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Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*
Progress in Nuclear Energy, 162, p.104792_1 - 104792_19, 2023/08
空間線量率のモニタリングに基づいて原子炉建屋内の放射源分布を予測することは、原子力発電所の廃止措置に向けた最も重要なステップの一つである。しかし、この問題は、一般には数学的には計算を行うには条件が足りない不良設定問題になり、解くことが困難である。そこで、このような不良設定問題でも線源分布の逆推定を成功させるために、損失関数を最小化する機械学習手法であるLASSOの有効性を調査する。ここで、
および
はそれぞれ建屋の表面メッシュ上で定義された放射線源により構成されたベクトルおよび室内で観測された空間線量で構成されたベクトルである。また、
はPHITSを用いて計算された建屋の表面メッシュと観測点の寄与率で構成される行列である。CandesとTaoの理論に基づき、線源分布を正しく予測するための観測点の個数に関する条件を数学的に見出し、実際に、LASSOでは、観測点数がこの条件を満たす限り、実際に高い可能性で線源の分布を示すことができることを確認した。さらに、検出点数が基準値より少ない場合でも、線源分布の一部が示されることを見出した。さらに、現実的な実験モデルにおいても、放射線源が逆推定できることを確認する。最後に、逆推定における予測可能性を高めるために、観測点と線源間の距離のような影響因子を調査する。以上の実証結果から、LASSOスキームは福島第一原子力発電所のような損傷した原子力発電所で見られるホットスポットを探索するのに非常に有用な方法であることを示す。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 159, p.104630_1 - 104630_9, 2023/05
被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)一般化極値(GEV)は、極端な値の観測に関する統計モデルである。本論文では、GEVの方法論を、サンプリングの困難さで知られる弱結合体系のモンテカルロ臨界計算の例題に適用し、中性子実効増倍率(keff)分布の裾野の利用価値を評価したことを報告する。具体的には、核分裂源サイクルあたりの粒子数が十分に大きい場合に、keff分布の上限と下限に対する極値指数(EVI)が不確かさの範囲内で同じ値をとること、及びその値が境界値層としてのガンベル分布のEVIを含むワイブル分布の範囲内に収まることを示す。核分裂源サイクルあたりの粒子数が不十分な場合に対しては、一つの平衡状態から別の平衡状態への移行時に、keff分布の上下限のEVIが剥離し、一方がワイブル分布の範囲内に、もう一方がフレシェ分布の範囲内に入り、計算の異常診断に利用可能であることが示される。
Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104415_1 - 104415_16, 2022/11
被引用回数:3 パーセンタイル:77.29(Nuclear Science & Technology)This paper describes the computational fluid dynamics (CFD) analysis and validation works from the previous experimental study on the natural convection driven by outer surface cooling in the presence of density stratification consisting of air and helium (as a mimic gas of hydrogen). The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical simulation was carried out to analyze the detailed effect of the cooling region on the erosion of the helium stratification layer. The temporal and spatial evolution of the helium concentration and the gas temperature inside the containment vessel was predicted and validated against the experimental data. In addition, two stratification behaviors that depend on the cooling location were presented and discussed. The CFD simulation confirmed that an upper head cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-rich zone. Meanwhile, the upper half body cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-poor zone. These findings are important to understand the mechanism of the density stratification process driven by natural convection in the containment vessel.
酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 144, p.104099_1 - 104099_7, 2022/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(RWF: randomized Weierstrass function)は、無秩序な物質混合で生成する乱雑化媒質の臨界性不確かさ評価のための手法である。本論文は、実用面でのRWFの精緻化を、周波数領域変数の上下限指定を伴うスペクトル範囲制御により達成したことを報告する。臨界解析実務への具体的効果は、空間分布が不確定な燃料デブリを想定した乱雑化媒質に対して、逆冪乗則パワースペクトルの下での公平な臨界性不確かさ評価を可能にすることである。数学的側面においては、RWFの三角関数項の無限和が、任意の低周波数領域を含むように拡張され、スペクトル範囲制御という唯一の目的のために有限項に切り捨てられている。これは、精緻化RWFが、ワイエルシュトラス関数のフラクタル特性への収束の問題と切り離されたことを意味する。このため、精緻化RWFは、不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF: Imcomplete RWF)と命名される。適用事例として、3次元化されたIRWFを、中性子減速環境下の3種燃料から成る乱雑化燃料混合体に適用して中性子実効増倍率の不確かさをモンテカルロ法コードSolomonにより評価したことを報告する。
粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; Mahardiani, L.*; 大友 亮一*; 神谷 裕一*
Progress in Nuclear Energy, 139, p.103872_1 - 103872_9, 2021/09
被引用回数:1 パーセンタイル:19.33(Nuclear Science & Technology)To prevent unexpected accidents at nuclear facilities caused by accumulated ammonium nitrate in an aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid, NH
in the liquid waste must be decomposed under mild reaction conditions. In this study, we investigated the oxidative decomposition of NH
with O
at 333 K in the presence of a homogeneous Co
catalyst and Cl
in the wide pH range of the test solution. The reaction behavior was greatly affected by pH of the test solution. In a basic solution at pH 12, high conversion of NH
was obtained even in the absence of Co
and Cl
and the main product was NO
. However, Co
and Cl
in the solution greatly enhanced the decomposition rate of NH
in acidic to mild basic solutions (pH 1-8), while only low conversion of NH
was observed unless both Co
and Cl
were present. For the reaction with Co
and Cl
in the solutions, NH
was transformed mainly into chloramines (NH
Cl
, x = 1-3) by the reaction with HClO, which was formed by the reaction of Cl
with O
catalyzed by the homogeneous Co
catalyst, and led to the high decomposition rate of NH
. Cl
suppressed the formation of the precipitate CoO(OH) during the reaction and consequently the Co
catalyst stably existed in the reaction solution, which was another reason for the high decomposition rate of NH
in the presence of Cl
. Owing to the swift decomposition of NH
under mild reaction conditions and small formation of secondary waste, the oxidative decomposition of NH
in the presence of the homogeneous Co
catalyst and Cl
is suitable and applicable for the treatment of the aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid.
Goullo, M.*; Hokkinen, M.*; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Barrachin, M.*; Cousin, F.*
Progress in Nuclear Energy, 138, p.103818_1 - 103818_10, 2021/08
被引用回数:3 パーセンタイル:62.43(Nuclear Science & Technology)1023Kから453Kの温度勾配管中のヨウ化セシウム粒子の移行挙動に関するデータを取得した。まず、アルゴン(Ar)と水蒸気(HO)で構成される層流条件下にてヨウ化セシウム粒子を温度勾配管中に流し、沈着量を調べた結果、低流速、高蒸気濃度であるほどより多くの粒子が沈着することが分かった。次に、雰囲気の異なる三種類の混合ガス(Ar/H
O, Ar/H
, Ar/Air)を流すことで沈着した粒子の再蒸発および/または再浮遊の有無を調べた結果、Ar/H
OとAr/H
条件では沈着したものと同等の粒径の粒子が再浮遊する一方で、Ar/Air条件ではより大きな粒子が再浮遊することが分かった。実験結果をASTECコードのSOPHAEROSモジュールを用いて解析した結果、沈着挙動は解析結果と一致するものの、再浮遊挙動は再現できなかった。
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野村 幹弘*; 野口 弘喜; 今井 良行; 上地 優; 久保 真治; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Energy, 137, p.103772_1 - 103772_7, 2021/07
被引用回数:6 パーセンタイル:76.87(Nuclear Science & Technology)Hydrogen production from nuclear energy has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. With respect to the large-scale and economical production of hydrogen using nuclear energy, the thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process is a promising method. The IS process uses sulfur and iodine compounds to decompose water into its elemental constituents, hydrogen and oxygen, by using three coupled chemical reactions: the Bunsen reaction; sulfuric acid decomposition; and hydrogen iodide (HI) decomposition. The decomposition of HI is the efficiency-determining step of the process. In this work, a membrane reactor with a silica membrane closed on one end was designed, and its potential for hydrogen production from HI decomposition was explored. In the reactor-module design, only one end of the membrane tube was fixed, while the closed-end of the tube was freely suspended to avoid thermal expansion effects. The closed-end silica membranes were prepared for the first time by a counter-diffusion chemical vapor deposition of hexyltrimethoxysilane. In application, HI conversion of greater than 0.60 was achieved at a decomposition temperature of 400C. Thus, the membrane reactor with closed-end silica membrane was shown to produce a successful equilibrium shift in the production of hydrogen via HI decomposition in the thermochemical IS process.
