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石川 法人; 福田 将眞; 中嶋 徹; 小河 浩晃; 藤村 由希; 田口 富嗣*
Materials, 17(3), p.547_1 - 547_21, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Chemistry, Physical)340-MeV Auイオンビームを照射した天然ジルコニアにおいて形成されたイオントラックとナノヒロックを透過型電子顕微鏡で微細観察した。ナノヒロックの寸法が10nm程度であり、局所溶融した領域の寸法と同程度であることが分かった。したがって、一旦溶融した結果としてイオントラックとナノヒロックが形成されたことが分かる。次に、イオントラックを観察すると長方形の断面形状をしており、かつ結晶構造が大きく溶融前と変化していないことが分かった。したがって、他のセラミックスと異なり、ジルコニアにおいては、局所溶融後に、結晶構造を反映した異方的な再結晶化が起きていることが強く示唆される。一方で、イオントラックの中心部には、飛跡に沿った低密度のコア領域が形成されており、イオンビームが入射した表面への物質移動により物質欠損が形成されていることも判明した。物質欠損を伴う条件では再結晶化が不十分となり、飛跡のごく近くでは低密度コア領域が形成されていると説明できる。
横山 賢治; 石川 眞*
Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。
nanocubes via precise solvothermal crystal growth and their anomalous surface compositional reconstruction中島 光一*; 小名木 海飛*; 小林 芳男*; 石垣 徹*; 石川 喜久*; 米田 安宏; Yin, S.*; 垣花 眞人*; 関野 徹*
ACS Omega (Internet), 6(14), p.9410 - 9425, 2021/04
被引用回数：9 パーセンタイル：59.91(Chemistry, Multidisciplinary)チタン酸バリウムナノキューブを水熱合成法によって合成することに成功した。ナノキューブを走査型電子顕微鏡、パルス中性子、大型放射光を用いて詳細に調べたところ、表面に酸化チタンの再構成層が形成されていることを見出した。
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*
Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02
被引用回数：18 パーセンタイル：83.61(Multidisciplinary Sciences)福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。
杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*
Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02
被引用回数：66 パーセンタイル：98.06(Physics, Nuclear)CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種(
U, 
U, 
Pu, 
Fe, 
O, 
H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Kahler, A. C.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Pigni, M.*; Dunn, M.*; Leal, L.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 146, p.02001_1 - 02001_9, 2017/09
被引用回数：6 パーセンタイル：95.25(Nuclear Science & Technology)CIELO共同研究では中性子断面積データの改善及びこれまでの評価で見られた断面積の不一致を解決することを目的として、原子力の臨界性に大きな影響を与える5核種(O, Fe, 
U, Pu)の中性子断面積を評価している。この国際パイロットプロジェクトでは、経済協力開発機構・原子力機関・核データ評価国際協力ワーキングパーティに設置されたサブグループ40の下でIAEAからのサポートを受けて、実験並びに理論的な研究を活発に実施している。これらの研究を通じて測定データを精度よく反映し、さらに臨界性に関する積分テストで良い結果を示す新しい評価済ライブラリを開発している。
Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞
NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05
For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05
As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.
