ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.225

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

日本原子力学会「2016年秋の大会」核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会、企画・合同セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」概要報告

中村 詔司

核データニュース(インターネット), (115), p.18 - 23, 2016/10

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf115/No115-05.pdf

本件は、日本原子力学会2016年秋の大会(平成28年9月7日(水) 13:0014:30 (L会場))において、核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会の合同で開催された企画セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」についての概要を報告するものである。セッションでは、廃止措置に向けた課題、九州大学で進めている実験施設の廃止措置の状況、廃止措置に伴う放射化量評価に資する核データライブラリの現状について等の発表があり、それらの発表内容をまとめている。

Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor

Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二

JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-032.pdf:2.07MB

これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、Y, Cs, Pr, Rh, Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期にPuが大きく影響することも明らかになった。

Exploring of peptides with affinity to HER2 from random peptide libraries using radioisotope; Random hexapeptide libraries with fixed amino acid sequence at 1 and 2 positions

佐々木 一郎; 花岡 宏史*; 山田 圭一*; 渡辺 茂樹; 須郷 由美; 大島 康宏; 鈴木 博元; 石岡 典子

Peptide Science 2014, p.257 - 260, 2015/03

We have sought to establish drug discovery system using radioisotope (RI) labeled peptides which have high affinity to target proteins overexpressed in cancers. Of the target proteins, we chose the human epidermal growth factor receptor type 2 (HER2), a membrane protein overexpressed in various cancers to evaluate the drug discovery system. Three series of random hexapeptide libraries introduced a radioiodinated D-tyrosine (y(3-I)) to -terminal were designed and binding assay with HER2-expressed cell lines were conducted in this study. First, we synthesized a series of random hexapeptide libraries with fixed amino acid sequence at 1 and 2 positions, y(3-I)XXXXXX. Non-radioactive random peptide libraries, yXXXXXX, were prepared by Fmoc-SPPS with an automatic peptide synthesizer. Radioiodinated y(3-I)XXXXXX were subsequently synthesized in 30-50% radiochemical yield. Binding assay using HER2-overexpressed cell line showed that high affinity (38-50% dose, n=6) was obtained with yIIXXXX, while other random peptide libraries were yielded low affinity (approximately 1% dose), which indicated that the system using RI labeled random peptide libraries have potential to discover peptide drug for cancer therapy. Preparation of other random hexapeptide libraries are being undertaken.

光核反応を用いる廃棄体中のウラン濃度検認法のモンテカルロコードによる概念検討

桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12

ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。

Integral benchmark experiments of the Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL)-3.3 for the fusion reactor design

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 柴田 恵一; 和田 政行*; 村田 勲*

IAEA-CN-116/FT/P1-22 (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/fusion-20-preprints/FT_P1-22.pdf

JENDL-3.3は最新の実験データをもとに評価した337核種の中性子断面積であり、核融合炉の核設計で重要な非等方中性子輸送で重要となる2重微分断面積の充実,同位体ごとの断面積,共分散データの充実を特徴としている。本報告では、鉄,バナジウム,タングステン等の核融合関連の核種の核データの精度検証を目的として、それらの核種の積分実験を実施し、その結果に対し、JENDL-3.3とその旧版であるJENDL-3.2及びIAEAの核融合核データライブラリFENDL-2を用いてベンチマーク解析を実施した。実験は原研東海研究所の加速器ベースの14MeV中性子発生装置である核融合中性子源FNSにおいて実施した。14MeV中性子発生用トリチウムターゲットの前方に核融合関連材料からなる平板体系を設置して、14MeV中性子を体系に入射し、体系内及び体系外において中性子及び2次線のエネルギースペクトルを測定した。試験体系としては、単一元素材料として、鉄,銅,バナジウム,タングステン,複合元素材料としてSS316L, LiAlO, SiCを使用した。積分ベンチマーク実験の結果、JENDL-3.3は旧版であるJENDL-3.2及びFENDL-2.0に比べて、精度が改善しており、核融合炉の核設計に対し十分な精度を有していることを確認した。

