Deuteron-induced neutron production reactions on lithium are studied for energies up to 50 MeV. The diffractive breakup and stripping processes, which are the major direct processes, are analyzed using the continuum-discretized coupled-channels (CDCC) method and the Glauber model, respectively. The relative contributions to the Li(d,xn) cross sections are discussed.

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中間エネルギーでのクラスター生成核反応断面積は、核子を点粒子として扱う従来の方法では甚だしく過小評価する。シュレディンガー方程式を分子動力学的に解いて、波動関数と非局所性の寄与について考察した。

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JENDL高エネルギー核データファイルからパイ中間子の生成まで考慮し、3GeVまで適用できるMCNP用ライブラリを作成し、核破砕実験解析に初めて適用した。解析では、PHITSコードにおいて、パイ中間子入射反応と輸送はBertiniモデル等の既存の計算手法を用い、核子について内臓のMCNPコードで、3GeV 以下の全エネルギーを網羅した計算ができるようにした。水銀、タングステン等の厚いターゲットに高エネルギー陽子ビームを入射した核破砕積分実験の解析を行い、その精度を検証した。核データファイルによる計算は、核種生成率分布の実験値と概ね一致すること、いくつかの核種生成では250MeV付近の不連続性により、核種生成率に十数％の影響を与えること等が明らかになった。

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長寿命核分裂生成物(LLFP)の一つで放射性廃棄物の分離変換対象核種であるSe-80について、この中性子捕獲核反応断面積評価のために逆反応であるSe-80の(γ,n)反応断面積の測定を波長可変のγ線源であるLCSγ線を用いてしきい値近傍から16MeV付近までの測定を行った。その結果を詳細に解析し、Se-80の(γ,n)反応断面積を算出した。

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長寿命核分裂生成物Se-79に対するkeV中性子捕獲断面積の理論予測精度向上を目的として，Se安定同位体のkeV中性子捕獲ガンマ線の測定を開始した．今回は，Se-77のkeV中性子捕獲ガンマ線をコンプトン抑止型NaI(Tl)検出器を用いて測定し，波高重み法とAu-197の標準捕獲断面積を用いて捕獲断面積を求めた．また波高スペクトルをアンフォールディングすることによって，捕獲ガンマ線スペクトルを求めた．

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長寿命核分裂生成物Sn-126のkeV中性子捕獲断面積の理論計算予測精度向上を目的としたSn同位体のkeV中性子捕獲反応に関する系統的研究の一環として、Sn-122,124についてkeV中性子捕獲γ線をコンプトン抑止型NaI(Tl)検出器で測定し、捕獲断面積及び捕獲γ線スペクトルを得た。得られた結果を統計模型による理論計算の結果と比較し、計算入力パラメータについて検討した。

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Re-185に研究用原子炉JRR-4の中性子を照射し、Re-186を生成した。Re-186には約50万年の半減期のアイソマーが存在する。このアイソマーへの中性子捕獲反応断面積は計測されていなかった。そこで、アイソマーと基底状態への生成比を測定した。

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放射化法による244Cmの中性子捕獲断面積の測定試験を行った。照射試験を行い、試料のα線及びγ線測定を行った。照射試験の詳細とともに、今後の実験計画を報告する。

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S36+U238反応において、核分裂片の質量数分布を測定した。実験は日本原子力研究開発機構のタンデム加速器施設で行った。クーロン障壁より高いエネルギーの反応では、対称な質量数分布を示したが、サブバリヤーエネルギー領域では非対称な分布を示し、核分裂片は質量数200と74近傍に集中した。クーロン障壁より高い反応エネルギーは、複合核を形成してからの核分裂が主な成分で、サブバリヤ領域では複合核を生成しない核分裂(準核分裂)が支配的であることが分かった。

