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論文

Neutron capture and total cross-section measurements and resonance parameter analysis of niobium-93 below 400 eV

遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 寺田 和司*; 明午 伸一郎; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.318 - 333, 2022/03

In order to improve the accuracy of the cross-section and the resonance parameters of $$^{93}$$Nb, neutron capture and total cross-sections were measured using the J-PARC MLF ANNRI. The thermal-neutron capture cross-section was deduced as 0.97$$pm$$0.12 b. The resonance parameters of 11 resonances below 400 eV were determined from obtained capture cross-sections and transmission ratios by using the resonance analysis code, REFIT.

論文

Measurement of thick target neutron yield at 180$$^{circ}$$ for a mercury target induced by 3-GeV protons

松田 洋樹; 岩元 大樹; 明午 伸一郎; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 483, p.33 - 40, 2020/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

大強度陽子加速器施設J-PARCにおいて、3GeV陽子入射による水銀標的から180度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを測定した。得られた結果は、粒子輸送計算コードPHITSによる計算結果と明らかな差異が見られ、その傾向はインジウムやニオビウムの放射化箔を用いた反応率実験の結果と一致することがわかった。鉛標的に対するGeV領域陽子入射中性子二重微分断面積の後方角におけるエネルギースペクトルの実験データとPHITSの核反応モデルを比較したところ、この差異は3GeV付近における核反応モデルによる中性子生成あるいは弾性散乱外断面積の記述に起因していることが示唆された。

論文

京大加速器中性子源(KUANS)のためのリエントラントホールを有する減速材の設計

沖田 将一朗; 田崎 誠司*; 安部 豊*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.178 - 184, 2020/09

京都大学加速器中性子源(KUANS)は、現在国内で稼働している小型加速器中性子源の一つであり、分光器や検出器の開発に活用されている。さらにKUANSは、比較的低い中性子発生強度のため、減速材設計に関する実験研究に適した施設でもある。KUANSのビーム強度の増加を図るため、リエントラントホールを有する減速材の核設計を実施し、KUANSを利用して設計の妥当性を確認する実験を行った。PHITSを用いた計算によって、リエントラントホールを有するポリエチレン減速材の核設計を実施し、その減速材から得られるビーム強度を実験的に測定したところ、これまで使われていた直方体形状の減速材を用いた場合の1.9倍のビーム強度が得られた。さらに直方体形状の減速材から得られるビームに対する波長毎のビーム強度比は、波長の長い中性子ほど増加し、最大で3倍程度になった。興味深いことに、減速材にリエントラントホールを設けることにより、長い波長の中性子ほどより効率的に減速材の中から取り出されることがわかった。

論文

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences, 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:95.35

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

論文

Experimental setup and procedure for the measurement of the $$^{7}$$Be(n, $$alpha$$)$$alpha$$ reaction at n_TOF

Cosentino, L.*; Musumarra, A.*; Barbagallo, M.*; Pappalardo, A.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 830, p.197 - 205, 2016/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:89.35(Instruments & Instrumentation)

The newly built second experimental area EAR2 of the n_TOF spallation neutron source at CERN allows to perform (n, charged particles) experiments on short-lived highly radioactive targets. This paper describes a detection apparatus and the experimental procedure for the determination of the cross-section of the $$^{7}$$ Be(n, $$alpha$$) reaction, which represents one of the focal points toward the solution of the cosmological Lithium abundance problem, and whose only measurement, at thermal energy, dates back to 1963. This newly developed setup could likely be useful also to study other challenging reactions requiring the detectors to be installed directly in the neutron beam.

