軽水炉体系における照射後試験解析による新たに評価された核分裂収率の妥当性確認

Abstract

Fission yield is an important physical quantity used to evaluate the amount of fission products after irradiation. The fission yield used in Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL) employs ENDF/B data for many nuclides. On the other hand, the fission yield has recently been evaluated in Japan on the basis of various theories. As one of the evaluations, the fission yield has been newly evaluated by a team from Tokyo Institute of Technology (Tokyo Tech). It is necessary to confirm the validity of the fission yield evaluated by Tokyo Tech because the fission yield is used as the sublibrary of JENDL-5. In this study, the analysis of the post-irradiation examination results of UO₂ fuel and MOX fuel was performed for the validation of the fission yield evaluated by Tokyo Tech, and the result is compared with that of JENDL FP Fission Yields Data File 2011 (FPY-2011). Using the integrated burnup calculation code system SWAT4.0, the results of the post-irradiation examinations of Fukushima-Daini-2 and Beznau-1 were analyzed. The difference in the production of fission products observed from the fission yields evaluated by Tokyo Tech and those by FPY-2011 is about 5% at maximum.

I. 緒言

核分裂収率は，核分裂生成物（Fission Products：FP）の生成量評価を実施する上で非常に重要な物理量である。核分裂収率データは核データのうちの1つとして評価されている。現在における代表的な評価済み核データライブラリとしては，ENDF，JEFF，JENDLが挙げられる。ENDFは米国の評価済み核データファイルで，最新版（2020年12月時点）はENDF/B-VIII.0^1）である。ENDF/B-VIII.0の核分裂収率データは前バージョンのENDF/B-VII.1^2）のデータを採用しており，中性子誘起核分裂収率31核種，自発核分裂収率9核種のデータが評価されている^1）。ENDF/B-VII.1は主にEnglandとRiderによる核分裂収率の評価^3）を使用している。JEFFはヨーロッパを中心に開発されている評価済み核データライブラリであり，最新版はJEFF-3.3^4）（2020年5月時点）である。JEFF-3.3では，新しく公開された実験データベースを参照したことや質量分布および電荷分布をGEFコードによってモデル化したことによって前バージョンのJEFF-3.2^5）から改善された。JEFF-3.3では中性子誘起核分裂収率19核種，自発核分裂収率3核種のデータが評価されている。日本の評価済み核データライブラリであるJENDLは，汎用ファイルと利用分野を限定した特殊なデータをまとめた特殊目的ファイルに大別される。汎用ファイルであるJENDL-4.0の核分裂収率については，中性子輸送計算コードとして連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP^6）を用いた統合燃焼計算コードシステムSWAT4.0^7）を用いて，BWR使用済みUO₂燃料のPIE解析により臨界性評価の観点で核種組成を適切に解析できていることを確認している^8,9）。加えて，PWR使用済みMOX燃料についてはUO₂燃料と同様の予測精度であることが示されている^10）。以上より，JENDL-4.0の核分裂収率で得られる核種組成について，臨界性の観点で妥当性を有するものと考えられる。また，JENDL-4.0の中性子誘起核分裂収率31核種，自発核分裂収率9核種の核分裂収率データを含めた特殊目的ファイルとして，JENDL FP Fission Yields Data File 2011（FPY-2011）が作成された^11）。FPY-2011はENDF/B-VI^3）をベースとしており，2012年の公開後に，異常な核分裂収率データの修正等を施す更新が行われている。FPY-2011とENDF/B-VIの核分裂収率ファイルでは扱われている核異性体や崩壊チェーンが異なるため，FPY-2011には修正が施されているが，基本的にENDF/B-VIの核分裂収率を採用している^11）。一方で，日本で独立した核分裂収率の評価に対する知識と技術を集積し，評価手法を確立することが期待される。このことを踏まえて，日本においても核分裂片の質量数分布と全運動エネルギーを精度よく再現できる4次元ランジュバン模型の開発^12）など核分裂収率に関する研究が行われている。その研究の1つとして，東京工業大学の椿原らは核分裂収率を実験核反応データベースから取得された実験データをもとに，偶奇性の評価やアイソマー比などに理論計算を適用することにより，中性子誘起核分裂収率31核種，自発核分裂収率9核種について新たに独自評価した^13）。評価手法としては，殻補正エネルギーによる偶奇性の評価や1,000核種を超える核分裂片の統計崩壊に対してHauser-Feshbach統計崩壊理論^14）を適用することにより，種々の核分裂観測量を同時に中性子入射エネルギー依存で計算できるようにした。その作成された核分裂収率は，日本原子力研究開発機構の核データ研究グループにより次の日本の評価済み核データライブラリへの採用が検討されているが，その前に従来の評価済み核データライブラリと比較して，その核分裂収率の妥当性確認を行うことが望ましい。