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中性子捕獲断面積を測定するためには即発ガンマ線基底遷移法が有効であるが、その適用に当たり生成核の高励起準位構造の情報が必要になる。原子力機構研究用原子炉JRR-3において測定した多重即発ガンマ線実験で得られたN-15の再解析（前々回報告）とMg-27の解析の結果を報告する。

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我々の進めている中性子捕獲反応からの多重即発ガンマ線測定を用いた崩壊図構築法の現状について報告する。前回までに、N-14の中性子捕獲反応を用いた原理実証を行い、さらにCl-35の中性子捕獲反応のデータを使用して準位密度に依存する一次元法の限界を明らかにした。その結果、改善のために二次元法を考案し、その原理を示した。今回は、二次元法における対称準位問題の解決法や、シングルスペクトル上のダブレットを分離できることの例を挙げながら開発の進捗情報を示す。

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²³⁸Uの中性子捕獲反応測定実験を行った。4π型Ge検出器を使ってγスペクトルを測定し、TOFにより入射中性子エネルギーを得た。得られたγスペクトルの中性子捕獲共鳴依存について発表する。

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J-PARC MLF BL4 では飛行時間法を用いたマイナーアクチニド（MA）中性子捕獲断面積測定が計画されている。核破砕反応によって放出される中性子スペクトル、測定器の検出効率、装置の構成・配置、使用可能なサンプル量、断面積の推定値などをもとにして、その計数率の予測を行ったのでその結果を報告する。

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Ge及びBGO結晶について、ガンマ線吸収全断面積の測定を5MeVのレーザ逆コンプトン光と高分解能・高エネルギー光子スペクトロメータを用いて実施した。

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¹²Cの高エネルギー核子散乱に対するチャネル結合計算に、完全Thomas型の変形スピン軌道結合ポテンシャルを導入することで、非弾性散乱微分断面積および偏極分解能の実験値との一致が改善できた。

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JENDL-4開発のためにNb-93の理論計算を実施した。JENDL-3.3に登録されている断面積の再現性を確保しつつ、中性子スペクトルの計算値と実験値とのより良い一致を得た。

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汎用評価済核データライブラリーであるJENDL-4のために、核データ評価を行っている。これまでのJENDLには収録されていなかった金の中性子断面積の評価計算を行ったので、その結果を報告する。

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JENDLアクチノイドファイルの開発を行った。アクチノイドファイルはAcからFmまでの79核種に対する、20MeVまでの中性子誘起反応断面積の評価済核データファイルであり、最新の測定データを元に評価を行っている。共鳴パラメータ、断面積、2次中性子スペクトル、核分裂中性子数等のほとんどの評価データについてJENLD-3.3に含まれるアクチノイド核の評価値から大幅な改訂がなされ、17核種が新たに追加された。最終的なアクチノイドファイルの結果について報告する。

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高速炉体系における積分実験データを用いて、アクチノイド領域核の核データを計算する際に用いられる光学模型パラメータ、変形パラメータ等の理論計算パラメータ、及び統計解析で得られた微分核データを調整する手法の検討を行った。

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熱中性子は希土類酸化物の常磁性モーメントにより、散乱されるが、その断面積や角度分布はこれまでの核データファイルには含まれていない。しかし、希土類酸化物は可燃毒物として核燃料に含まれており、炉定数作成の際には、常磁性散乱も考慮すべきと考えられ、その散乱データを既存の理論により計算し、データファイルを作成した。

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アクチノイドにミューオンが付着した際の核分裂確率を求める。ミューオンによる核分裂障壁の変化をMoller等による原子核質量モデルによって求め、それをGNASHでの光入射反応核分裂反応断面積計算に適用する。得られた値をMCNPXコードの一部となるCEMコードに組み込み、ミューオン輸送計算に利用できるようにする。

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低放射化鉄筋コンクリート開発のために、平成19年度に行われた一連の研究発表の概要について発表する。　以下の連番の(38)以降の連続発表のまとめ。