大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦
Annals of Nuclear Energy, 81, p.117 - 124, 2015/07
被引用回数：6 パーセンタイル：45.92(Nuclear Science & Technology)燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例として
CmとPuが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。
横山 賢治; 石川 眞
Nuclear Data Sheets, 123, p.97 - 103, 2015/01
被引用回数：10 パーセンタイル：58.15(Physics, Nuclear)日本の高速炉解析と設計における共分散データの利用の現状について紹介する。臨界実験データや実機運転データのような積分データを採用して、炉心設計値の精度を向上させるために、ベイズの定理に基づく炉定数調整法を利用している。JENDL-4.0の公開後、新しい調整炉定数セットADJ2010の開発プロジェクトを開始し、2013年に完成させた。本論文では、ADJ2010の最終結果を簡潔に述べる。また、ADJ2010の結果について、核データ共分散の利用と影響の観点から議論する。このために、「動きやすさ」、「調整駆動力」、「調整潜在力」という3つの指標を新しく導入する。
横山 賢治; 石川 眞
Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.350 - 362, 2014/11
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)燃焼反応度係数の炉物理ベンチマーク問題を提供するために、1970年代の高速実験炉「常陽」MK-Iの定格出力運転中に取得された過剰反応度と積算熱出力の関係に関する実験データを評価・解析した。MK-Iの定格出力運転後に得られた知見や最新の炉物理解析手法による解析を活用することで、考えられ得るすべての不確かさの要因を評価・定量化した。一方で、この評価データは広く利用されることを期待して、国際炉物理ベンチマーク実験プロジェクト(IRPhEP)に登録された。この論文では、燃焼反応度係数のノミナル値及び主要な誤差要因である測定技術の不確かさに焦点を絞って説明する。
石川 眞; 池上 哲雄*; 三田 敏男*
Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.335 - 349, 2014/11
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)OECD/NEAの国際炉物理ベンチマークプロジェクト(IRPhEP)の一環として、日米の共同研究として実施されたJUPITER計画の中から、9つのZPPR実験炉心が大型高速増殖炉物理を研究するためのベンチマークとして整備された。これらのベンチマーク炉心は、均質炉心及び非均質炉心、クリーン炉心及び工学模擬炉心、600-1,000MWe級の種々の炉心サイズ、様々な炉心核特性を含む非常に広範なものとなっている。最近、詳細な実験情報をオリジナル実験記録から新たに発掘して、これらを詳細に検討することにより、正確なベンチマークモデルと定量的な実験誤差評価を確立することに成功した。整備されたベンチマークは、ZPPR実験の重要な炉物理特性の本質を維持しながら、ベンチマークのユーザーが利用しやすいように、非均質セルモデル, 3次元炉心構造などについて不必要な煩雑さを避けている。さらに、このベンチマークでは、ZPPR実験炉心のas-built情報を完全な形で電子情報として含んでいるので、ユーザーが新たなベンチマークモデルを構築することも可能である。これらのZPPRベンチマークを最新手法で解析した結果、これらは炉物理解析手法の改良と核データの検証に有効であることが分かった。
福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦
Nuclear Data Sheets, 118, p.405 - 409, 2014/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Physics, Nuclear)Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the 
values of Na and 
Cr.
H, O, Fe, U, and PuChadwick, M. B.*; Dupont, E.*; Bauge, E.*; Blokhin, A.*; Bouland, O.*; Brown, D. A.*; Capote, R.*; Carlson, A. D.*; Danon, Y.*; De Saint Jean, C.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 118, p.1 - 25, 2014/04
被引用回数：107 パーセンタイル：98.48(Physics, Nuclear)CIELO(Collaborative International Evaluated Library Organization)は核反応データの評価作業を国際協力により実施するためのワーキンググループである。CIELOでは国際的な核データコミュニティから専門家を集め、既存の評価済ライブラリや測定データ、モデル計算の間にある矛盾を明らかにし、その原因を取り除き、より信頼性の高いデータを開発することを目的としている。最初の取り組みとして、最重要核種であるH, O, Fe, U, Puを対象とする予定である。この論文ではこれらの最重要核種の評価済データ及び積分結果をレビューし、評価間の矛盾を調査する。また、この枠組みで実施する核データ評価に関する作業計画をまとめている。
久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.
JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB
本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。
大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦
JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02
JAEA-Data-Code-2013-019.pdf:13.33MBJAEA-Data-Code-2013-019-appendix-(CD-ROM).zip:114.27MB
過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO
燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。
Cm production in spent fuel of light water reactor by using burnup sensitivity analysis大泉 昭人; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦
JAEA-Conf 2013-002, p.59 - 64, 2013/10
The uncertainty evaluation for the minor-actinide production is important to assure the reliability of the basic database of heat generation and radioactivity from reactor spent fuel. To identify the cross-section improvement priority for nuclide, reaction and energy range, the present paper describes the evaluation methodology for effective uncertainty reduction of target nuclide production by using the burnup sensitivity coefficients and the covariance of nuclear data. As a typical instance, the Cm production is focused on. The objects of uncertainty analysis are MOX and UO of a pressurized water reactor, so that we can clarify the difference of the uncertainties between them. From the result, it is found that the nuclides near Cm on the burnup chain such as 
Am and 
Pu are important to produce Cm in both fuel types. In addition, it is confirmed the priority of Am, Pu and 
Pu is higher than U and Pu. Finally, the accuracy improvement of Am capture in the thermal and resonance regions should take a higher-priority than in the fast region.