Atkinson, S.*; 青木 健; Litskevich, D.*; Merk, B.*; Yan, X.
Progress in Nuclear Energy, 134, p.103689_1 - 103689_10, 2021/04
被引用回数:1 パーセンタイル:19.33(Nuclear Science & Technology)本稿では設計が進められている熱出力10MWのU-Battery炉概念を対象に、制御棒引抜事故及び冷却材喪失減圧事故に対する安全性を評価する。両過渡事象に対する評価手法として、1次元伝熱モデルと制御棒引抜事故における原子炉動特性を評価するための1点炉近似を組み合わせた評価手法を用いる。評価の結果、制御棒引抜事故において、燃料温度が110K上昇し、負の燃料温度係数により余剰反応度が相殺されることを明らかにした。冷却材喪失減圧事故においては燃料最高温度が事故後60時間で1455Kに達することを明らかにした。結論として、両過渡事象において、燃料温度は定格運転時の最高温度より低く維持されることを確認した。
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数:2 パーセンタイル:12.91(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
Baron, P.*; Cornet, S. M.*; Collins, E. D.*; DeAngelis, G.*; Del Cul, G.*; Fedorov, Y.*; Glatz, J. P.*; Ignatiev, V.*; 井上 正*; Khaperskaya, A.*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103091_1 - 103091_24, 2019/11
被引用回数:54 パーセンタイル:92.91(Nuclear Science & Technology)本論文では、将来のクローズド燃料サイクルにおける使用済燃料のための分離プロセスに対する国際的リビューの結果が、技術成熟度評価の結果ととともに示されている。本研究は、ORCD/NEAで組織された燃料リサイクル化学に関する専門家グループによって実施されたものである。本研究の特徴的な点は、分離プロセスを使用済燃料中の分離対象元素(ウラン, ウラン-プルトニウム, マイナーアクチノイド, 発熱性元素等)別の分離階層により区分けして評価したことであり、これに使用済燃料の前処理プロセスの評価を加えている。分離プロセスとしては湿式プロセスと乾式プロセスの両者をカバーしている。
渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11
被引用回数:9 パーセンタイル:76.5(Nuclear Science & Technology)A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.
菅原 隆徳; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 西原 健司; 辻本 和文
Progress in Nuclear Energy, 106, p.27 - 33, 2018/07
被引用回数:13 パーセンタイル:86.58(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換するため、加速器駆動未臨界システムの検討を行っている。ADSの研究開発には幾つもの固有の課題があり、本発表では実現性および信頼性が高いADS概念を実現するための2つの活動について紹介する。実現性については、加速器と未臨界炉の境界となるビーム窓の設計が大きな課題の一つである。このビーム窓の設計条件を緩和するため、未臨界度調整機構の導入を検討した。この炉心概念を対象として、粒子輸送, 熱流動, 構造解析の連成解析を行い、より実現性の高いビーム窓概念を提示した。信頼性に関しては、ビームトリップがADS固有かつ深刻な課題となっている。過去の検討では、既存の加速器の運転データをもとに、ADS用加速器のビームトリップ頻度を評価した。このビームトリップ頻度を改善するため、本検討では多重加速器概念を提案し、そのビームトリップ頻度を評価した。その結果、多重加速器概念は、より信頼性の高いADSプラントの運転を実現できることが示された。
谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋
Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11
被引用回数:2 パーセンタイル:20.46(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。
郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11
被引用回数:3 パーセンタイル:29.96(Nuclear Science & Technology)燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%のU濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。
