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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, p.1 - 21, 2023/04
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。
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：2 パーセンタイル：93.96(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.
Pyeon, C. H.*; 方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 18 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.05(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。
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：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。
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：5 パーセンタイル：81.49(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。
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。
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。
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：95.26(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：5 パーセンタイル：57.06(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：0.32(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。
Np and 
Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, 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：85.71(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。
北村 康則*; 福島 昌宏; 北村 康則*
Annals of Nuclear Energy, 125, p.328 - 341, 2019/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)単一の中性子計数システムを使用する中性子相関法では、計数ロスの影響が深刻な問題を生じることがある。一方、2組の中性子計数システムを使用する中性子相関法は、即発中性子減衰定数を決定する際に、計数ロス効果に対してロバストであると考えられている。本研究では、後者の方法における長所を、計数ロスの過程を扱うことができる厳密な理論的なアプローチに基づいて調査した。これにより、非常に高い計数率のケースを除いては、計数ロス効果に対してロバストであることを明らかにした。また、このような極端なケースに対しても、計数ロス効果を明示的に補正することが可能な新しい評価式を提案した。
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。
福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.
Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01
被引用回数：8 パーセンタイル：68.96(Nuclear Science & Technology)鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系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実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では
Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。
福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Nuclear Science & Technology)FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種(Np, Pu, 
Pu, 
Pu, Am, Am, 
Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、Cm対Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場におけるPu対Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。