本研究の目的は，東京工業大学の椿原らが評価した核分裂収率（以下，Tokyo Tech）を軽水炉体系で用いた場合の妥当性を確認することである。そこで，本研究では軽水炉において主要なUO₂燃料およびMOX燃料に対する核分裂収率の妥当性を確認するため，照射後試験（PIE）解析を行った。JENDL-4.0の核分裂収率により臨界性評価の観点で使用済みUO₂燃料およびMOX燃料の核種組成が適切に解析できていること^8～10），JENDL-4.0の核分裂収率データが含まれるFPY-2011では新たな知見を反映させるための修正が施されてきたこと^15）を踏まえ，本研究ではFPY-2011を用いた場合の結果と比較することで，Tokyo Techを用いた場合の結果の妥当性を議論する。UO₂燃料およびMOX燃料を用いた典型的な原子炉として，それぞれ福島第二原子力発電所2号機，Beznau-1号炉をPIE解析の対象とした。一般的なPIEにおいては，燃焼度の指標となるNdや臨界性に影響を与えるSmおよびEuが測定されており，福島第二原子力発電所2号機およびBeznau-1号炉のPIEにおいてもそれらの核種が測定されているため，これらのPIEについて解析を行った。また，椿原らの検討^13）では代表的な中性子スペクトル場での断面積情報を用いたORIGEN2^16）の解析結果を示しているが，測定位置における中性子スペクトルを考慮することで結果の精緻化が期待できる。また，Tokyo TechとFPY-2011のC/E値の差異が示されているが，差異が生じた要因までは議論できていない。このため，本研究ではTokyo TechとFPY-2011のC/E値の差異の要因について，燃焼チェーン上の周辺核種も含めて考察を行った。

II. 計算条件

本研究では，照射履歴および燃料集合体仕様などのPIEデータに基づいて統合燃焼計算コードシステムSWAT4.0^8）によって燃焼計算を実施し，得られた核種組成の計算値とPIEデータの核種組成の測定値の差異を評価する。計算値と測定値の差異について，FPY-2011を用いた結果とTokyo Techを用いた場合の結果を比較し，妥当性を議論する。SWAT4.0の中性子輸送計算コードとして連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP第3版^6）を使用し，1バッチ当たりのヒストリー数を10,000，有効バッチ数を200とし，総ヒストリー数を2,000,000とした。MVPでは評価済み核データライブラリとしてJENDL-4.0を使用した。また，SWAT4.0の燃焼計算ではJENDL-4.0に基づくORIGEN2^16）用断面積ライブラリセットORLIBJ40^17）を使用した。核分裂収率の違いによる影響を確認するためには，ORLIBJ40の核分裂収率のみを変更することが望ましい。そこで，ORLIBJ40の核分裂収率のデータのみをTokyo TechまたはFPY-2011で置き換えた。ORLIBJ40では²³²Th，²³³U，²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Pu，²⁴⁵Cm，²⁴⁹Cfの核分裂収率が使用されているため，Tokyo TechおよびFPY-2011における上記8核種の核分裂収率を使用した。Tokyo TechまたはFPY-2011において核分裂収率が与えられているがORLIBJ40において扱われていない核種については，JENDL FP Decay Data File 2011（FPD-2011）^11）に格納されている半減期と崩壊分岐比を用いて，ORIGEN2が計算で評価する核種としてORLIBJ40にその核種のデータを新たに追加した。ただし，Tokyo TechおよびFPY-2011のどちらにも第2励起状態の核種の核分裂収率が存在するが，ORIGEN2コードでは第2励起状態の核種を扱うことができないため，第2励起状態の核種の核分裂収率にFPD-2011の崩壊分岐比をかけ合わせた値を分岐先の娘核種の核分裂収率に足し合わせた。

UO₂燃料に対するTokyo Techの妥当性確認を行うため，福島第二原子力発電所2号機の燃料集合体（2F2DN23）から得られたPIEデータ^18）を使用した。2F2DN23はチャンネルボックス内に濃縮度の異なる5種類のUO₂燃料棒と1種類のUO₂-Gd₂O₃燃料棒，2本のウォーターロッドで構成されている。PIEサンプルを含むUO₂燃料棒はSF98と名付けられており，測定試験ではSF98から8サンプルが取得されている。また，この燃料棒の有効長約3,710 mmの内，上下約155 mmには天然ウラン領域が存在している。天然ウラン領域およびその近接領域に位置する燃料は軸方向の中性子束分布の変化が大きく，2次元単一燃料集合体体系では十分な解析精度が得られない可能性があるため，天然ウラン領域から離れたSF98-3サンプル（²³⁵U濃縮度3.9 wt%）を解析対象とした。2F2DN23の集合体幾何形状とSF98燃料棒の位置をFig. 1に示す。SWAT4.0による燃焼計算では，Fig. 1に示す2次元単一燃料集合体体系とした。サンプルの最終燃焼度は36.94 GWd/t，燃料温度は900 K，被覆管温度は600 K，冷却材温度は556 K，ボイド率は3.0%とした^8）。また，Gdの燃焼による変化を詳細に追うため，燃料集合体体系中の燃料棒すべてを同心円状に同体積で10分割して燃焼計算を実施した。参考文献18）の照射履歴を再現した上で，燃焼初期の1 GWd/tまで燃焼ステップ幅を0.1 GWd/tとし，その後20 GWd/tまではステップ幅を1 GWd/t，20 GWd/t以降はステップ幅を2.5 GWd/tとした^19）。

Fig. 1

Fuel assembly geometry and PIE sample position taken from Fukushima-daini-2

MOX燃料に対するTokyo Techの妥当性確認を行うため，Beznau-1号炉の燃料集合体（M308）から得られたPIEデータ^20）を使用した。M308はPu富化度の異なる3種類のMOX燃料棒と制御棒案内管，炉内計装案内管で構成されている。M308からは6サンプルが取得されており，サンプルはStudiecentrum voor Kernenergie-Centre d'étude de l'Energie Nucléaire（SCK.CEN）とPaul Scherrer Institute（PSI）によってそれぞれ測定されている。その中でも実験誤差が小さかったSCK.CENによって測定されたBM5サンプルを解析対象とした。M308の集合体幾何形状とBM5サンプルの位置をFig. 2に示す。SWAT4.0による燃焼計算では，Fig. 2に示す2次元単一燃料集合体体系とした。サンプルの最終燃焼度は56.6 GWd/t，燃料温度は900 K，被覆管温度は600 Kとした。冷却材温度は詳細な履歴があるため，各燃焼ステップにおいて564～569 Kとした^20）。また，燃焼度ステップは，福島第二原子力発電所2号機のPIE解析と同様のステップ幅を設定した。

