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論文

Monte Carlo and experimental assessment of the optimal geometry of the source and collimator for a table-top NRTA system for small nuclear material measurement

Guembou Shouop, C. J.; 土屋 晴文

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170189_1 - 170189_14, 2025/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.60(Instruments & Instrumentation)

The development of a compact mobile neutron resonance transmission analysis (NRTA) instrument is in progress for measuring nuclear materials in the field of nuclear nonproliferation and nuclear security. The present paper focuses on research/developments on designing the source, moderators and shielding for the table-top NRTA system utilising a $$^{252}$$Cf spontaneous neutron. To this end, three source configurations were assessed using Monte Carlo (MC) simulations-based Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) by evaluating each configuration's neutron/gamma fluxes. Experimental validation of the MC simulation was conducted using an EJ270 plastic scintillation detector, a $$10^4$$ Bq $$^{252}$$Cf source, and a thin In sample. The Monte Carlo simulations and experimental results confirmed that an optimal configuration for the table-top NRTA system involves sandwiching the $$^{252}$$Cf source between the polyethylene (PE) moderator (PE closer to the detector) and the W reflector. Furthermore, the MC simulations showed that resonance dips from NatU and Pu (energy lines of 1.06 and 2.60 eV of $$^{240}$$Pu and 0.30 eV of $$^{239}$$Pu) can be observed in the Time-of-Flight spectra obtained using the table-top NRTA system with an appropriate collimator for a small pellet sample. The preliminary experimental results with a 2 mm thick In sample displayed the 1.46 eV resonance dip of $$^{115}$$In, showing that the table-top NRTA system using a $$^{252}$$Cf neutron source can measure TOF spectra and observe dips caused by low energy resonances in a sample. These findings suggest the system is well-suited for measuring small pellet samples of Pu and U.

論文

レーザー駆動中性子源を用いた非破壊分析技術の開発

小泉 光生; 伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 有川 安信*; 安部 勇輝*; Wei, T.*; 余語 覚文*; et al.

第45回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2024/11

Neutron resonance transmission analysis (NRTA) is a non-destructive method applicable for measuring nuclear material using a time-of-flight (TOF) technique with a pulsed neutron source. To realize a high resolution compact NRTA system, use of a short-pulsed neutron source is essential. Laser-driven neutron sources (LDNSs) are well-suit for generating such neutron beams due to their short pulse width. The advances in laser technology will further reduce the system's size and improve practicality. In this study, we demonstrate the measurement of a neutron transmission TOF spectrum of a sample containing indium and silver using the LDNS of the Osaka University. The obtained spectrum was analyzed using the least-square nuclear-resonance fitting program, REFIT, showcasing for the first time the potential of an LDNS for nondestructive areal-density material characterization.

論文

Demonstration of shape analysis of neutron resonance transmission spectrum measured with a laser-driven neutron source

小泉 光生; 伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 有川 安信*; 安部 勇輝*; Lan, Z.*; Wei, T.*; et al.

Scientific Reports (Internet), 14, p.21916_1 - 21916_9, 2024/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:64.46(Multidisciplinary Sciences)

Laser-driven neutron sources (LDNSs) can generate strong short-pulse neutron beams, which are valuable for scientific studies and engineering applications. Neutron resonance transmission analysis (NRTA) is a nondestructive technique used for determining the areal density of each nuclide in a material sample using pulsed thermal and epithermal neutrons. Herein, we report the first successful NRTA performed using an LDNS driven by the Laser for Fast Ignition Experiment at the Institute of Laser Engineering, Osaka University. The key challenge was achieving a well-resolved resonance transmission spectrum for material analysis using an LDNS with a limited number of laser shots in the presence of strong background noise. We addressed this by employing a time-gated $$^{6}$$Li-glass scintillation neutron detector to measure the transmission spectra, reducing the impact of electromagnetic noise and neutron and gamma-ray flashes. Output waveforms were recorded for each laser shot and analyzed offline using a counting method. This approach yielded a spectrum with distinct resonances, which were attributed to $$^{115}$$In and $$^{109}$$Ag, as confirmed through neutron transmission simulation. The spectrum was analyzed using the least-square nuclear-resonance fitting program, REFIT, demonstrating the possibility of using an LDNS for nondestructive areal-density material characterization.

