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方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 198(6), p.1215 - 1234, 2024/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体A架台で測定された鉛ビスマスサンプル反応度を用いたデータ同化によって加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の鉛ビスマス非弾性散乱断面積に起因した不確かさを低減できることを実証した。サンプル反応度について、データ同化の式中に現れる実験不確かさと相関を再評価し、結果を明示した。不確かさ評価に用いる感度係数はMCNP6.2で評価し、データ同化はMARBLEを用いて実行した。鉛ビスマスに対してサンプル反応度は感度係数が大きいため、加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の断面積起因不確かさを6.3%から4.8%まで減少させ、本研究で設定した暫定的な目標精度5%を達成できることを示した。さらに、ADJ2017に使用された積分実験データを用いることで、マイナーアクチニドや鉄など他の支配的な核種に起因する不確かさを効果的に低減できることを示した。
Pyeon, C. H.*; 方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 197(11), p.2902 - 2919, 2023/11
被引用回数:1 パーセンタイル:63.33(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速・反射炉心においてアルミ、鉛、ビスマスサンプルとボイドを模擬するアルミスペーサを用いてサンプルおよびボイド反応度実験が行われた。実験値と比較して、JENDL-4.0とMCNP6.2を用いた固有値計算によるサンプル反応度は良い精度で得られた。また、ボイド反応度についてはJENDL-4.0の結果とENDF/B-VII.1の計算結果はともに実験値と比べて良い一致を示した。MCNP6.2/ksenによって得られた感度係数とENDF/B-VII.1に基づくSCALE6.2の共分散データを用いてサンプルおよびボイド反応度の不確かさを定量化し、アルミ、鉛、ビスマスの断面積に起因する不確かさの影響を明らかにした。ボイドを模擬するアルミスペーサを用いた一連の反応度実験解析により、KUCAの固体減速・反射炉心中のボイドを解析する手法を実証した。
Pyeon, C. H.*; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1144 - 1153, 2021/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)で2つの核分裂計数管を用い、Am/Uの核分裂率比を測定した結果、0.0424 0.0019であることが明らかとなった。連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-6.1を用いて本実験の解析モデルを構築し、3つの主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)によるAm/Uの核分裂率比の予測精度を検証した結果、それぞれ、0.930.04, 0.940.04, and 0.930.04であることが明らかとなった。測定結果と計算結果を比較することにより、3つの主要な核データライブラリのAm核分裂断面積データが検証され、KUCAでの以前のマイナーアクチノイド照射実験と同じ精度であることが示された。また、この比較結果は、Am核分裂断面積データの精度の検証に資するAm核分裂率の積分実験を補足するデータとしても有効である。
大泉 昭人; 方野 量太; 児島 亮平; 福島 昌宏; 辻本 和文; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2020, P. 104, 2021/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で局所的に構築した鉛と高濃縮ウランの混合装荷領域において、ウラン-235(U)に対するネプツニウム-237(Np)及びアメリシウム-243(Am)の各核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、Np/U及びAm/Uは、それぞれ0.0480.003及び0.0420.004となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。
Pyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 195(8), p.877 - 889, 2021/08
被引用回数:5 パーセンタイル:63.04(Nuclear Science & Technology)KUCAで測定された鉛(Pb)及びビスマス(Bi)サンプル反応度価値における不確実性について、SCALE6.2/TSARコードを用いて解析し、アルミニウム(Al)を参照サンプルとしてBiサンプルへの置換により測定されたBiサンプル反応度価値において、Al及びBi散乱断面積の影響を数値的に明らかにした。
方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2020, P. 102, 2021/07
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、鉛およびビスマスの核データ検証に資する実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した高濃縮ウラン領域において、鉛およびビスマスについて、ボイドを模擬したアルミスペーサとの置換反応度実験を実施した。その結果、鉛およびビスマスともに解析値が測定値を20pcm程度過大評価する結果となった。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2019, P. 143, 2020/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、局所的に構築した低濃縮ウラン領域において、鉛とビスマスのサンプル反応度価値測定を実施した。その結果、Biの測定値は解析値とよく一致したが、鉛は解析値が測定値を過大評価する結果となった。
大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2019, P. 14, 2020/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で局所的に構築した低濃縮ウラン領域において、ウラン-235(U)に対するアメリシウム-243(Am)の核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、Am/Uは、0.0420.002となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。
方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(2), p.169 - 176, 2020/02
被引用回数:4 パーセンタイル:40.00(Nuclear Science & Technology)加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案し、過去には京都大学臨界集合体(KUCA)においてDT中性子源を用いた検証を行った。本検討では、核破砕中性子源を用いた検証を行い、提案手法が中性子源に対しても頑健にの測定が可能であることを示した。
Pyeon, C. H.*; Talamo, A.*; 福島 昌宏
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(2), p.133 - 135, 2020/02
被引用回数:3 パーセンタイル:96.32(Nuclear Science & Technology)The accelerator-driven system (ADS) had been proposed for producing energy and transmuting minor actinide and long-lived fission products. ADS has attracted worldwide attention in recent years because of its superior safety characteristics and potential for burning plutonium and nuclear waste. At the Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science, Kyoto University, a series of ADS experiments with 14 MeV neutrons was launched in fiscal year 2003 at the Kyoto University Critical Assembly (KUCA). Also, the high-energy neutrons generated by the interaction of 100 MeV protons with tungsten target was injected into the KUCA core on March 2009. The ADS experiments with 100 MeV protons obtained from the FFAG accelerator have been carried out to investigate the neutron characteristics of ADS. This special issue aims at concentrating on experimental analyses for the ADS benchmarks at KUCA on the basis of most recent advances in the development of computational methods, and contributing to academic progress for ADS research field in the future.
