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論文

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

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.

論文

Overview of JENDL-4.0/HE and benchmark calculations

国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.

JAEA-Conf 2016-004, p.41 - 46, 2016/09

加速器を用いた種々のアプリケーションを開発・設計するための基礎データとして、中性子や陽子入射の高エネルギー核データを整備する必要がある。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行うと共に、特に医療分野で需要の高い$$^{6,7}$$Liや$$^{9}$$Be等の核種を新たに加えて、約130核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、ライブラリの概要を説明すると共に、粒子輸送計算コードPHITSやMCNPXを用いた中性子透過計算等における積分検証結果を中心に報告する。

報告書

WWW核図表インターフェースの改良

岡本 力; 湊 太志; 小浦 寛之; 岩本 修

JAEA-Data/Code 2015-029, 30 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-029.pdf:1.81MB

核データ研究グループから1976年より4年おきに冊子体「核図表」が発行されている。そのデータをウェブ上からも利用できるよう1999年にWWW(World Wide Web)用核図表作成プログラムの開発が行われた。しかし当時のインターネット技術に比べ現在は回線スピード、ブラウザ機能、JavaScriptライブラリなどが進歩している。2014年度版核図表の発行に伴い、より利便性を図るため、新しいインターネット技術を導入し、WWW核図表の作成方法・インターフェースの改良を行った。インターフェースにはスクロール画面を導入し、マップの画面移動が容易にすると共に、ドラッグスクロール機能も追加した。さらにスマートフォンなどモバイル端末からのアクセスも想定し、軽量版を用意して自動切り替えの処置も行った。これらの技術の導入によりアクセスタイムの軽減や、外出時での利用も可能なシステムとなった。また2014年度版の核図表にはあらたに崩壊図が追加されたため、図の作成方法を再検討した。そこで容易に図形を作成するためにSVG(Scalable Vector Graphics)を採用した。今回の改良により従来に比べてWWW核図表の利便性が大幅に増した。

論文

Sensitivity analyses of initial compositions and cross sections for activation products of in-core structure materials

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.233 - 249, 2015/00

バックエンド分野において、放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるために、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことは重要である。このため、放射化生成物の主要な生成経路の定量的決定の優先度を評価するため、感度解析を実施した。本検討では、ORIGEN2.2コード及びJENDL-4.0に基づく1群断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、燃料集合体やチャンネルボックスの材料であるジルコニウム合金、SUS304ステンレス鋼及びニッケル-クロム合金を解析対象とした。感度解析の結果より、主要な生成経路を構成する初期組成元素及び核反応が定量的に明らかとなった。また、複雑な生成経路を有する核種に対しても、主要な生成経路が明らかとなった。本検討で得られた結果は、不純物測定の分野や核データ分野において利用されることが期待される。

報告書

炉内構造物の放射化核種の主要な生成経路(共同研究)

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Research 2013-038, 88 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-038.pdf:3.15MB

放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるためには、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことが重要である。本検討では、ORIGEN2コード及びJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、炉内構造物の材料であるジルカロイ, SUS304, インコネル718を対象として、初期組成元素の感度解析及び断面積の感度解析を行うことにより、放射化生成物の生成量に影響を与える初期組成元素及び核反応を定量的に明らかにした。感度解析の結果を用いて、炉内構造物の放射化評価において重要な核種について、主要な生成経路をまとめた。

論文

Nuclear data for severe accident analysis and decommissioning of nuclear power plant

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力; 羽倉 洋行; 須山 賢也

JAEA-Conf 2013-002, p.15 - 20, 2013/10

福島第一原子力発電所1号機から3号機について、3次元核種インベントリと崩壊熱の計算評価をJENDL-4.0とMOSRAシステムを用いて行った。本計算では、径方向と軸方向の燃焼度とボイド分布を考慮して、約1400核種に対する核種インベントリを評価した。崩壊熱とその分布は、核種インベントリの計算結果から総和計算により評価した。崩壊熱の計算結果を過酷事故解析で使われる簡易評価式と比較し、総和計算と約20%以内で一致することを確認した。また、商用炉の廃止措置に対応するため、ORIGEN-S用の新しい放射化断面積ライブラリの開発を原子力機構と日本原電との共同研究として進めている。その現状と今度の計画について、核データと手法の観点から紹介する。

報告書

JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ40

奥村 啓介; 杉野 和輝; 小嶋 健介; 神 智之*; 岡本 力; 片倉 純一*

JAEA-Data/Code 2012-032, 148 Pages, 2013/03

JAEA-Data-Code-2012-032.pdf:6.99MB

JENDL-4.0を中核とする近年の評価済み核データに基づき、核反応断面積,核分裂収率,核異性体比,半減期を修正した、核種崩壊生成計算コードORIGEN2用の断面積ライブラリセット(ORLIBJ40)を作成した。作成した断面積ライブラリは、PWRとBWRの代表的なUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料用のライブラリ(24個)と種々の高速炉燃料用のライブラリ(36個)である。本ライブラリを使用した軽水炉使用済み燃料の照射後試験解析等により、従来のORIGEN2ライブラリに比べて、特に、Am及びCmの同位体といったマイナーアクチノイド、EuやSmの同位体等の断面積に大きな感度を有する核分裂生成核種、並びに$$^{79}$$Se等の長寿命核分裂生成核種のインベントリや放射能評価において、予測精度が向上することを確認した。

