Fast burnup calculation method based on neutron spectrum reconstruction with proper orthogonal decomposition and regression model

渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 山本 章夫*

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) (Internet), 10 Pages, 2025/04

現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いた中性子スペクトル再構成に基づく高速な燃焼計算手法について検討した。本手法では、様々な入力パラメータに対する詳細燃焼計算により得られた多数の中性子束に対してPODによる次元削減を行い、低次元化した中性子束とパラメータを関係づける回帰モデルを構築する。この回帰モデルに計算対象である任意の入力パラメータを与えて中性子束を再構成し、燃焼計算を行う。本手法により、中性子輸送計算を行うことなく、入力条件に基づく中性子スペクトルの変化を考慮した燃焼計算を行うことができる。本手法をPWRのUO燃料ピンセルモデルに適用した結果、詳細計算と比較して核種インベントリを数パーセント以内の差異で計算できることが分かった。また、検証の結果この計算誤差は回帰モデルの影響が支配的であったことから、回帰モデルの改善により精度が改善する見通しが得られた。

EXFOR-based simultaneous evaluation for neutron-induced fission cross section of plutonium-242

奥山 莉子*; 大塚 直彦*; 千葉 豪*; 岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.57 - 67, 2024/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2267070

The Pu neutron-induced fission cross section was evaluated from 100 keV to 200 MeV. The experimental Pu and U fission cross sections and their ratios in the EXFOR library were reviewed and analysed by the least-squares method. Additional simultaneous evaluation was performed by including the experimental database of the U and Pu fission cross sections and their ratios developed for JENDL-5 evaluation. The evaluated Pu fission cross section was verified against the cross section measured in the californium-252 spontaneous fission neutron field and criticalities of small-sized LANL fast systems. The newly evaluated fission cross section is systematically lower than the JENDL-4.0 cross section and demonstrates better performance.

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2141903

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.

Development of nuclear data processing code FRENDY version 2

多田 健一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

核データ処理は評価済み核データライブラリと輸送計算コードを繋ぐ重要なインターフェースである。原子力機構では、新しい核データ処理コードFRENDYの開発を2013年から開始し、PHITSやSerpent、MCNPといった連続エネルギーモンテカルロ計算コード用のACEファイルを生成可能なFRENDY第1版を2019年に2条項BSDライセンスのオープンソースソフトウェアとして公開した。FRNDY第1版を公開後、中性子入射の多群断面積生成、非分離共鳴断面積の確率テーブルに対する統計的不確かさの定量化、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式の核データファイルの編集など、様々な機能を開発してきた。これらの機能をFRENDYに実装し、第2版として公開した。本発表では、FRENDYの概要とFRENDY第2版で新たに実装された機能について紹介する。

Verification of the multi-group generation capability of FRENDY nuclear data processing code for recent nuclear data through comparison of one-group reaction rates

山本 章夫*; 多田 健一; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.544 - 547, 2021/06

FRENDYの多群断面積作成機能FRENDY/MGの検証を効率的に行うため、FRENDY/MGとNJOY2016で生成された多群断面積を用いた一群の反応率を比較した。軽水炉,高速炉及び1/Eの三つの中性子スペクトルを一群の反応率の計算に用いた。ほとんどの核種において、一群の反応率は十分に小さいことが分かり、FRENDY/MGの妥当性が示された。FRENDY/MGはFRENDYの一部として近い内に公開する予定である。

First nuclear transmutation of Np and Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, 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

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1618406

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。

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に; 第8回(最終回)核データライブラリJENDLの進化

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 千葉 豪*

日本原子力学会誌ATOMO, 60(6), p.357 - 361, 2018/06

核データライブラリは、核データ研究の集大成となる成果物である。核データは利用されて初めて価値があり、核データ研究の最終的な出口が核データライブラリとなる。8回にわたる連載講座の最後として、日本の核データライブラリであるJENDLについて解説する。汎用ライブラリの変遷とJENDL-4.0、特殊目的ファイルの最近の進展、核データライブラリの国際的状況を紹介し、JENDLの展望と核データ研究について述べる。

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,1; 多様化する原子核工学と核データのニーズ

須山 賢也; 国枝 賢; 深堀 智生; 千葉 豪*

日本原子力学会誌ATOMO, 59(10), p.598 - 602, 2017/10

核データとは狭義には原子核と中性子の反応の確率であるが、一般的に言えば、原子核の物理的変化や反応の様子を表現するデータの事である。我が国が原子力開発に着手して以来、核データの開発は重要な技術開発のテーマであり、現在我が国の核データライブラリJENDLは世界で最も高い精度と完備性を兼ね備えた核データファイルの一つとして国際的に認知されている。本連載講座では、原子力開発に関係している方々を対象とし、核データ開発の意義、核データの開発の最新の状況、国際的な動向、そして今後の開発の方向性を解説する。

核設計基本データベースの整備,14; JENDL-4.0に基づく高速炉核特性解析の総合評価

杉野 和輝; 石川 眞; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 長家 康展; 羽様 平; 千葉 豪*; 横山 賢治; 久語 輝彦

JAEA-Research 2012-013, 411 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-013.pdf:18.72MB
JAEA-Research-2012-013-appendix(CD-ROM).zip:75.82MB

最新知見に基づいた高速炉の核設計精度の評価を行うため、国内で最新の評価済核データファイルJENDL-4.0を用いて、高速炉の種々の核特性にかかわる実験及び試験の解析を行った。具体的には、臨界実験装置としてZPPR, FCA, ZEBRA, BFS, MASURCA, LANLの超小型炉心、実機プラントとしてSEFOR,「常陽」,「もんじゅ」で行われた炉物理実験/試験及び照射試験にかかわる合計643特性を対象とした。解析においては、基本的に標準的な高速炉の核特性解析手法を採用し、最確評価となるように詳細な計算を行った。また、得られた解析結果について、実験誤差、解析モデルにかかわる誤差、核データに起因する誤差の観点から検討を行い、炉心間あるいは核特性間の整合性を総合的に評価した。さらに、これらの評価結果を活用して、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で設計が進められている高速炉炉心の核特性予測精度の評価を行った。

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

https://doi.org/10.15669/pnst.2.306

The capture cross section of U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of U.