論文

The New vertical neutron beam line at the CERN n_TOF facility design and outlook on the performance

Wei${ss}$, C.*; Chiaveri, E.*; Girod, S.*; Vlachoudis, V.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 799, p.90 - 98, 2015/11

 被引用回数:62 パーセンタイル:99.39(Instruments & Instrumentation)

At the neutron time-of-flight facility n_TOF at CERN a new vertical beam line was constructed in 2014, in order to extend the experimental possibilities at this facility to an even wider range of challenging cross-section measurements of interest in astrophysics, nuclear technology and medical physics. The design of the beamline and the experimental hall was based on FLUKA Monte Carlo simulations, aiming at maximizing the neutron flux, reducing the beam halo and minimizing the background from neutrons interacting with the collimator or back-scattered in the beam dump. The present paper gives an overview on the design of the beam line and the relevant elements and provides an outlook on the expected performance regarding the neutron beam intensity, shape and energy resolution, as well as the neutron and photon backgrounds.

論文

Technique of neutron resonance transmission analysis for active neutron NDA

土屋 晴文; 小泉 光生; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 瀬谷 道夫; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.846 - 851, 2015/08

中性子の共鳴反応を利用した分析手法に、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。本技術を活用してMA混入核燃料に含まれているウランやプルトニウムを検出・定量するアクティブ中性子非破壊分析法を開発している。さらに、本手法をMA混入核燃料のみならず、高放射線場の中にあるさまざまな物質の定量に適用することを目指している。これまで粒子状の燃料デブリへの適用を目的として、われわれが開発してきた中性子共鳴濃度分析法(NRD)で得た知見を本技術開発に活かす。NRTAにより、透過中性子スペクトルの解析を通じてウランやプルトニウムを同定・定量する。本発表では、NRTAの基礎を紹介するとともに、開発するアクティブ中性子を用いた非破壊測定手法の中でのNRTAの役割を説明する。その上で、NRDの開発で得た知見を紹介するとともに、本技術開発の中でのNRTAの今後の検討項目について議論する。

論文

Generalized analysis method for neutron resonance transmission analysis

原田 秀郎; 木村 敦; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; Becker, B.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(6), p.837 - 843, 2015/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:40.75(Nuclear Science & Technology)

Neutron resonance densitometry (NRD) is a non-destructive analysis method, which can be applied to quantify special nuclear materials (SNM) in small particle-like debris of melted fuel that is formed in severe accidents of nuclear reactors such as the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. NRD uses neutron resonance transmission analysis (NRTA) to quantify SNM and neutron resonance capture analysis (NRCA) to identify matrix materials and impurities. In order to generalize NRD for the characterization of arbitrary-shaped thick materials, a generalized method to analyze NRTA data has been developed. The method has been applied on data resulting from transmission through non-uniform thick samples with varying areal density of SNM up to 0.253 at/b ($$approx$$100 g/cm$$^{2}$$). The investigation shows that NRD could be used to quantify SNM in not only uniform samples made of small particle-like debris but also non-uniform samples made of large rock-like debris with high accuracy by utilizing the generalized analysis method for NRTA.

論文

Measurements and analyses of angular neutron flux spectra on liquid nitrogen,liquid oxygen and iron slabs

大山 幸夫; 前川 洋; 小迫 和明*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.337 - 340, 1992/00

核融合炉の固体ブランケット候補材に含まれる主要元素である酸素と、空気の主成分である窒素の核データを検証するためのベンチマーク実験を実施した。内槽(600mm$$phi$$$$times$$200mm)のSUS304製の真空断熱容器に液体酸素又は窒素を入れて実験体系とした。中性子角度束スペクトルは中性子飛行時間法により、50keV~15MeVのエネルギー範囲で測定した。測定した角度は0゜、12.2゜、24.9゜、41.8゜、66.8゜である。実験の解析はモンテカルロコードMCNPにより、JENDL-3とENDF/B-IVの核データを用いて実施した。実験と計算の比較から、JENDL-3の酸素の核データは核融合炉中性子工学の応用に対してかなり満足すべき状態にある。しかし、窒素の核データには問題があることがわかった。

論文

Experiment on angular neutron flux spectra from lead slabs bombarded by D-T neutrons