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低放射化コンクリート開発および軽水炉生体遮蔽への適用性評価を目的とし、 2次元解析に基づく放射化放射能評価を行った。放射化評価法としては、JENDL-3.3に基く中性子183群放射化断面積を放射能評価コードORIGEN-79フォーマットに整備し、熱群スペクトルを考慮した高精度の放射能分布評価が出来るようにした。ABWRモデルプラントを対象とした評価を行い、生体遮蔽に石灰岩を骨材とする低放射化材による放射化放射能低減効果を明らかとした。

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APWRモデルプラントを対象として，低放射化コンクリートを炉心周り遮へいコンクリートに使用した場合の放射化量を評価し，低放射化材料の有用性を確認した。

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本プロジェクトでは、低放射化設計法の開発として原子炉施設の廃止措置時等における放射化廃棄物の区分マップシステムを開発した。本システムを使用してＪＰＤＲの放射化廃棄物量の評価を行うと共に生体遮へい体部に低放射化材料を適用した場合の放射性廃棄物の低減の確認を行った。

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低放射化設計法の1つとして中性子吸収物質を入れて熱中性子束を下げる方法がある。前報に引き続き、低放射化コンクリートにB4Cの砂や粉体を添加した場合の？D/Cの変化について詳細に検討した。

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ミニキルンで、白色型低水和熱クリンカを焼成し、セメントを試製した。それを評価した結果、低熱セメントJIS規格をすべて満たすとともに、原料厳選の効果で、低放射化セメントが得られた。

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近年欧米で、炭酸塩骨材を用いたコンクリートで「タウマサイト（トーマス石）」が生成し、構造物を破壊する現象が報告されている。低温条件かつ海水の影響が判明しているが、各種本邦産石灰石を評価した結果、現在のところタウマサイト生成は認められていない。低放射化材料には石灰石を多用する予定であるので、リスク評価を行っている。

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前報ではハイアルミナセメントの流動性や水和熱抑制を目的としてカルシウムアルミネートシリケート系混和材を開発し、圧縮強度や収縮率の結果から化学組成を最適化した。本報では比表面積が異なる低放射化混和材を調製し、流動性や水和熱など物理特性の比較から低放射化混和材の比表面積を最適化した。

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クリアランスレベルを目指した低Co含有鉄筋を製造して、ガス圧接による接合性能を従来材の接合性能と比較した。 低Co鉄筋は、従来材と変わらない接合性能を有しており、従来材同様に使用することが可能である。

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低放射化セメント製造に必要な各種素材における放射化対象元素の含有量に関するデータベースとそれに基づく材料選定システムについて報告する。

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PET施設の自己遮蔽型サイクロトロン下部に、高い性能をもつ多機能低放射化コンクリートを開発し敷設した。金箔による熱中性子束の測定を行い、従来の低放射化コンクリートと今回のボロン化合物を添加したものとを比較検討した。結果は多機能低放射化コンクリートが、有意に性能が高いことが検証された。

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中性子遮蔽用のコンクリートを開発した。同コンクリートの遮蔽性能は、Cf-252で試験した場合、遮蔽性能が普通コンクリートの1.7倍あり、またコンクリートの基本特性は、普通コンクリートと同等以上である。

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3次元sn輸送計算において発生するray effectを低減するため、(x,y,z)座標でpl近似と等価になる様に仮想線源を通常の線源項に付加する方法を、(その1)の検討で実施した。今回の検討においては(r,theta,ｚ）座標におけるpl近似と等価になる様な仮想線源を導出し、ray effectの低減効果を評価した。

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トランスパイア社の3次元SnコードAttilaは形状入力としてCADデータを直接使用することができ、複雑形状の構造でも取扱いが容易である。ITER機構は、核解析の標準コードの一つとしてAttilaコードを採用する計画をもっている。しかし、Attilaコードを用いた計算の妥当性検証はこれまで詳細には行われていない。そこで、原子力機構FNSで実施したDT中性子を用いた核融合中性子工学ベンチマーク実験の解析を通して、Attilaコードの妥当性検証を行った。