報告書

中性子共鳴イメージング解析コードRAIMマニュアル

長谷美 宏幸; 甲斐 哲也

JAEA-Testing 2024-001, 39 Pages, 2024/08

JAEA-Testing-2024-001.pdf:1.4MB

RAIM (Resonance Analysis code for neutron IMaging)は大強度陽子加速器施設J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)などのパルス中性子源で測定した共鳴吸収スペクトルを解析し、試料の原子核の密度や温度などの情報を求める解析コードである。RAIMは中性子のパルス関数と断面積データをもとにした共鳴吸収関数の畳み込み計算によりパルス中性子源で測定される共鳴吸収スペクトルを再現し、測定で得られた共鳴吸収スペクトルデータに対してフィッティングを行うことで、試料に含まれる特定の元素の密度や温度を求めることができる。また、RAIMは計算設定のパラメータを極力少なくすることや、2次元検出器で測定した数多くのスペクトルを一括で処理するスクリプトを用意するなど、共鳴イメージングデータを容易に解析することを念頭に開発されている。本書はRAIMの計算機へのインストール方法および共鳴吸収スペクトルのシミュレーションと測定データへのフィッティング方法について説明するマニュアルである。

論文

Single-shot laser-driven neutron resonance spectroscopy for temperature profiling

Lan, Z.*; 有川 安信*; Mirfayzi, S. R.*; Morace, A.*; 早川 岳人*; 佐藤 博隆*; 加美山 隆*; Wei, T.*; 巽 湧太*; 小泉 光生; et al.

Nature Communications (Internet), 15, p.5365_1 - 5365_7, 2024/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:75.95(Multidisciplinary Sciences)

The temperature measurement of material inside of an object is one of the key technologies for control of dynamical processes. For this purpose, various techniques such as laser-based thermography and phase-contrast imaging thermography have been studied. However, it is, in principle, impossible to measure the temperature of an element inside of an object using these techniques. One of the possible solutions is measurements of Doppler brooding effect in neutron resonance absorption (NRA). Here we present a method to measure the temperature of an element or an isotope inside of an object using NRA with a single neutron pulse of approximately 100 ns width provided from a high-power laser. We demonstrate temperature measurements of a tantalum (Ta) metallic foil heated from the room temperature up to 617 K. Although the neutron energy resolution is fluctuated from shot to shot, we obtain the temperature dependence of resonance Doppler broadening using a reference of a silver (Ag) foil kept to the room temperature. A free gas model well reproduces the results. This method enables element(isotope)-sensitive thermometry to detect the instantaneous temperature rise in dynamical processes.

論文

Measurements of capture cross-section of $$^{93}$$Nb by activation method and half-life of $$^{94}$$Nb by mass analysis

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:3 パーセンタイル:59.85(Nuclear Science & Technology)

廃止措置の対象核種の中から$$^{93}$$Nbについて、熱中性子捕獲断面積($$sigma$$$$_{0}$$)および共鳴積分(I$$_{0}$$)を放射化法により測定した。また、$$^{94}$$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25$$mu$$m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$$^{182}$$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。$$gamma$$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、$$sigma$$$$_{0}$$およびI$$_{0}$$を、それぞれ1.11$$pm$$0.04barnおよび10.5$$pm$$0.6barnと導出することができた。$$gamma$$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。$$gamma$$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、$$^{94}$$Nbの半減期を、(2.00$$pm$$0.15)$$times$$10$$^{4}$$年と導出することができた。

論文

Neutron resonance fission neutron analysis for nondestructive fissile material assay

弘中 浩太; Lee, J.; 小泉 光生; 伊藤 史哲*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1054, p.168467_1 - 168467_5, 2023/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:71.02(Instruments & Instrumentation)