モンテカルロセミナー実施報告; 2000年7月2002年7月, 日本原子力研究所

桜井 淳; 久米 悦雄; 前川 藤夫; 野尻 一郎*

日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.196 - 201, 2003/06

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.196

セミナーで行った特徴的事項はつぎのとおりである。理論セミナーでは、独自に編集した連続エネルギーモンテカルロ教科書を採用し、実際の計算に役立つ講義内容とした。未臨界セミナーでは実際の核燃料サイクル施設の計算を実施した。遮蔽セミナーと高エネルギーセミナーではウェイト下限値の的確な評価法が身に付くように理論と計算演習を実施した。三つの計算セミナーの教材には、JENDL-3.2から編集した293Kの340核種の汎用中性子断面積ライブラリを採用し、一般的な計算にも対応できるようにした。三つの計算セミナーには、いずれもひとつずつ、研究に使用している世界でも代表的なベンチマーク実験問題を含め、計算法の検証が可能なようにした。三つの計算セミナーでは、モンテカルロ法をまったく知らない初心者でも、5時間の講義及び計算演習により、ひとりで的確な計算ができるようにすることができた。セミナー参加者との質疑応答をくり返し、講義や教材に含まれていた曖昧さを排除し、確実な内容に改善した。

統合化燃焼計算コードシステムSWAT改訂版

須山 賢也; 清住 武秀*; 望月 弘樹*

JAERI-Data/Code 2000-027, 88 Pages, 2000/07

JAERI-Data-Code-2000-027.pdf:4.08MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された統合燃焼計算コードシステムである。本レポートは、改訂されたSWATの概要とそのマニュアルである。本改訂は、機能拡充、対応マシンの増大、そしてこれまでに報告された不具合の修正より成っている。

異機種並列計算機間通信ライブラリ: Stampi; 利用手引書第二版

今村 俊幸; 小出 洋; 武宮 博*

JAERI-Data/Code 2000-002, p.75 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-002.pdf:3.05MB

異なる並列計算機を任意に組み合わせ計算を行うために、MPIを通信のための単一のインターフェイスとする異機種並列計算機間通信ライブラリStampiを開発した。StampiはMPI2のインターフェイス仕様に基づき、異なる計算機への動的なプロセス生成とMPIのセマンティクスを保ったまま外部との通信を可能としている。Stampiの主な特徴は次のようにまとめられる。(1)外部通信と内部通信とのプロトコル自動選択機能、(2)通信中継モジュールによるメッセージ中継機能、(3)動的なプロセス生成、(4)異なる2種類の通信路(Master/Slave,Client/Server)の動的形成方法サポート、(5)Java Appletとの通信。従来、ベンダー提供のライブラリでは提供されていなかったこれら外部へのプロセス生成と通信の機能等を実現し、これにより異機種の並列計算機を同時に用いた計算が可能となった。現在Stampiは計算科学技術推進センター所有の並列計算機群COMPACSの5台の並列機とグラフィックサーバ、ほかに8種の並列計算機に実装(計14機種)され、それら計算機間での任意の通信を可能としている。本稿では、Stampiの利用方法を中心に報告している。

Development of the DCHAIN-SP code for analyzing decay and build-up characteristics of spallation products

高田 弘; 小迫 和明*

JAERI-Data/Code 99-008, 87 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-008.pdf:3.68MB

核破砕核種の崩壊特性を計算するために、核種の崩壊生成解析コードDCHAIN2について、放射性核種に関する崩壊データを改訂するとともに中性子反応断面積データを加えてDCHAIN-SPコードを開発した。崩壊データはEAF3.1,FENDL/D-1及びENSDFデータライブラリから新規に作成した。FENDL/A-2データライブラリから引用した中性子反応断面積も用意し、生成点における中性子場による核種の核変換を考慮する。本コードは、あらゆる崩壊系列における核種の崩壊生成をBeteman法で解き、核種の蓄積量、誘導放射能、,及び線の放出による崩壊熱、さらには線エネルギースペクトル等を計算する。ここで、高エネルギー核子中間子輸送コードによって評価された核種生成率が入力データとされる。本レポートではDCHAIN-SPコードの使用法を説明する。