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2007年秋の大会で報告した(2)一次元平板体系におけるベンチマーク実験において，今後の課題として挙げていた有機液体シンチレータを用いた中性子スペクトル測定及びHPGe検出器を用いた二次ガンマ線の線量評価について検討を行った。有機液体シンチレータによる測定結果と前回報告したボナーボールを用いた測定結果を比較し，またモンテカルロ解析との比較を行った。遮蔽体内で(n,γ)反応により生成する二次ガンマ線の測定結果とモンテカルロ解析の比較を行った。

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モンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰで，CAD/MCNP自動変換プログラムによる入力を用い，計算加速のための強バイアスを使って計算した場合，結果が大きく過少評価となることがある．この原因は形状入力にあるマイクロエラーによりｌｏｓｔする粒子の取扱いが原因である．この不都合を取り除くためＭＣＮＰプログラムの部分的修正をおこなった．

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粒子・重イオン輸送計算コードPHITSのイベントジェネレータ計算モードは、従来の評価済核データを用いて放出粒子間の物理的相関を衝突イベント毎に推定することを可能にする。これは、放射線の細胞レベルでの影響評価、半導体のソフトエラー評価等における荷電粒子毎の吸着エネルギー分布や高次の物理量の相関を調べるのに重要な機能である。現在、低エネルギー中性子に限定されていた同モードの入射粒子を、低エネルギー荷電粒子に拡張することを試みており、今回、α線入射チャネルに関する改良について報告する。

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重粒子線がん治療においては，物理線量のみならず線質を考慮した生物線量が投与線量の主な評価基準となる。このほど，モンテカルロコード；PHITSを利用して，重粒子線の線質および生物効果の解析を可能とした。当日は，計算結果と実験との比較を通して，計算の精度検証について議論する。

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　10MeVを超えるエネルギーの医療用リニアック施設では、コンクリートのみの遮蔽ではその壁厚が３ｍ近くになる場合もあるため、一般には鉄板をコンクリート壁に挿入し、遮蔽壁厚の低減を図っている。しかしながら、このエネルギー領域では光核反応により特に挿入した遮蔽鉄板から光中性子が生成し、遮蔽厚の低減化が困難であるのが現状である。そこで、実験で検証されたモンテカルロ計算コードMCNP5を用い、遮蔽材料の種類及び配置についてパラメータサーベイを行い、遮蔽厚の最適化を検討した。その結果、１ｍ程度の壁厚で線量限度をクリアできることが明らかとなった。

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現在ITER計画の「幅広いアプローチの」の一環として国際核融合材料照射施設（International Fusion Material Irradiation Facility、IFMIF）が計画されており、これに先行する形でIFMIF-EVEDA(Engineering Validation and Engineering Design Activity)によって9MeV重陽子ビーム加速器が日本に建設されることとなっている。当発表では主にこの加速器のビームダンプ部近傍における遮へい解析及び遮へい構造の最適化について述べる。

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既に公開した重イオン入射による厚いターゲットからの二次中性子スペクトルの系統的な実験データについて，中性子検出器の検出効率を最新の計算コードの結果で改訂し，実験データを再評価した。また，核子当たり400MeVの炭素イオン及び800MeVの珪素イオンビームを利用し，厚い炭素ターゲットからの二次中性子スペクトルデータを新たに取得した。これら全ての実験データを，汎用重イオン輸送コードPHITSによる計算結果と比較した。その結果，PHITSが広いエネルギー領域において，重イオン入射による二次中性子スペクトルを適切に再現可能であることが検証された。