We propose neutron resonance fission neutron analysis (NRFNA), an active nondestructive assay (NDA) technique, to improve the capability to identify and quantify a small amount of fissile material in a sample. NRFNA uses pulsed neutrons to induce fission reactions in the sample. Fission neutrons are detected by a neutron-gamma pulse shape discrimination (PSD) scintillation detector with time-of-flight (TOF) technique. The obtained nuclide-specific resonance peaks in the neutron energy spectrum provide information to identify and quantify a fissile material in the sample. The possibility of using PSD for NRFNA was confirmed through a test experiment using a natural uranium sample. We successfully observed the resonance peaks from $$^{235}$$U(n,f) reaction and showed that NRFNA would be useful for measuring a small amount of fissile material in a sample.

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se(n,$$gamma$$) cross section up to 200 keV at the n_TOF facility at CERN

Sosnin, N. V.*; 原田 秀郎; 木村 敦; 他128名*

Physical Review C, 107(6), p.065805_1 - 065805_9, 2023/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.07(Physics, Nuclear)

The $$^{77}$$Se(n,$$gamma$$) reaction is of importance for $$^{77}$$Se abundance during the slow neutron capture process in massive stars. We have performed a new measurement of the $$^{77}$$Se radiative neutron capture cross section at the Neutron Time-of-Flight facility at CERN. Resonance capture kernels were derived up to 51 keV and cross sections up to 200 keV. Maxwellian-averaged cross sections were calculated for stellar temperatures between kT = 5 keV and kT = 100 keV, with uncertainties between 4.2% and 5.7%. Our results lead to substantial decreases of 14% and 19% in $$^{77}$$Se abundances produced through the slow neutron capture process in selected stellar models, compared to using previous recommendation of the cross section.

論文

Experimental analysis on dynamics of liquid molecules adjacent to particles in nanofluids

橋本 俊輔*; 中島 健次; 菊地 龍弥*; 蒲沢 和也*; 柴田 薫; 山田 武*

Journal of Molecular Liquids, 342, p.117580_1 - 117580_8, 2021/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:23.35(Chemistry, Physical)

エチレングリコール水溶液中に二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)ナノ粒子を分散したナノ流体の準弾性中性子散乱測定(QENS)およびパルス磁場勾配核磁気共鳴分析(PFGNMR)を行った。研究目的は、このナノ流体の熱伝導率が理論値を超えて増加するメカニズムを解明することだった。得られた実験結果は、SiO$$_{2}$$ナノ粒子の周りの液体分子の運動が非常に制限されているため、SiO$$_{2}$$ナノ粒子の添加により、エチレングリコール水溶液中の液体分子の自己拡散係数が低下していることを示す。そして温度一定の条件で、SiO$$_{2}$$ナノ流体中で、液体分子の自己拡散係数が減少するにつれて、熱伝導率が増加した。

論文

Bias effects on g- and s-factors in Westcott convention

原田 秀郎

Applied Sciences (Internet), 11(14), p.6558_1 - 6558_20, 2021/07

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

中性子放射化分析と中性子捕獲断面積の精度向上のために、Westcott記法のg因子とs因子のバイアス効果について検討した。バイアス要因として、接合関数形状,中性子温度,試料温度を調べた。2つの1/v則に従う同位体($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co)と6つの非1/v同位体($$^{241}$$Am, $$^{151}$$ Eu, $$^{103}$$Rh, $$^{115}$$In, $$^{177}$$Hf, $$^{226}$$Ra)について、定量的な計算を行った。詳細なモンテカルロ シミュレーションによって推定された最新の接合関数で計算したs因子を、Westcottによる従来の接合関数で計算したs因子と比較した。この結果、サンプル温度によって誘発されるバイアスは、g因子の場合で0.1%のオーダー、s因子の場合で1%のオーダーと小さいことを示した。一方、接合関数の形状の差に起因するs因子のバイアスは、同位体と中性子温度の両方に大きく依存することを示した。この結果、反応率にも大きな影響が生じることも示した。この効果を明示するため、熱外中性子インデックスr=0.1の場合に、検討した8種類すべての同位体について、反応率に生じるバイアスを定量的に与えた。