有馬 立身*; 出光 一哉*; 稲垣 八穂広*; 河村 雄行*; 舘 幸男; 四辻 健治
Progress in Nuclear Energy, 92, p.286 - 297, 2016/09
被引用回数:10 パーセンタイル:69.85(Nuclear Science & Technology)ウラニルイオン(UO)の拡散・吸着挙動は、放射性廃棄物処分の性能評価において重要である。溶液中のUO
, K
, CO
, Cl
, H
Oの拡散挙動が分子動力学計算によって評価された。UO
の拡散係数が最小であり、H
Oの自己拡散係数の26%であった。高濃度の炭酸イオンを含む溶液中では、UO
CO
やUO
(CO
)
の炭酸錯体として存在することが確認された。モンモリロナイト及びイライトと水溶液が共存する系におけるUO
やK
の吸着・拡散挙動が分子動力学計算によって評価された。分配係数(Kd)は粘土鉱物の層電荷とともに増加し、UO
のKdはK
のKdよりも小さいと評価された。さらに、2次元方向での拡散係数は、吸着層では比較的小さく、高い層電荷をもつイライトでは極めて小さな値を示した。
三輪 周平; 山下 真一郎; 逢坂 正彦
Progress in Nuclear Energy, 92, p.254 - 259, 2016/09
被引用回数:17 パーセンタイル:85.24(Nuclear Science & Technology)破損燃料からの放出時のセシウム(Cs)及びヨウ素(I)蒸気種を、ホウ素(B)の放出速度の影響に着目して化学平衡計算により予測した。Cs, I及びモリブデン(Mo)の放出速度は、雰囲気依存が評価できるように改良したモデルを用いて評価した。Bの放出速度は、鉄(Fe)とBの化合物形成を考慮して評価した。予測の結果、水蒸気雰囲気では、約2250KからCsBOとしてBが放出される一方、水蒸気欠乏雰囲気では、Fe-B化合物形成によりBの放出速度が低下し、CsBO
の生成が抑制されることがわかった。この水蒸気欠乏雰囲気におけるCsBO
生成の抑制効果により、ガス状のヨウ化水素HI及び高揮発性の金属Iの生成量が低くなることがわかった。
Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05
被引用回数:20 パーセンタイル:88.65(Nuclear Science & Technology)4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。
吉岡 研一*; 北田 孝典*; 長家 康展
Progress in Nuclear Energy, 82, p.7 - 15, 2015/07
被引用回数:1 パーセンタイル:9.9(Nuclear Science & Technology)使用済み燃料の減少とウラン資源の効率的利用のために低減速軽水炉の研究が進められている。この炉心の特徴は、負のボイド反応度係数を改善するために、チャンネルストリーミング概念が採用されていることである。この概念は、炉心の非均質性を高め、燃料棒周方向中性子束分布の傾きを急なものとする。このような周方向中性子束分布計算の妥当性を評価するために、低減速軽水炉格子を用いた臨界実験を行い、燃料棒の周方向中性子束分布を測定した。実験は、東芝のNCA臨界実験装置を用いて行い、箔放射化法を用いて中性子束分布を測定した。炉心は、低減速炉心を模擬するために、中央に三角形状の稠密な格子を配置し、その周りを四角形状格子で取り囲んだ2領域炉心とした。ボイド領域を模擬するため、中央の三角格子領域にポリスチレン板のパイルを設置した。周方向中性子束分布は、プラスティックシンチレータで測定された小さい箔の放射能から評価した。測定結果は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-3.3を用いて計算した結果と比較し、よく一致することを確認した。
湊 太志; 岩本 修
Progress in Nuclear Energy, 82, p.112 - 117, 2015/07
被引用回数:1 パーセンタイル:9.9(Nuclear Science & Technology)自己無撞着QRPA法を用いて、球形を仮定した中性子過剰核の崩壊率と
遅延中性子放出率を調べた。娘核(先行核)の高い励起状態からの粒子蒸発の計算には、Hauser-Feshbach統計モデルを用いた。この研究では特に、核構造に関連した2つの効果について議論をする。一つはテンソル力である。これは従来のQRPA法では考慮されていなかった力であり、閉殻構造を持った原子核の
崩壊半減期を再現するために重要なファクターである。もう一つは、アイソスピン
の有限レンジ力の対相関である。テンソル力も
の対相関も、先行核の励起状態のエネルギーを下げるという重要な効果を持っている。さらに、それらの効果は、中性子しきい値以上の励起状態へ崩壊する分岐比を減らし、結果として、
遅延中性子数の予測値は、テンソル力と有限レンジ力の対相関を考慮しなかった場合に比べて、小さくなるということがわかった。今回の研究内容は、将来的に核分裂生成物の
遅延中性子量評価データへ応用する。