によりこれら不純物からネプツニウムを化学分離したのち、$$alpha$$線スペクトロメトリによりネプツニウムの同位体組成を測定した。得られた$$^{236}$$Np/$$^{237}$$Npの原子数比は5.5$$times$$10$$^{-8}$$であった。ここで$$^{236}$$Npは、$$^{237}$$Npの製造過程において$$^{237}$$Np(n,2n)$$^{236}$$Np反応によって生成する副産物である。本試料中に含まれる$$^{236}$$Npは、$$^{237}$$Npの核データの測定実験には影響しないことがわかった。

論文

Measurements of thermal neutron capture cross sections and resonance integrals of long-lived fission product nuclei

加藤 敏郎*; 緒方 良至*; 原田 秀郎*; 中村 詔司*; 関根 俊明; 初川 雄一

Global 1995,Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, 2, p.1552 - 1559, 1995/00

長寿命の核分裂生成物の消滅に関する基礎データとして、著者らがこれまでに行った中性子捕獲断面積測定実験の方法と結果をまとめた。対象核種は$$^{137}$$Cs、$$^{90}$$Sr、$$^{99}$$Tc、$$^{129}$$Iである。放射化学的方法によってターゲット核種及び生成核種の原子数を求め、断面積を決定した。原子炉中性子照射では、ターゲットをカドミウム箔でカバーした場合と、しない場合の両方を行い、熱中性子断面積と共鳴積分を求めた。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.21(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

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