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, 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, 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.

Sensitivity analysis for curium isotope concentrations of light water reactor mixed-oxide burned fuel

千葉 豪; 石川 眞

JAEA-Conf 2011-002, p.211 - 216, 2011/09

http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2011-002.pdf

燃焼摂動理論を用いて、軽水炉の燃焼後MOX燃料におけるキュリウム同位体の数密度に対する感度解析を行った。本検討により、原子炉の運転によるキュリウム同位体の生成メカニズムを明らかにした。また、キュリウム同位体の生成量の正確な予測のために重要となる核データを特定した。これらの情報は、燃焼後のキュリウム同位体の数密度測定データに対する計算値と実験値の差異を検討する際に役立つものである。

JENDL-4.0 integral testing for fission systems

奥村 啓介; 杉野 和輝; 千葉 豪; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1135 - 1140, 2011/08

https://doi.org/10.3938/jkps.59.1135

最新の日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0について、核分裂体系に対する積分テストを行った。本テストは幅広い積分データ(評価済み臨界安全ベンチマーク実験ハンドブックに収納されている臨界データ,プルトニウムの経年効果に関連したMOX燃料装荷臨界集合体の実験データ,さまざまな高速臨界集合体や常陽,もんじゅといった実機高速炉の臨界データ,加圧水型軽水炉である高浜3号炉及び常陽の照射後試験データ)を用いて実施した。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP-II及び最新の決定論的中性子輸送計算コードにより行った。また、JENDL-4.0に加えて、その他の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)についてもベンチマーク計算を行い、各ライブラリの性能の違いについて感度係数を用いて検討した。

Application of the hierarchical domain decomposition boundary element method to the simplified P equation

千葉 豪

Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.1033 - 1038, 2011/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2011.01.011

中性子拡散方程式の解法として開発された階層領域分割型境界要素法(HDD-BEM)を簡易P方程式(SP方程式)に適用した。SP方程式に対するHDD-BEMの解法を論文中に示した。HDD-BEMに基づく計算プログラムABEMIEを開発し、その妥当性を確認するため二次元一群非等方散乱のベンチマーク問題を解いた。ベンチマーク計算の結果、実効増倍率及び中性子束分布について、本手法が有限要素法に基づく既存の計算プログラムによる参照解とよく一致することを示した。これにより、HDD-BEMがSP方程式の有効な解法となりえることを示した。

Study on calculation methods for the effective delayed neutron fraction

Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*

JAEA-Research 2010-061, 28 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-061.pdf:1.1MB

実効遅発中性子割合は原子炉の動的な振る舞いを支配する重要なパラメータの一つである。これまでに、幾つかのモンテカルロ法に基づいたの計算方法が提案されている。本研究では、それらの方法の精度を定量的に評価するため、の計算手法に着目し、裸炉心,反射体付き炉心,MASURCA-R2, MASURCA-ZONA2, FCA XIX-1, XIX-2, XIX-3といった高速炉心を対象に検討を行った。について、基本値(均一重み),一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づいて計算し、その各々の比較を行った。その結果、一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づくの値は最大で10%異なる場合があること、均一重みの値は幾つかの体系で大幅に大きな値となること、すべての体系で、Meulekampによる定義は名内の定義と比較して大きな値となること、を示した。さらに、に対する複数世代の効果を評価し、一般的な定義に基づく値を求めるためには、それが無視できないことを示した。

JENDL-4.0 benchmarking for fission reactor applications

千葉 豪; 奥村 啓介; 杉野 和輝; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(2), p.172 - 187, 2011/02

https://doi.org/10.3327/jnst.48.172

新たに開発された日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0のベンチマークテストを種々の積分実験データを用いて実施した。計算には連続エネルギーモンテカルロコード、もしくは高速炉解析のために整備されてきた決定論的手法を用いた。JENDL-4.0を用いたベンチマーク計算により、前の版であるJENDL-3.3と比較して核分裂炉に対する性能が大幅に改善することを確認した。JENDL-4.0を用いることにより、熱中性子炉,高速中性子炉双方について、核特性パラメータのより信頼性の高い評価が可能となる。

高速炉燃料集合体内発熱分布に対する線輸送効果の評価

千葉 豪

JAEA-Research 2010-045, 24 Pages, 2011/01

JAEA-Research-2010-045.pdf:1.34MB

線の輸送計算により、高速炉燃料集合体の発熱分布に対する線の輸送効果を定量的に評価した。計算には、最新の評価済み核データファイルJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリUFGLIB.J40と、原子力機構で開発中の放射線輸送計算コードシステムCBGを用いた。「もんじゅ」燃料集合体モデルを用いた検討の結果、線の輸送を考慮することにより燃料ピンの発熱が1.35%程度低下することを示した。また、この線輸送効果の不確かさを評価したところ、0.25%を得た。さらに、燃料集合体のラッパ管内の領域の発熱割合は、線の輸送を考慮することにより0.5%程度減少することを示した。