方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
Nuclear Science and Engineering, 193(12), p.1394 - 1402, 2019/12
被引用回数:5 パーセンタイル:47.59(Nuclear Science & Technology)加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案してきた。本検討では京都大学臨界集合体(KUCA)において実施されたパルス中性子源実験において測定された中性子計数から線形結合法を用いての実測を行い、従来法と比べて高次モード成分を低減可能であることを実験的に示した。加えて、線形結合法によって基本モード以外のモードの抽出が可能であることも実験的に示した。
Pyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 千葉 豪*; 渡辺 賢一*; 遠藤 知弘*; Van Rooijen, W. G.*; 橋本 憲吾*; 左近 敦士*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(8), p.684 - 689, 2019/08
被引用回数:12 パーセンタイル:79.16(Nuclear Science & Technology)本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した未臨界炉心への高エネルギー中性子の入射による加速器駆動システム(ADS)において、マイナーアクチノイド(MA)の核変換の原理が初めて実証された。本実験は、ネプツニウム237(Np)とアメリシウム241(Am)の核分裂反応と、Npの捕獲反応を確認することを主たる目的とした。NpおよびAmの箔の未臨界照射は、試料(NpまたはAm)と参照として用いるウラン-235(U)のそれぞれの箔からの信号を同時測定可能なback-to-back核分裂計数管を使用し、中性子スペクトルが硬い炉心で行われた。核分裂と捕獲反応の実験結果を通じて、未臨界炉心と100MeVの陽子加速器を組み合わせ、かつ鉛-ビスマスのターゲットを使用したADSによるNpとAmの初の核変換が示された。
大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 千葉 豪*; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2018, P. 38, 2019/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本実験では、核破砕中性子源を用いた未臨界炉心(k=0.998)の体系を京都大学臨界実験装置(KUCA)で構築し、ウラン-235(U)に対するネプツニウム-237(Np)及びアメリシウム-241(Am)の核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、Np/U及びAm /Uは、それぞれ0.0140.002,0.0230.005となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2018, P. 143, 2019/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、鉛とビスマスの混合比を系統的に変化させたサンプル反応度価値測定を実施した。これらのデータは、2013年及び2017年に個別に取得された鉛サンプル及びビスマスサンプル反応度価値の実験データを補完するものあり、今後、系統的な核データ検証に用いられる。
木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06
被引用回数:15 パーセンタイル:85.31(Nuclear Science & Technology)Neutron total and capture cross sections of Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.75.4 b for the capture cross section and 10111 b for the total cross section.
Pyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(11), p.1324 - 1335, 2018/11
京都大学KUCAでは、ビスマス板をアルミニウム板に置き換えた反応度価値実験を実施した。ビスマス同位体の断面積の不確かさの分析結果から、本実験が、加速器駆動システムにおけるPb-Bi冷却材の中性子特性の検証に役立つことが明らかになった。
寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10
被引用回数:18 パーセンタイル:87.53(Nuclear Science & Technology)Neutron total and capture cross sections of Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.
大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*
KURRI Progress Report 2017, P. 50, 2018/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で核破砕中性子源を用いたネプツニウム-237(Np)とアメリシウム-241(Am)への照射を3時間行い、反応率の測定を行った。本実験では、核破砕反応に起因する線の影響が大きく、臨界実験などで得られる一般的な核分裂反応の波高分布とは異なる傾向を示しているが、Npの捕獲反応率は測定できた。NpとAmの核分裂反応率を測定できた臨界体型での実験から得られた捕獲反応率は、本実験の測定結果の約8倍程度であった。したがって、核破砕反応に起因する線の影響を低減させ、照射時間を24時間以上に延ばすことで、核破砕中性子源を用いた核分裂反応を計数できる可能性がある。
Pyeon, C. H.*; Vu, T. M.*; 山中 正朗*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; Kim, S. H.*; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.190 - 198, 2018/02
被引用回数:16 パーセンタイル:84.46(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体において、100MeV陽子と鉛ビスマスを組み合わせた核破砕中性子による加速器駆動システム(ADS)の反応率測定実験を行っている。反応率測定は、箔放射化法を用いた。解析にはMCNP6.1を用い、核データとして高エネルギー粒子輸送にはJENDL/HE-2007、中性子輸送にはJENDL-4.0、反応率にはJENDL/D-99を用いた。実験と解析の結果から、未臨界度に依存した反応率が明らかとなった。一方で、固定源計算における高エネルギー領域の反応率の精度については課題が残ることがわかった。
原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.
EPJ Web of Conferences, 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09
被引用回数:2 パーセンタイル:77.79(Nuclear Science & Technology)A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.