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高エネルギー粒子輸送計算コードの精度検証と放射線照射効果に関する実験的研究を行うことを目的として、国立フェルミ加速器研究所(FNAL)と日本との間で研究協力が結ばれ、FNALにおける120GeV陽子シンクロトロンを用いて、実験が開始された。最初の実験を、FNALのPbarターゲットステーションの反陽子生成ターゲット及びNumi実験施設のニュートリノ生成ターゲットを用いて行った。実験では、放射化法を用いて、ターゲット周囲の遮蔽体における反応率分布を測定すると共に、液体シンチレーション検出器、ボナー球検出器、ホスフィッチ検出器など粒子検出器により予備的な測定も行った。ここでは、その予備的な実験結果について報告する。

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空間分解能が高くリアルタイムの測定が可能な中性子検出器として、光ファイバーを用いた検出器（以下、「光ファイバー検出器」と書く）が開発されてきた。この検出器は、使用する物質を変えることで熱中性子や高速中性子のような異なるエネルギーの中性子の反応率を測定することが可能である。これまでに、熱中性子炉、高速炉及び単色中性子源近傍において、中性子の反応率分布測定を行なってきた。しかし、高速中性子の反応率を測定するには、検出効率が低いという欠点を有する。本研究の目的は、異なるエネルギーの高速中性子に感度を持つ光ファイバー検出器の開発を行なうことである。さらに、検出効率の高い新しい光ファイバー検出器を作成することである。実験は、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)で行なった。検出効率の高い新しい光ファイバーには、蛍光ファイバーを使用し、14MeVの中性子を発生する加速器のターゲット前で行なった。

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BNCT用加速中性子源のための低エネルギー中性子スペクトロメータを設計・製作した。このスペクトロメータは、位置敏感型比例計数管を利用したもので、熱領域から10keV程度までの測定を目指している。本スペクトロメータの設計・製作・信号テストについての概要を紹介する。

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本研究では液体ライトガイドを用いた放射化カウンタの開発を目的としている。液体ライトガイドに中性子反応のしきい値が異なる物質をいくつか組み合わせることで、一つの検出器で同時に複数の異なるエネルギーを持つ中性子についてそれぞれ独立に測定でき、放射化断面積の形状の違いから中性子エネルギー分布や中性子束を算出することが可能となると考えられる。

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中性子場の評価に(n,α)反応で生成する金属He量が用いられている。我々は、化学処理法を利用した金属中He量の絶対計測法開発を行っており、イオン注入で作製したHe含有Cu小片中のHe測定を実施した。

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最近普及してきているFDGを用いたPET装置による早期がん検診では、陽電子放出放射性同位元素(F-18)で標識した薬剤を被検者の体内に注入して検査を行う。その放射能の量は、体重50kgのひとでおよそ350MBq(10mCi弱)に達し、被検者のみならず検査を行う医療スタッフの被曝も懸念されている。この被曝を合理的に減らすには、検査室内の空間線量分布を可視化してリアルタイムで表示することにより、検査室内作業者の注意を喚起することが有効だと考える。そこでプラスチックシンチレーションファイバーを用いた空間線量分布可視化システムの検討を開始した。このシステムでは、シンチレーションファイバーを用いて、FDGから放出される511keV消滅γ線の入射位置をTOF法により測定し、その強度分布をもとに検査室内の線量分布を評価する。極めてシンプルな原理にもとづき、中程度の精度で素早く線量分布を表示できるシステムを開発することが本研究の最終的な目的である。

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ガドリニウム装置型磁気浮上電極電離箱を開発し、中性子（線源：²⁵²Cf）の線量当量率を測定した。 測定の結果、ガドリニウムからのγ線の線量がバックグラウンドとの比較で有意の差として測定できた。

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中性子とγ線を単一の検出器で検出し，かつ両線種による合計の吸収線量を測定する検出器を利用する臨界警報装置を新たに開発した。モンテカルロ計算と実験によりエネルギー依存性及び入射角度依存性を評価した。さらに原子力機構の過渡臨界実験装置TRACYを用いて，溶液系プロセス臨界事故と同様のパルス状放射線に対する応答試験を実施し，警報を適切に発することを確認した。

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