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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：55.16(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; 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：9 パーセンタイル：62.35(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
EPJ Web of Conferences, 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03
被引用回数：2 パーセンタイル：79.85(Nuclear Science & Technology)高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( 
Np, Pu, 
Pu, 
Am, 
Am, 
Cm and 
Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により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。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。
金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09
被引用回数：8 パーセンタイル：64.66(Nuclear Science & Technology)半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、
Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率
eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数
の両者についてその最確値を決定した。その結果、effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合のeff値に近い。一方、の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対するの値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。
住田 健二; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 3(5-6), p.421 - 424, 1983/00
我国における中性子工学とブランケット設計の研究の現状をとりまとめたものである。中性子工学としては原研におけるFNS、大阪大学におけるOKTAVIANの二つの14MeV中性子源を用いた積分実験の現状及び原研、大学で行われた核計算コードの現状を紹介した。ブランケット設計としては最も検討が進んでいる核融合実験炉(FER)のものを紹介した。
黒井 英雄; 三谷 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(11), p.663 - 680, 1975/11
被引用回数：18積分量の計算値が測定値とよく一致するように最小自乗法により核断面積データを修正する方法は1964年のジュネーブ会議で初めて報告された。しかしこの方法は、以後開かれた多くの国際会議において一部の著名な研究者より強い批判にさらされ、この方法の受入れに関し意見はするどく対立した。しかしこの方法に興味をもつ多くの研究者によって修正方法の改良が行われ多くの批判に答える努力がつづけられた結果、この最小自乗法による核断面積の修正は1973年に開かれた東京シンポジウムに於いて大きな成功をおさめるに至った。本報告はこの修正法の進歩と問題点を解説したものである。
長家 康展; 横山 賢治; 多田 健一; 今野 力
no journal, ,
日本の評価済み核データライブラリの最新版であるJENDL-5の公開が2021年に予定されている。この目的のため、2018年からJENDL-5の暫定版に対する積分テストを実施してきた。本発表では、臨界及び遮蔽実験に対するJENDL-53 update 1版の積分テストの結果を示す。臨界実験に対するテスト計算は主に国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトハンドブックの実験と原子力機構で実施された実験に対して実施した。遮蔽実験に対するテスト計算は主に原子力機構で実施されたFNS実験とOKTAVIAN実験に対して実施した。JENDL-53 update 1版は、臨界実験と遮蔽実験の多くの場合においてJENDL-4.0より良いか同等の予測精度を有することを確認した。