Fig. 2

Fuel assembly geometry and PIE sample position taken from Beznau-1

III. 計算結果

前述した計算条件をもとに，福島第二原子力発電所2号機のPIE解析を行った。福島第二原子力発電所2号機のSF98-3サンプルにおける計算値と測定値の比（C/E値）および測定誤差をFig. 3に示す。ここで，測定値および測定誤差は，Sm同位体については測定時点のものであり，それ以外の核種については取り出し直後へ補正されたものである。本研究の計算条件が妥当であることを確認するため，主要な核分裂性核種である²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Pu，燃焼度の指標となる¹⁴⁸Ndの核種の生成量の計算値が測定値と精度よく一致していることを確認した。Fig. 3より，²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの計算値は5%以内で測定値と一致しており，¹⁴⁸Ndの計算値と測定値の差異も1%未満と精度よく一致している。このことから計算に用いた燃焼度の評価値が妥当と考えられる。核分裂生成物の結果をみると，Tokyo Techを用いた場合とFPY-2011を用いた場合で全体的に同等の結果が得られた。Tokyo Techを用いた場合とFPY-2011を用いた場合のC/E値の差異は最大でも¹⁵⁴Euの5%程度に抑えられており，PIEで測定された核種について，Tokyo Techは従来の核分裂収率とおおむね同等の差異であることが確認された。なお，SWAT4.0の中性子輸送計算コードにMVP第3版を使用しているため，燃焼計算結果の核種生成量には統計誤差が含まれる。その統計誤差を推定するために初期乱数を変更した計算を3回行った結果，FPの生成量の差異は最大0.6%であった。Tokyo Techを用いた場合，¹⁵⁴EuのC/E値は0.97，FPY-2011を用いた場合のC/E値は1.02であり，FPY-2011を用いた場合の方が1に近いが，どちらも実験誤差3%の範囲内である。

Fig. 3

C/E values in analysis of UO₂ fuel

また，前述の計算条件をもとに行ったBeznau-1号炉のBM5サンプルにおけるC/E値および測定誤差をFig. 4に示す。ここで，測定値および測定誤差は，取り出し直後へ補正されたものではなく，測定時点のものである。Fig. 4においても，主要な核分裂性核種である²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの計算値は5%以内で測定値と一致しており，¹⁴⁸NdのC/E値も1.00と精度よく一致していることから計算に用いた燃焼度の評価値が妥当と考えられる。²⁴⁴PuのC/E値は40%程度過小評価されているが，実験誤差が50%と大きいため実験誤差内である。核分裂生成物の結果をみると，Tokyo Techを用いた場合とFPY-2011を用いた場合で¹²⁹I，¹⁵³Eu，¹⁵⁴Eu，¹⁵⁵Eu，¹⁵⁵GdのC/E値の差異は3～5%程度であった。なお，UO₂燃料のPIE解析と同様に，初期乱数を変更した計算を3回行った結果，その5核種の生成量の差異は最大0.8%であった。¹⁵⁴Euおよび¹⁵⁵Gdについては，Tokyo Techを用いた場合にC/E値の改善がみられ，計算値は測定値と1%未満で一致している。¹²⁹I，¹⁵³Eu，¹⁵⁵Euについては，FPY-2011を用いた場合の方がC/E値が1に近い。ただし，¹²⁹Iと¹⁵⁵Euについては，核分裂収率の違いによる計算値の差異よりも実験値と計算値の差異の方が大きい。

Fig. 4

C/E values in analysis of MOX fuel

上記2つのPIE解析の結果から，UO₂燃料とMOX燃料のどちらにおいても，Tokyo Techを用いた場合とFPY-2011を用いた場合のFPのC/E値の差異は5%程度以下であった。

IV. C/E値の差異の要因に関する考察

本章では，MOX燃料のPIE解析においてTokyo Techを用いた場合のC/E値とFPY-2011を用いた場合のC/E値に3%以上の差異があった¹²⁹I，¹⁵³Eu，¹⁵⁴Eu，¹⁵⁵Eu，¹⁵⁵Gdについて，ORIGEN2の計算で用いている燃焼チェーン上の周辺核種も含めて差異が生じた要因を考察する。また，同様にUO₂燃料のPIE解析でC/E値に差異がみられた¹⁵⁴Euについても考察する。MOX燃料のPIE解析において考察の対象とした5核種の中に，UO₂燃料のPIE解析において考察の対象とした¹⁵⁴Euと燃焼チェーンで繋がった¹⁵³Eu，¹⁵⁵Eu，¹⁵⁵Gdを含んでいるため，MOX燃料の考察を先に行うことで燃焼チェーン上の核種を含めた詳細な考察を行うことができると考え，UO₂燃料よりMOX燃料の考察を先に実施した。Tokyo TechとFPY-2011を用いた場合の計算結果を比較して考察する際，計算結果に伴う統計誤差により差異の傾向が不明確になることを避けるために核種崩壊生成計算コードORIGEN2^14）を用いて，初期組成と燃焼履歴を模擬した簡易的な計算を行った。断面積および崩壊ライブラリは，SWAT4.0と同様にJENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40をそのまま用いた。II章の計算条件と同様に，核分裂収率のデータをTokyo TechまたはFPY-2011で置き換えており，ORLIBJ40で扱われていない核種については，FPD-2011の半減期と崩壊分岐比を用いて，ORIGEN2が計算で評価する核種としてORLIBJ40にその核種のデータを新たに追加した。第2励起状態の核種の核分裂収率は崩壊分岐比をかけ合わせた値を分岐先の娘核種の核分裂収率に足し合わせた。