論文

Thermal-neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am and $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.259 - 277, 2021/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.20(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。先ず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。照射した$$^{243}$$Am試料量、生成された$$^{rm 244g}$$Amと$$^{rm 244m+g}$$Amの収量、及び中性子束の情報から$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Amと$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am反応の熱中性子捕獲断面積、および共鳴積分を導出することができた。

論文

A New convention for the epithermal neutron spectrum for improving accuracy of resonance integrals

原田 秀郎; 高山 直毅; 米田 政夫

Journal of Physics Communications, 4(8), p.085004_1 - 085004_17, 2020/08

原子炉を用いた放射化分析などで重要な中性子共鳴積分値を高精度化するため、熱外中性子スペクトルの新しい近似を定式化した。近似式の導出に当たっては、はじめにモンテカルロ計算コードMVP-3を用いて参照解となる中性子スペクトルを計算し、これから 型の関数型を導出した。従来の近似式に比較し、導出した関数型は、中性子共鳴積分値を高精度に決定できることを示した。この検討は、過去にJRR-3で行われた$$^{135}$$Csの中性子共鳴積分値の測定データに基づき行われた。また、提唱した近似式に導入したパラメータ$$alpha$$及び$$beta$$を実験的に決定するため、3種類のフラックスモニター($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co及び$$^{94}$$Zr)を用いる手法を提唱するとともに、解析手法を定式化した。

論文

Measurement for thermal neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am, $$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2019, P. 132, 2020/08

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。まず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。$$^{rm 244g}$$Am生成、及び$$^{rm 244m+g}$$Am生成の熱中性子捕獲断面積、及び共鳴積分を測定した。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of cesium-135 by applying mass spectrometry

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 岩本 修; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.69(Nuclear Science & Technology)

$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、$$^{137}$$Cs標準溶液に不純物として含まれている$$^{135}$$Csを利用した。$$^{137}$$Cs溶液中の$$^{135}$$Csを定量するために、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析した$$^{137}$$Cs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。$$sigma_{0}$$を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。$$^{137}$$Cs, $$^{136}$$Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれ8.57$$pm$$0.25barn及び45.3$$pm$$3.2barnと導出した。今回得られた$$sigma_{0}$$は、過去の測定値8.3$$pm$$0.3barnと誤差の範囲で一致した。

論文

Non-destructive analysis of samples with a complex geometry by NRTA

Ma, F.; Kopecky, S.*; Alaerts, G.*; 原田 秀郎; Heyse, J.*; 北谷 文人; Noguere, G.*; Paradela, C.*; $v{S}$alamon, L.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 35(3), p.478 - 488, 2020/03

AA2019-0356.pdf:2.54MB

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.22(Chemistry, Analytical)

The use of Neutron Resonance Transmission Analysis to characterize homogeneous samples not fulfilling good transmission geometry conditions is discussed. Analytical expressions for such samples have been derived and implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They were validated by experiments at the time-of-flight facility GELINA using a set of metallic natural copper samples. The expressions were used to derive sample characteristics by a least squares adjustment to experimental transmission data. In addition, the resonance parameters of Cu for energies below 6 keV, which are reported in the literature and recommended in evaluated data libraries, were verified. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

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

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.85(Nuclear Science & Technology)

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

Development of active non-destructive analysis technologies for nuclear nonproliferation and security of JAEA

小泉 光生

Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.260 - 267, 2019/05

The Japan atomic energy agency (JAEA) is developing active non-destructive analysis (NDA) technologies for nuclear nonproliferation and security under the support of the subsidiary of for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Japanese government MEXT. One of the programs is "development of active neutron NDA techniques", in which four techniques are developed: i.e., Differential Die Away Analysis (DDA), Delayed Gamma-ray Analysis (DGA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). These techniques are used to complement each other. They would be useful for nuclear material accountancy, applicable to both low- and high-level radioactive nuclear materials (NMs), and for nuclear security purposes such as detection of NM and explosive materials. Another program is development of nuclear resonance fluorescence (NRF) technique for detection of NM hidden in a shield. This technique utilizes quasi monochromatic gamma-rays produced by laser Compton scattering (LCS) to irradiate a suspicious sample and observe NRF gamma-rays from that. Demonstration experiment of this technique will be performed soon. In this paper, the development projects are overviewed.