前川 洋; 大山 幸夫

Fusion Engineering and Design, 18, p.287 - 291, 1991/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:67.1(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。核データを検証するためのベンチマークデータを取得する目的で、鉛平板体系からの中性子角度束スペクトルを中性子飛行時間法で測定した。体系は直径630mm、厚さ50.6、203、405の3種類である。測定した角度は、0、12.2、24.9、41.8、66.8度である。実験結果の解析はモンテカルロコードMCNPとSNコードDOT3.5を用いて行なった。実験結果と計算結果の比較から、JEDL-3はその暫定版に比べて大幅な改善がみられた。5~11MeVのエネルギー領域で両者のスペクトルに差がある。この差を改善するためには核データファイルの非弾性散乱レベルの数の制限を増すか、複数のレベルを合体した疑似的レベルを採用する必要がある。

報告書

Measurements of Angle-Dependent Neutron Spectra from Lithium-Oxide Slab Assemblies by Time-of-Flight Method

大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-M 83-195, 74 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-195.pdf:2.89MB

円筒型酸化リチウム平板体系に15MeV D-T中性子を照射し、体系の表面中心から漏洩してくる中性子の角度依存スペクトルを0.5から15MeVのエネルギ範囲で測定した。円筒平板は2次元体系における多重散乱中性子の角度依存性を調べるために採用した。実験は核融合中性子工学のための核データと核計算法を検証するためにおこない、体系に対する入出力スペクトルの測定結果を図と数値表に編集した。また、実験条件、誤差等についても詳細な議論を行った。中性子スペクトルはNE213を用いた飛行時間法と良く絞ったコリメータ系を通して測定した。測定においては、体系の厚さと漏洩してくる角度をパラメータにした。実験値の全系統的誤差は、中性子束の大きさに対し-2から+6%の範囲であると評価した。

報告書

中性子飛行時間法による減速材体系の熱中性子スペクトルに関する研究

秋濃 藤義

JAERI-M 82-207, 180 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-207.pdf:5.16MB

原子炉の炉心核設計において、炉心の熱中性子スペクトルを正確に把握するには、減速材の熱中性子散乱断面積の適否が主要な要因となる。そこで常温から800$$^{circ}$$Cの高温黒鉛体系、および常温の軽水均質体系および軽水-天然ウラン非均質体系における0$$^{circ}$$方向の角度熱中性子スペクトル測定をLINAC-TOF法で行い、計算との比較から熱中性子散乱モデル(黒鉛に対しYoung-Koppelモデル、軽水に対しHaywoodモデルを採用)の熱中性子スペクトルの記述能力を調べた。また、この熱中性子スペクトルの計算方法を用い黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置(SHE)における臨界質量、実験用可燃性毒物棒および実験用制御棒の反応度価値等の実験解析を行い、計算予測精度を明確にした。これらの実験結果は高温ガス実験炉の核設計の計算精度評価に使用された。

報告書

軽水-天然ウラン非均質板状体系における角度依存熱中性子スペクトルの測定

秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右

JAERI-M 5173, 40 Pages, 1973/02

JAERI-M-5173.pdf:1.18MB

天然ウラン-軽水非均質板状体系における燃料表面、中心および燃料近傍の軽水中の0$$^{circ}$$C方向角度熱中性子スペクトルをLINAC-TOF法で測定し、理論解析を行った。測定と理論解析との比較から次のことが結論された。(1)熱中性子スペク卜ルの理論解析においてSn法のorderはN=8以上の必要があり、散乱核および熱中性子源の非等方性を考慮すれば、6%以内で測定と計算とは一致する。(2)中性子スペクトルの計算において熱中性子源の空間分布は正確に求める必要がある。(3)熱中性子スペクトルにおける測定と計算の不一致が熱中性子群定数にあたえる誤差はその計算モデルの精密度によりことなるが約2%に相当する。(4)実験に用いられた1cm中のリエントラントホールによる中性子場の摂動効果は2次元S$$_{4}$$近似TDCコードによる解析から燃料表面および中心で1~2%程度にとどまることが明らかにされた。

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