論文

Production of the ORIGEN2 library based on JENDL-4.0 for high temperature engineering test reactor

小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力; 後藤 実

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/10

高温工学試験研究炉(HTTR)において用いられる燃料の燃焼後の組成,放射能及び崩壊熱等の燃焼特性の解析精度向上のために、HTTR用ORIGEN2ライブラリを開発した。新ライブラリの基礎となる断面積及び崩壊データは、JENDL-4.0及びENSDF等のデータを採用した。また、新ライブラリに用いる実効断面積及びエネルギー縮約に必要となる中性子スペクトルは、連続エネルギーモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードMVP-BURNにより計算した。MVP-BURNは確率論的幾何形状モデル機能を備えており、HTTR燃料コンパクトの二重非均質性を精度よく扱うことができる。新ライブラリの性能検証として、新ライブラリを用いたORIGEN2計算結果及びMVP-BURNの計算結果の比較を実施した。この結果、両計算により得られた燃焼に伴う燃料組成の変化は良好な一致を示し、新ライブラリの精度が高いことがわかった。

論文

Development of the ORIGEN2 library for light water reactors based on JENDL-4.0

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Conf 2012-001, p.89 - 94, 2012/07

JENDL-4.0に基づく軽水炉用のORIGEN2ライブラリ(ORLIBJ40)を開発した。使用済み燃料の照射後試験解析によりライブラリ検証を行った結果、従来のライブラリ(オリジナル版及びORLIBJ33)に比べて、特にマイナーアクチノイド(Np, Am, Cm同位体)や断面積に大きな感度がある核分裂生成物(EuやSm同位体)に対して、顕著な改善効果が見られた。また、ガラス固化体廃棄物の地層処分の長期安全性評価において重要とされる$$^{79}$$Seや$$^{135}$$Csといった長寿命核分裂生成物の放射能量が半減期データの改訂により大きく改善された。

報告書

軽水炉使用済み燃料の核種インベントリ

奥村 啓介; 岡本 力

JAEA-Data/Code 2011-020, 193 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-020.pdf:33.53MB

軽水炉使用済み燃料の貯蔵,輸送,再処理,処分の安全性検討において、臨界性,崩壊熱,放射能,毒性等を評価するためには、正確な核種別インベントリの情報が重要となる。そこで、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)と高精度な格子燃焼計算コード(MOSRA-SRAC)を使用して、日本の商用軽水炉における燃料仕様と運転条件を網羅する多数の格子燃焼計算を実施し、核特性やバックエンドの観点から重要と考えられる21の重核種と118の核分裂生成核種に対して、燃焼による核種インベントリの変化とその範囲を明らかにした。

論文

New ORIGEN2 libraries based on JENDL-4.0 and their validation for long-lived fission products by post irradiation examination analyses of LWR spent fuels

小嶋 健介; 奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

高レベル放射性廃棄物の品質管理及び長期安全性評価において、使用済燃料中の長寿命核分裂生成物(LLFP)の正確なインベントリ評価が重要である。日本では、実用軽水炉の使用済燃料の組成を評価する際に燃焼計算コードORGEN2が広く使われているが、同コードに組み込まれているライブラリは古く、また、分析が困難なために測定データが不足している$$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn及び$$^{135}$$Cs等のLLFPに対する評価が不十分である。使用済燃料組成等のインベントリ評価の精度向上を図るため、最新核データライブラリであるJENDL-4.0の中性子断面積や核分裂収率等を用いて、新たなORIGEN2用ライブラリを作成した。Cooper, Calvert-Cliffs-1, H. B. Robinson-2, 大飯原発1号機の実機使用済燃料サンプルに対する照射後試験解析に新ライブラリを用いた結果、新ライブラリは、LLFPのインベントリ評価に対し、良い適用性を示すことがわかった。

論文

Analyses of assay data of LWR spent nuclear fuels with a continuous-energy Monte Carlo code MVP and JENDL-4.0 for inventory estimation of $$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn and $$^{135}$$Cs

奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 岡本 力; 篠原 伸夫; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.369 - 374, 2011/10

軽水炉使用済燃料中の長寿命核分裂生成物の正確なインベントリ評価のために、JENDL-4.0等の最新核データを採用した新しい燃焼チェーンモデルと崩壊データを開発した。この最新核データとMVP-BURNを、$$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn, $$^{135}$$Csのインベントリ測定を含む幾つかの照射後試験解析に適用した。それらの1つは、原子力機構が実施した新しい測定である。これらの解析の結果、原子力機構による新しい測定値は、異なる研究機関で異なる技術により測定された他の照射後試験データとよく整合していることが確認できた。また、本計算による結果は、$$^{79}$$Seと$$^{135}$$Csの生成量に対して、10%以内で実験値とよく一致することがわかった。一方、$$^{99}$$Tcと$$^{126}$$Snについては、およそ50%までの過大評価がみられた。これらの差異は、試料を溶解する際の不溶解残渣の影響、又は、解析における核分裂収率の誤差に起因するものと考えられる。