1. MOX燃料のPIE解析においてC/E値に差異がみられた核種

（1） ¹²⁹I

MOX燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹²⁹IのC/E値の差異は3%であった。¹²⁹Iの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。¹²⁹Iの生成経路を確認するため，ORIGEN2の計算で用いている¹²⁹I周辺の燃焼チェーンをFig. 5に示す。Figure 5より，¹²⁹Iの生成経路は親核種からの放射性崩壊のみであるから，¹²⁹Iの生成量には¹²⁹Iとその親核種の核分裂収率が主に影響することが確認できる。まず，どの核分裂性核種の核分裂収率が主に¹²⁹Iの生成量に影響しているか確認した。その際，今回のPIE解析の体系で核分裂への寄与割合が高いのは²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの4核種であるため，その4核種について1核種ずつ影響を評価した。FPY-2011を用いたケース(a)と，²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの核分裂収率をそれぞれFPY-2011からTokyo Techに変更したケース(b)の¹²⁹Iの生成量，両者の相対差（b/a − 1）をTable 1に示す。Table 1より，主に²³⁹Puの核分裂収率が¹²⁹Iの生成量の差異に影響していることがわかる。次に，²³⁹Puの核分裂収率について，どのFP核種が主に¹²⁹Iの生成量に影響しているかを調べた。²³⁹PuからFig. 5に示した¹²⁹Iとその親核種が生成される核分裂収率について，Tokyo TechとFPY-2011の差（Tokyo Tech − FPY-2011（%））をFig. 6に示す。Fig. 6より，¹²⁹Iとその親核種の中で，¹²⁹Sn，^129mSn，¹²⁹Sb，^129mSbの差が比較的大きく，0.1%を超えることがわかる。このことから，それら4核種の核分裂収率が¹²⁹Iの生成量に大きく影響すると考えられる。その4核種の核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した結果および4核種すべてをFPY-2011からTokyo Techに変更した結果をTable 2に示す。核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した際，崩壊ライブラリにおけるそれらの核種の核分裂収率データをそのままFPY-2011からTokyo Techに置き換えた。Table 2より，¹²⁹Sn，^129mSn，¹²⁹Sb，^129mSbの核分裂収率のいずれを変更した場合もFPY-2011を用いた場合の結果と5%以上または−5%以下の相対差がみられるが，¹²⁹Sn，^129mSn，¹²⁹Sb，^129mSbの核分裂収率すべてを変更した場合の¹²⁹Iの生成量の相対差は3%である。このことから，¹²⁹Sn，¹²⁹Sbの核分裂収率を変更したことによって¹²⁹Iの生成量が増加する効果と，^129mSn，^129mSbの核分裂収率を変更したことによって¹²⁹Iの生成量が減少する効果が打ち消しあい，¹²⁹Iの生成量は3%の相対差となったと考えられる。

Fig. 5

Burnup chain around ¹²⁹I

Table 1 Production of ¹²⁹I and relative difference in case of changing fission yield of fissile nuclides

	FPY-2011a)	235Ub)	238Ub)	239Pub)	241Pub)
Production of 129I (g/tIHM)	3.28 × 102	3.28 × 102	3.28 × 102	3.37 × 102	3.29 × 102
Relative difference (%)	—	0	0	3	1

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, or ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

Fig. 6

Fission yield of nuclides of atomic number 129 produced from ²³⁹Pu

Table 2 Production of ¹²⁹I and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	129Snb)	129mSnb)	129Sbb)	129mSbb)	129Sn∼129mSbc)
Production of 129I (g/tIHM)	3.28 × 102	3.69 × 102	2.78 × 102	3.61 × 102	3.10 × 102	3.36 × 102
Relative difference (%)	—	13	−15	10	−5	3

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹²⁹Sn, ^129mSn, ¹²⁹Sb, or ^129mSb produced from ²³⁹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹²⁹Sn, ^129mSn, ¹²⁹Sb, and ^129mSb produced from ²³⁹Pu. FPY-2011 is used for the others.