論文

Study on neutron beam pulse width dependence in the nuclear fuel measurement by the neutron resonance transmission analysis

北谷 文人; 土屋 晴文; 藤 暢輔; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 中島 健*

KURRI Progress Report 2017, P. 99, 2018/08

As a non-destructive analytical technique for nuclear material in the field of nuclear security and nuclear nonproliferation, a neutron resonance transmission analysis (NRTA) attracts attention of researchers. It is important to downsize a NRTA system when it is deployed at various facilities. For this aim, we have developed a compact NRTA system which utilizes a D-T neutron generator. Its pulse width of 10$$mu$$s is much longer than that of a large electron beam accelerator. It is necessary to understand the influence of pulse widths on the NRTA measurement. Therefore, we conducted the experiments of the simulated nuclear fuel pin samples to evaluate how the NRTA measurement is influenced by the pulse width of neutron beam. Experiments were performed in Kyoto University. The simulated fuel pellet sample was made from metallic powders of Ag (around 1%) and Al (around 99%). The energy of the irradiation neutron is determined by a Time of Flight technique. We used three pulse widths of the neutron beam of 0.1, 1 and 4 $$mu$$s. A resonance dip of $$^{108}$$Ag at 5.19 eV is observed in the all spectra. And the dip of the TOF spectrum shifts towards low energy, with pulse width changed to a longer one. In this work, we confirmed that neutron pulse width affected the NRTA measurement of the fuel pin sample. On the basis of this work, we will be able to quantify the effects of long-pulse width in a resonance analysis.

論文

Neutron resonance transmission analysis for measurement of nuclear materials in nuclear fuel

土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔; Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2018/07

In fields of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed in order to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels. Among those techniques, active NDA ones would be preferable to passive ones. One candidate of active NDA techniques is neutron resonance transmission analysis (NRTA). In fact, experiments done at GELINA have shown that NRTA has high potential enough to quantify SNMs in complex materials. Currently, such a NRTA system requires a large electron accelerator facility to generate intense neutron sources. In other words, it is very difficult to perform NRTA at various facilities that need to measure SNMs. Thus, downsizing a NRTA system would be one solution of its difficulty. In order to realize a compact NRTA system, we develop a prototype with a D-T neutron generator that has a pulse width of 10 $$mu$$s. For this aim, numerical calculations to optimize the compact NRTA system were done. In addition, NRTA measurements with simulated fuel pins were made at neutron time-of-flight facilities such as GELINA. In this presentation, we present results of the numerical calculations and the experimental results. On the basis of those results we discuss a future prospect of a compact NRTA system that would be applicable to SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Evaluation of neutron resonance parameters for Zr isotopes

市原 晃

JAEA-Conf 2017-001, p.103 - 108, 2018/01

核データ研究グループでは、中期計画として汎用評価済核データライブラリーJENDL-4.0改訂のための活動に取り組んでいる。ジルコニウム(Zr)は原子炉構造材として重要であり、燃料被覆管にはジルコニウム合金が使用されている。また、$$^{93}$$Zrは半減期が100万年を超える長寿命核分裂生成物である。原子力技術向上のため、信頼できるZr同位体の中性子核データは不可欠である。現在、JENDL-4.0評価後に公開された実験データを用いてZr同位体の共鳴パラメーターを再評価している。$$^{93}$$Zrに対しては、J-PARC/MLF/ANRRIの測定値との一致を改善するため、負の共鳴を削除した。天然のZr同位体の共鳴パラメーターについては、CERNのn-TOF施設の実験結果を参照して修正していく。

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