Two series of measurements were performed in the JSI TRIGA research reactor in 2014 and 2017 to validate the 55Mn(n,γ)56Mn cross-sections and experimentally investigate the relationship between the 55Mn(n,γ)56Mn reaction and the rate of tritium production through the 6Li(n,t)4He reaction. Indeed, previously observed similarities between the sensitivity profiles of the neutron reaction of tritium production on lithium, 6Li(n,t)4He, and those of the 55Mn(n,γ)56Mn reaction in tritium breeder modules indicated that the latter reaction could be used as an effective monitor of tritium production, at least for short-term monitoring (the half-life of 56Mn being 2.579 h). However, experimental verification, improvements and validation of the 55Mn(n,γ)56Mn cross-sections are needed in order to meet the required accuracy. Foils of certified reference material Al–1%Mn, as well as LiF thermoluminescent detectors and Li2O samples were irradiated, both bare and under cadmium, to study the potential use of the 55Mn(n,γ)56Mn reaction for monitoring tritium production in fusion devices. Additionally, Al–0.1%Au was also irradiated for comparison, the 197Au(n,γ)198Au reaction cross-section being a standard. In order to obtain complementary information for data validation purposes, the irradiations were performed in positions within the JSI TRIGA reactor with different neutron spectra, i.e. in the central channel, the pneumatic tube and the F19 position, both in the outer 'F' ring of the reactor core and in the IC-40 irradiation channel located in the graphite reflector surrounding the reactor core. Bare and cadmium-covered irradiations were needed to subtract the contribution of epithermal neutrons to the 55Mn(n,γ)56Mn reaction. Calculations of the reaction rates were performed using the Monte Carlo code MCNP6.1 with a detailed model of the JSI TRIGA reactor, with the samples, the irradiation capsules and covers being modelled explicitly. The uncertainties involved in the measurements and the calculations were carefully evaluated. The principal objective was to study the energy response and correlations between the 55Mn(n,γ)56Mn reaction in irradiated Al–1%Mn and the 6Li(n,t)4He reaction in irradiated LiF and Li2O. Good consistency between the measured and calculated 55Mn(n,γ)56Mn and 197Au(n,γ)198Au reaction rates, in most cases within the uncertainty bars, was observed.
2014年と2017年にJSI TRIGA研究炉において、55Mn(n,γ)56Mn断面積を検証し、55Mn(n,γ)56Mn反応と6Li(n,t)4He反応によるトリチウム生成速度との関係を実験的に調査するために、2系列の測定が実施された。実際に、トリチウム増殖モジュール内でのリチウム上でのトリチウム生成中性子反応6Li(n,t)4Heの感度プロファイルと55Mn(n,γ)56Mn反応の感度プロファイルとの間に以前に観察された類似性は、後者の反応がトリチウム生成の効果的なモニタとして使用できる可能性があることを示していた（少なくとも短期モニタリングに関しては、56Mnの半減期は2.579 hである）。しかしながら、要求される精度を満たすためには、55Mn(n,γ)56Mn断面積の実験的検証、改善、および妥当性確認が必要である。核融合装置におけるトリチウム生成のモニタリングへの55Mn(n,γ)56Mn反応の潜在的な利用を研究するために、認証標準物質Al–1%Mnの箔、ならびにLiF熱蛍光線量計およびLi2O試料が、裸およびカドミウム遮蔽下の両方で照射された。さらに、比較のためにAl–0.1%Auも照射された。197Au(n,γ)198Au反応断面積は標準である。データ検証目的の補完的情報を得るために、照射はJSI TRIGA炉内の異なる中性子スペクトルを持つ位置、すなわち中央チャンネル、気送管、炉心の外側の「F」リング内のF19位置、および炉心を取り囲む黒鉛反射体内に位置するIC-40照射チャンネルで実施された。熱外中性子の55Mn(n,γ)56Mn反応への寄与を差し引くために、裸およびカドミウム遮蔽照射が必要であった。反応率の計算は、試料、照射カプセルおよびカバーを明示的にモデル化したJSI TRIGA炉の詳細モデルを用いて、モンテカルロコードMCNP6.1により実施された。測定および計算に関わる不確かさは注意深く評価された。主な目的は、照射されたAl–1%Mn中の55Mn(n,γ)56Mn反応と、照射されたLiFおよびLi2O中の6Li(n,t)4He反応との間のエネルギー応答と相関を研究することであった。測定および計算された55Mn(n,γ)56Mnおよび197Au(n,γ)198Au反応率の間には、ほとんどの場合不確かさの範囲内で、良い一致が観察された。