（2） ¹⁵³Eu

MOX燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹⁵³EuのC/E値の差異は−5%みられた。¹⁵³Euの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。¹⁵³Euの生成経路を確認するため，ORIGEN2の計算で用いている¹⁵³Eu周辺の燃焼チェーンをFig. 7に示す。Fig. 7より，¹⁵³Euの生成経路は¹⁵³Smからのβ⁻崩壊および¹⁵²Euの中性子捕獲反応であることがわかる。¹⁵³Smのβ⁻崩壊と¹⁵²Euの中性子捕獲反応のどちらが¹⁵³Euの生成経路として寄与が高いかを確認するため，断面積ライブラリにおける¹⁵²Euの1群捕獲断面積を0にすることによって¹⁵²Euから¹⁵³Euへの生成経路を遮断した計算を行った結果をTable 3に示す。Table 3の結果から，¹⁵²Euから¹⁵³Euへの生成経路を遮断しても¹⁵³Euの生成量はほとんど変わらず，¹⁵³Euの生成経路は¹⁵³Smのβ⁻崩壊が支配的であることがわかる。¹⁵³Smに着目すると，Fig. 7より，¹⁵³Pmのβ⁻崩壊による生成経路と¹⁵²Smの中性子捕獲反応による生成経路があることがわかる。ここで，どちらの生成経路が支配的か確認するために¹⁵²Smの1群捕獲断面積を0にした計算とβ⁻崩壊の分岐比を0にすることによって¹⁵³Pmから¹⁵³Smへのβ⁻崩壊を遮断した計算の結果をTable 4に示す。Table 4より，¹⁵³Euの生成量は¹⁵²Smの中性子捕獲反応を遮断することにより75%減少し，親核種のβ⁻崩壊を遮断することで24%減少することがわかる。したがって，¹⁵²Smおよび¹⁵³Sm，それらの親核種の核分裂収率が¹⁵³Euの生成量に影響すると考えられる。

Fig. 7

Burnup chain around ¹⁵³Eu

Table 3 Production of ¹⁵³Eu and relative difference in case capture cross section of ¹⁵²Eu is 0

	Basea)	Capture cross section of 152Eu is 0b)
Production of 153Eu (g/tIHM)	2.79 × 102	2.78 × 102
Relative difference (%)	—	0

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) FPY-2011 is used for all fission yields and capture cross section of ¹⁵²Eu in cross section library is changed to 0.

Table 4 Production of ¹⁵³Eu and relative difference in case capture cross section of ¹⁵²Sm is 0 or β⁻ decay from ¹⁵³Pm to ¹⁵³Sm is cut off

	Basea)	Capture cross section of 152Sm is 0b)	β− decay from 153Pm to 153Sm is cut offc)
Production of 153Eu (g/tIHM)	2.79 × 102	6.86 × 101	2.11 × 102
Relative difference (%)	—	−75	−24

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) FPY-2011 is used for all fission yields and capture cross section of ¹⁵²Eu in cross section library is changed to 0.

^c) FPY-2011 is used for all fission yields and β⁻ decay from ¹⁵³Pm to ¹⁵³Sm is cut off by changing ¹⁵³Pm in decay library to stable nuclide.

¹⁵²Smおよび¹⁵³Sm，それらの親核種のどの核分裂収率が主に¹⁵³Euの生成量に影響するかについて調べた。¹⁵²Smと¹⁵³Smの親核種は，半減期が数秒～数分と短いため，核分裂や崩壊によって生成してすぐに安定核種である¹⁵²Smや，半減期が約2日である¹⁵³Smになる。そのため，¹⁵²Smと¹⁵³Smの親核種の核分裂収率をそれぞれ¹⁵²Smと¹⁵³Smの核分裂収率に足し合わせて累積収率とすることで，¹⁵²Smと¹⁵³Smのどちらの累積収率が¹⁵³Euの生成量に影響するかについて調べた。Tokyo TechとFPY-2011における各核分裂性核種の¹⁵²Smの累積収率をTable 5，¹⁵³Smの累積収率をTable 6に示す。Table 5より，¹⁵²Smの累積収率について，Tokyo TechとFPY-2011の相対差は最大でも1%と小さい。一方，Table 6をみると，¹⁵³Smの累積収率はどの核分裂性核種においても相対差が-20%と大きい。そのため，前述のように¹⁵²Smの中性子捕獲による¹⁵³Smの生成量に比べてβ⁻崩壊による¹⁵³Smの生成量は小さいが，核分裂収率の違いによる¹⁵³Euの生成量への影響は親核種のβ⁻崩壊による¹⁵³Smの生成の方が大きいと考えられる。したがって，¹⁵³Smおよびβ⁻崩壊により¹⁵³Smになる核種の核分裂収率が主に¹⁵³Euの生成量へ影響していると考えられる。次に，どの核分裂性核種の核分裂収率が主に影響しているか確認するため，¹⁵³Smとβ⁻崩壊して¹⁵³Smになる核種の核分裂収率すべてについて，核分裂性核種ごとにFPY-2011からTokyo Techへ変更して計算を行った。FPY-2011を用いたケース(a)と²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの核分裂収率をFPY-2011からTokyo Techにそれぞれ変更したケース(b)の¹⁵³Euの生成量，両者の相対差（b/a − 1）をTable 7に示す。Table 7より，²³⁹Puおよび²⁴¹Puの核分裂収率を変更したケースとすべてFPY-2011を用いたケースとの相対差は−2%以上であった。さらに，²³⁹Puおよび²⁴¹Puの核分裂収率について，どのFP核種が主に¹⁵³Euの生成量に影響しているかを調べた。²³⁹Puおよび²⁴¹Puから質量数153の核種が生成される核分裂収率について，Tokyo TechとFPY-2011の差（Tokyo Tech − FPY-2011（%））をFig. 8に示す。Figure 8より，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率の差が−0.04%以上と比較的大きいため，それらの核分裂収率が¹⁵³Euの生成量に大きく影響すると考えられる。それら3核種の核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した結果とそれら3核種すべての核分裂収率を変更した結果をTable 8に示す。Table 8より，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率を変更したケースの¹⁵³Euの生成量の相対差は−2%であり，Table 7で示した²³⁹Puから質量数153の核種ができる核分裂収率を変更したケースの¹⁵³Euの生成量の相対差−2%と同程度であることがわかる。また，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率を変更したケースの¹⁵³Euの生成量の相対差の合計は−2%であり，Table 7で示した²⁴¹Puから質量数153の核種ができる核分裂収率を変更したケースの¹⁵³Euの生成量の相対差である−2%と同程度であることがわかる。それら3核種の核分裂収率すべてを変更したケースの¹⁵³Euの生成量の相対差は−4%であることから，前章で示した¹⁵³EuのC/E値の差異である−5%には，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率が主に影響していることがわかった。

