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Np, 
Am, and 
Am reaction rates in highly enriched uranium fuel cores at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, C. H.*; 大泉 昭人; 方野 量太; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 199(3), p.429 - 444, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)京都大学KUCAの高濃縮ウラン燃料による複数の炉心で取得したNp、Am、Amの核分裂率とNp捕獲反応率に関する積分実験データに対して、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5とSerpent2コードを用いた実験解析を実施した。Np/
U、Am/U、Am/Uの核分裂率比の実験値と解析値の比較では、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5のいずれにおいて、それぞれ約5、15、および10%の精度が示された。Np/
Auの捕獲反応率比については、熱中性子スペクトルの炉心において高い精度が得られることを明らかにした。また、Np/U、Am/U、Am/Uの核データに起因した不確かさは、概ね4%以内であることを示した。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(1), p.18 - 41, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：62.55(Nuclear Science & Technology)高富化度MOX燃料稠密格子の軽水炉を模擬した積分実験を高速炉臨界集合体(FCA)において実施した。中性子計算手法と核データの広範囲な中性子スペクトル場に対する予測精度を明らかにするため、減速材である発泡ポリスチレンの空隙率を変えた3つの実験体系を構築し、臨界度、減速材ボイド反応度値及び種々のサンプル反応度を系統的に測定した。また、高速炉解析用の決定論的計算コードとJENDL-4.0を用いた予備解析により、反応度価値の計算において概ね実験値を再現することを確認した。特に柔らかい中性子スペクトルの実験体系に対して、超微細エネルギー群の取扱いにより決定論的計算手法による反応度価値の予測精度が大幅に向上されることを明らかにした。更に、モンテカルロ計算コードMVP3を使用して実験体系を詳細にモデル化することで、決定論的手法の妥当性を確認した。
大泉 昭人; 福島 昌宏; 郡司 智; McKenzie, G.*; Amundson, K.*
International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) Handbook (2022/23 edition) (Internet) , 313 Pages, 2024/11
本稿は、加速器駆動システム(ADS)の設計精度向上を目的として2015-2019年にかけて実施された米国ロスアラモス研究所との共同実験シリーズの内の低濃縮ウラン(LEU)体系炉心について、国際臨界安全実験データ評価プロジェクト(ICSBEP)への登録用にまとめられた、ベンチマーク評価結果である。体系は、高濃縮ウラン(HEU)及び天然ウラン(NU)を交互に装荷することで、LEUを模擬している。また、加速器駆動システム(ADS)の冷却材の一部である鉛の核データを検証するために、HEU, NUと共に鉛を交互に装荷した高速中性子スペクトル場を有する炉心となっている。本評価において、実効増倍率に対する実験誤差はおおよそ100pcmであることが明らかとなり、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPと核データENDF/B-VIII.0及びJENDL-4.0を用いた解析結果との比較では、C/E-1値はそれぞれおおよそ-70pcm及び-145pcmとなった。
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。
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：0.00(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。
福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.478 - 497, 2024/04
被引用回数：3 パーセンタイル：65.16(Nuclear Science & Technology)1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイドを含む超ウラン(Np, 
Pu, 
Pu, Am、およびAm)の酸化物サンプルを用いた反応度価値が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合を調整することで炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本論文では、超ウラン酸化物サンプルの反応度価値実験に関する実験手法の詳細とともに、最新の知見を反映して再評価した実験値及びその誤差評価を報告する。また、本積分実験を活用して、汎用評価済核データライブラリJENDL-5の積分評価も併せて報告する。
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.2 - 22, 2024/01
被引用回数：11 パーセンタイル：96.03(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 
15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and 
Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.
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：2 パーセンタイル：49.11(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。
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01
被引用回数：187 パーセンタイル：99.98(Nuclear Science & Technology)The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.
Am and U fission reaction rates at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, 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：1 パーセンタイル：10.40(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。
Np and Am fission reaction rates in lead region at A-core of KUCA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：6 パーセンタイル：57.70(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。
森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09
JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB
マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。
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。
Am fission rates in low-enriched uranium region at A-core of KUCA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。
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：4 パーセンタイル：95.79(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.
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数：7 パーセンタイル：54.22(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
福島 昌宏; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。