Table 5 Cumulative fission yield of ¹⁵²Sm

Fissile nuclildes	235U	238U	239Pu	241Pu
Tokyo Tech (I) (%)	2.67 × 101	5.31 × 101	5.76 × 101	7.19 × 10−1
FPY-2011 (II) (%)	2.67 × 101	5.31 × 101	5.68 × 101	7.18 × 10−1
Relative difference ((I/II-1) × 100) (%)	0	0	1	0

Table 6 Cumulative fission yield of ¹⁵³Sm

Fissile nuclildes	235U	238U	239Pu	241Pu
Tokyo Tech (I) (%)	1.27 × 101	3.32 × 101	2.89 × 101	4.33 × 101
FPY-2011 (II) (%)	1.58 × 101	4.16 × 101	3.61 × 101	5.40 × 101
Relative difference ((I/II-1) × 100) (%)	−20	−20	−20	−20

Table 7 Production of ¹⁵³Eu and relative difference in case of changing fission yield of fissile nuclides

	FPY-2011a)	235Ub)	238Ub)	239Pub)	241Pub)
Production of 153Eu (g/tIHM)	2.79 × 102	2.79 × 102	2.79 × 102	2.73 × 102	2.73 × 102
Relative difference (%)	—	0	0	−2	−2

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, or ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

Fig. 8

Fission yield of nuclides of atomic number 153 produced from ²³⁹Pu and ²⁴¹Pu

Table 8 Production of ¹⁵³Eu and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	239Pu-153Ndb)	241Pu-153Prb)	241Pu-153Ndb)	3 nuclidesc)
Production of 153Eu (g/tIHM)	2.79 × 102	2.74 × 102	2.77 × 102	2.76 × 102	2.68 × 102
Relative difference (%)	—	−2	−1	−1	−4

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, and ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, or ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

（3） ¹⁵⁴Eu

MOX燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹⁵⁴EuのC/E値の差異は−4%であった。¹⁵⁴Euの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。Fig. 7より，¹⁵⁴Euの生成経路は^154mEuからの核異性体転移および¹⁵³Euの中性子捕獲反応であることがわかる。さらに，¹⁵³Euの1群捕獲断面積を0にして¹⁵³Euから¹⁵⁴Euへの生成経路を遮断した計算を行った結果をTable 9に示す。Table 9をみると，¹⁵³Euから¹⁵⁴Euへの生成経路を遮断すると¹⁵⁴Euの生成量は5桁減少している。このことから，^154mEuの核異性体転移や核分裂による¹⁵⁴Euの生成より¹⁵³Euの中性子捕獲反応が支配的であることがわかる。したがって，^154mEuと¹⁵⁴Euの核分裂収率よりも，¹⁵³Euの親核種の核分裂収率による¹⁵³Euの生成量の差異が¹⁵⁴Euの生成量の差異に主に影響していると考えられる。¹⁵³Euの考察の際と同様に，どの核分裂性核種の核分裂収率が主に影響しているか確認するため，質量数153の核種の核分裂収率すべてについて核分裂性核種ごとにFPY-2011からTokyo Techへ変更した計算を行った。すべてFPY-2011を用いたケース(a)と，FPY-2011から²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの核分裂収率にそれぞれ変更したケース(b)の¹⁵⁴Euの生成量，両者の相対差（b/a − 1）をTable 10に示す。Table 10より，¹⁵³Euの考察の際と同様に，²³⁹Puおよび²⁴¹Puの核分裂収率を変更したケースにおいて−2%以上の相対差がみられた。また，Fig. 8より，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率と²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率は，Tokyo TechとFPY-2011の差が大きいことがわかっている。それらの核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した結果とそれら3核種すべての核分裂収率を変更した結果をTable 11に示す。Table 11より，3核種の核分裂収率すべてを変更したケースの¹⁵⁴Euの生成量の相対差は−5%であることから，前章で示した¹⁵⁴EuのC/E値の差異である−4%には，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率が主に影響していることが確認された。

Table 9 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case capture cross section of ¹⁵³Eu is 0

	Basea)	Capture cross section of 153Eu is 0b)
Production of 154Eu (g/tIHM)	6.51 × 101	6.31 × 10−4
Relative difference (%)	—	−100

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) FPY-2011 is used for all fission yields and capture cross section of ¹⁵³Eu in cross section library is changed to 0.

Table 10 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case of changing fission yield of fissile nuclides

	FPY-2011a)	235Ub)	238Ub)	239Pub)	241Pub)
Production of 154Eu (g/tIHM)	6.51 × 101	6.51 × 101	6.49 × 101	6.33 × 101	6.36 × 101
Relative difference (%)	—	0	0	−3	−2

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, or ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

Table 11 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	239Pu-153Ndb)	241Pu-153Prb)	241Pu-153Ndb)	3 nuclidesc)
Production of 154Eu (g/tIHM)	6.51 × 101	6.36 × 101	6.45 × 101	6.43 × 101	6.21 × 101
Relative difference (%)	—	−2	−1	−1	−5

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, and ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, or ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

（4） ¹⁵⁵Eu

MOX燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹⁵⁵EuのC/E値の差異は−4%であった。¹⁵⁵Euの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。Fig. 7より，¹⁵⁵Euの生成経路は¹⁵⁵Smからのβ⁻崩壊および¹⁵⁴Euの中性子捕獲反応であることがわかる。さらに，¹⁵⁴Euの1群捕獲断面積を0にして¹⁵⁴Euから¹⁵⁵Euへの生成経路を遮断した計算の結果をTable 12に示す。Table 12より，¹⁵⁴Euから¹⁵⁵Euへの生成経路を遮断すると¹⁵⁵Euの生成量は88%減少しており，¹⁵⁴Euの中性子捕獲反応が支配的であることがわかる。前述のように¹⁵⁴Euの生成量の違いは主に¹⁵³Euの親核種の核分裂収率が影響していることがわかっている。したがって，¹⁵⁴Euからの生成が支配的な¹⁵⁵Euにおいても同様に，¹⁵³Euの親核種の核分裂収率が主に影響していると考えられる。¹⁵³Euの生成量に主に影響を及ぼす²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した結果とそれら3核種すべての核分裂収率を変更した結果をTable 13に示す。Table 13より，3核種の核分裂収率すべてを変更したケースの¹⁵⁵Euの生成量の相対差が−4%であることから，前章で示した¹⁵⁵EuのC/E値の差異である−4%には，¹⁵⁴Euと同様に，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率が主に影響していることが確認された。

Table 12 Production of ¹⁵⁵Eu and relative difference in case capture cross section of ¹⁵⁴Eu is 0

	Basea)	Capture cross section of 154Eu is 0b)
Production of 155Eu (g/tIHM)	1.95 × 101	2.31 × 100
Relative difference (%)	—	−88

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) FPY-2011 is used for all fission yields and capture cross section of ¹⁵³Eu in cross section library is changed to 0.

Table 13 Production of ¹⁵⁵Eu and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	239Pu-153Ndb)	241Pu-153Prb)	241Pu-153Ndb)	3 nuclidesc)
Production of 155Eu (g/tIHM)	1.95 × 101	1.91 × 101	1.93 × 101	1.93 × 101	1.87 × 101
Relative difference (%)	—	−2	−1	−1	−4

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, and ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, or ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

（5） ¹⁵⁵Gd

MOX燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹⁵⁵GdのC/E値の差異が−4%であった。¹⁵⁵Gdの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。Fig. 7より，¹⁵⁵Gdの生成経路は¹⁵⁵Euからのβ⁻崩壊および¹⁵⁴Gdの中性子捕獲反応であることがわかる。¹⁵⁴Gdの生成経路はFig. 7より，主に¹⁵⁴Euからのβ⁻崩壊であることがわかる。¹⁵⁴Euや¹⁵⁵Euの生成量の違いは前述したように，主に¹⁵³Euの親核種の核分裂収率が影響していることがわかっている。したがって，それらの核種から生成される¹⁵⁵Gdにおいても同様に，¹⁵³Euの親核種の核分裂収率が主に影響していると考えられる。そこで，¹⁵³Euの生成量に主に影響を及ぼす²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率を1つずつFPY-2011からTokyo Techに変更した結果と3核種すべての核分裂収率を変更した結果をTable 14に示す。Table 14より，3核種の核分裂収率すべてを変更したケースの¹⁵⁵Gdの生成量の相対差が−5%であることから，前章で示した¹⁵⁵GdのC/E値の差異である−4%には，²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率が主に影響していることが確認された。

Table 14 Production of ¹⁵⁵Gd and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	239Pu-153Ndb)	241Pu-153Prb)	241Pu-153Ndb)	3 nuclidesc)
Production of 155Gd (g/tIHM)	2.78 × 10−1	2.71 × 10−1	2.76 × 10−1	2.75 × 10−1	2.65 × 10−1
Relative difference (%)	—	−3	−1	−1	−5

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, and ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁹Pu, ¹⁵³Pr produced from ²⁴¹Pu, or ¹⁵³Nd produced from ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

2. UO₂燃料のPIE解析においてC/E値に差異がみられた核種

（1） ¹⁵⁴Eu

UO₂燃料のPIE解析において，Tokyo TechによるFPY-2011に対する¹⁵⁴EuのC/E値の差異が−5%であった。¹⁵⁴Euの生成量の差異に影響した核分裂収率を調べた。MOX燃料のPIE解析の考察においても確認したように，Fig. 7より¹⁵⁴Euの生成経路は^154mEuからの核異性体転移および¹⁵³Euの中性子捕獲反応である。前述したMOX燃料のPIE解析においては，¹⁵⁴Euの生成経路は¹⁵³Euの中性子捕獲反応が支配的であったが，今回のUO₂燃料のPIE解析においても同様であるかを確認した。¹⁵³Euの1群捕獲断面積を0にすることで¹⁵³Euから¹⁵⁴Euへの生成経路を遮断して計算を行った結果をTable 15に示す。Table 15より，¹⁵³Euから¹⁵⁴Euへの生成経路を遮断すると¹⁵⁴Euの生成量は5桁減少していることから，UO₂燃料体系においても¹⁵³Euの中性子捕獲反応が支配的であることがわかる。したがって，¹⁵³Euの親核種の核分裂収率による¹⁵³Euの生成量の差異が¹⁵⁴Euの生成量の差異に影響していると考えられる。次に，どの核分裂性核種の核分裂収率が主に影響しているか確認するため，¹⁵³Euおよびその親核種の核分裂収率すべてについて核分裂性核種ごとにFPY-2011からTokyo Techへ変更した計算を実施した。質量数153の核種について，すべてFPY-2011を用いたケース(a)と²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴¹Puの核分裂収率をFPY-2011からTokyo Techにそれぞれ変更したケース(b)の¹⁵³Euの生成量，両者の相対差（b/a − 1）をTable 16に示す。Table 16より，²³⁵Uおよび²³⁹Puの核分裂収率を変更したケースにおいてそれぞれ−2%以上と比較的大きな相対差がみられた。さらに，²³⁵Uおよび²³⁹Puについて，どのFP核種が主に¹⁵⁴Euの生成量の差異に影響しているかについて調べた。²³⁵Uから質量数153の核種ができる核分裂収率について，Tokyo TechとFPY-2011の差（Tokyo Tech − FPY-2011（%））をFig. 9に示す。Fig. 9より，¹⁵³Euとその親核種の中で，Tokyo TechとFPY-2011における¹⁵³Ndの核分裂収率の差が−0.03%と比較的大きいことがわかる。また，Fig. 8より，²³⁹Puについても，¹⁵³Ndの核分裂収率が¹⁵³Euの生成量に主に影響すると考えられる。そこで，²³⁵Uまたは²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率をFPY-2011からTokyo Techに変更した結果と²³⁵Uおよび²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率を2つとも変更した結果をTable 17に示す。Table 17より，²³⁵Uおよび²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率を変更したケースの¹⁵⁴Eu生成量の相対差はそれぞれ−2%であり，Table 16で示した²³⁵Uまたは²³⁹Puから質量数153の核種ができる核分裂収率を変更したケースの相対差と同程度であることがわかる。また，2核種の核分裂収率をともに変更したケースの¹⁵⁴Euの生成量の相対差が−4%であることから，前章で示した¹⁵⁴EuのC/E値の差異である−5%には，主に²³⁵Uおよび²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率が影響していることがわかった。

Table 15 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case capture cross section of ¹⁵³Eu is 0

	Basea)	Capture cross section of 153Eu is 0b)
Production of 154Eu (g/tIHM)	1.73 × 101	2.99 × 10−4
Relative difference (%)	—	−100

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) FPY-2011 is used for all fission yields and capture cross section of ¹⁵³Eu in cross section library is changed to 0.

Table 16 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case of changing fission yield of fissile nuclides

	FPY-2011a)	235Ub)	238Ub)	239Pub)	241Pub)
Production of 154Eu (g/tIHM)	1.73 × 101	1.69 × 101	1.71 × 101	1.68 × 101	1.72 × 101
Relative difference (%)	—	−2	−1	−2	−1

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, or ²⁴¹Pu. FPY-2011 is used for the others.

Fig. 9

Fission yield of nuclides of atomic number 153 produced from ²³⁵U

Table 17 Production of ¹⁵⁴Eu and relative difference in case of changing fission yield of FP nuclides

	FPY-2011a)	235U-153Ndb)	239Pu-153Ndb)	235U-153Nd 239Pu-153Ndc)
Production of 154Eu (g/tIHM)	1.73 × 101	1.69 × 101	1.69 × 101	1.65 × 101
Relative difference (%)	—	−2	−2	−4

^a) FPY-2011 is used for all fission yields.

^b) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁵U or ²³⁹Pu. FPY-2011 is used for the others.

^c) Tokyo Tech is used for only the fission yield of ¹⁵³Nd produced from ²³⁵U and ²³⁹Pu. FPY-2011 is used for the others.

V. 結論

Tokyo Techの妥当性確認のため，UO₂燃料およびMOX燃料のPIE解析を行った。UO₂燃料を用いた福島第二原子力発電所2号機およびMOX燃料を用いたBeznau-1号炉のPIE解析の結果，Tokyo TechおよびFPY-2011を用いた場合のC/E値の差異は5%程度以下であり，軽水炉の照射後燃料における本研究で対象としたPIEの測定核種を対象とする場合，Tokyo Techの妥当性について，FPY-2011と同等であることが確認された。UO₂燃料のPIE解析については，¹⁵⁴EuのC/E値の差異は5%程度であり，FPY-2011を用いた場合の方がC/E値が1に近い。C/E値の差異に着目したところ，主に²³⁵Uおよび²³⁹Puから¹⁵³Ndができる核分裂収率の違いが¹⁵⁴EuのC/E値の差異に影響していることがわかった。なお，FPY-2011およびTokyo Techを用いた場合のどちらのC/E値も実験誤差の範囲内である。MOX燃料については，¹⁵⁴Euおよび¹⁵⁵GdについてはC/E値の改善がみられ，実験値とよく一致しているが，¹²⁹I，¹⁵³Eu，¹⁵⁵EuについてはFPY-2011を用いた場合の方がC/E値が1に近い。ただし，¹²⁹Iと¹⁵⁵Euについては，核分裂収率データの違いによる計算値の差異よりも実験値と計算値の差異の方が大きい。主に²³⁹Puから¹²⁹Sn，^129mSn，¹²⁹Sb，^129mSbができる核分裂収率の違いが¹²⁹Iの生成量の差異に影響し，主に²³⁹Puから¹⁵³Nd，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率の違いが¹⁵³Euおよび¹⁵⁵Euの生成量の差異に影響していることがわかった。また，主に²³⁹Puから¹⁵³Nd，²⁴¹Puから¹⁵³Prおよび¹⁵³Ndができる核分裂収率の違いが，¹⁵⁴Euおよび¹⁵⁵GdのC/E値の改善に影響していることがわかった。

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