論文

Computational study for inventory estimation of Se-79, Tc-99, Sn-126, and Cs-135 in high-level radioactive wastes from spent nuclear fuels of light water reactors

奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/09

軽水炉使用済燃料からの高レベル放射性廃棄物に存在する長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法は、長期間に渡る廃棄物処理処分の安全性評価に重要である。Se-79, Tc-99, Sn-126, Cs-135といった難分析長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法を開発するため、最新の燃焼計算コードとデータを使用して、燃料仕様や燃焼条件をパラメータとするサーベイ計算を行った。その中で、燃料集合体タイプ(PWR/BWR),U-235初期濃縮度,減速材温度,ボイド率,出力密度などを考えられる範囲で変動させた。その結果、前述の長寿命核分裂生成物の燃焼特性と生成の範囲が明らかとなった。これらの結果から、高レベル放射性廃棄物に存在する難分析長寿命核分裂生成物のインベントリを、測定が容易な核種(キー核種)の分析値との相関から決定するスケーリングファクタ法とそのキー核種を提案する。

論文

Measurement of DT and DD neutrons with a TOF spectrometer for determination of fuel ion density ratio in ITER

岡田 耕一*; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力; 岡本 敦*; 小渕 隆*; 北島 純男*; 笹尾 真実子*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.666 - 669, 2009/09

ITERにおける燃焼制御のために燃料イオン密度比測定が求められている。この燃料イオン比はリアルタイムでフィードバックされなければならないので、燃料イオン比測定のための中性子計測システムには高い計数率が求められる。ITERの通常運転時では、DT中性子はDD中性子の200倍発生すると見積もられている。われわれはTOFスペクトロメータを用いた中性子計測システムを開発し、原子力機構FNSのDD中性子をわずかに含むDT中性子ビームに適用した。燃料イオン比を測定するために、それぞれの中性子からの信号を弁別するウィンドウを用いたシステムを構築し、DT中性子とDD中性子の分離計測に成功した。

論文

Viscosity of molten rare earth trichlorides

林 博和; 岡本 芳浩; 小川 徹; 佐藤 譲*; 山村 力*

Molten Salt Forum, 5-6, p.257 - 260, 1998/00

希土類塩化物融体の粘性率測定を行い、イオン半径と粘性率の関係について考察するとともに他の結果と比較した。希土類塩化物試料は無水塩化物試薬(純度99.9%)を減圧下で蒸留精製してから石英ガラス製フィルターで濾過して用いた。粘性率測定には懸垂液面型の透明石英ガラス製細管式粘性率測定装置を用いた。この装置は密封型であり、透明電気炉内に設置し液面を直接観察することによって流出時間を測定して動粘性率を求めた。既存の密度データを用いて粘性率を計算した。装置定数は25から60$$^{circ}$$Cの蒸留水を用いて決定した。

口頭

ITERにおける中性子計測を用いた燃料比測定法の開発

岡田 耕一; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力; 西谷 健夫; 野村 健*; 岡本 敦*; 北島 純男*; 笹尾 真実子*

no journal, , 

ITERにおいて、燃焼領域中心の$$n_{mathrm{d}}$$/$$n_{mathrm{t}}$$燃料イオン比を測定することが求められている。燃料イオン比を測定するための一つの方法としてDT/DD反応比を利用したものがあり、われわれは中性子計測を用いて反応比を求めることを目標としている。本報告では、燃料比測定を目的とした中性子計測システムに対して要求される性能についての検討に対する報告を行う。計測器としては2結晶型のTOFスペクトロメータを採用した。ITERをモデル化し、プラズマでの中性子発生数から計測器への入射中性子数を求め、第1検出器の飽和が起こらない条件を導いた。また、燃焼制御のサポートを目的としていることから、100ms以内に統計精度10%を得ることを目標とし、それに合うような計数効率の条件、つまり、第1検出器に入射した中性子数に対するTOFスペクトロメータとしての計数の割合が要求に見合うような条件も導いた。モンテカルロコード(MCNP)を用いてTOFスペクトロメータで用いる検出器の配置の変化による計数効率への影響を調べ、上記2つの条件と合わせて検討した。

口頭

核燃焼プラズマにおける燃焼制御のための中性子分離計測

岡田 耕一*; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力; 岡本 敦*; 小渕 隆*; 北島 純男*; 笹尾 真実子*

no journal, , 

ITERのプラズマ制御のために、プラズマ中心における燃料イオン比を測定する必要がある。DT反応とDD反応の反応確率は燃料イオン比に依存するため、それぞれのエネルギーの中性子を計測することによって燃料イオン比の情報を得ることが可能である。本研究では、二結晶型TOFスペクトロメータ法による燃料イオン比の情報を得るための中性子スペクトル測定を原子力機構FNSの中性子源を用いて行い、DT中性子とDD中性子の分離計測の原理実証試験を行った。

口頭

最新核データJENDL-4.0に基づく軽水炉用ORIGEN2ライブラリの開発

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

no journal, , 

JENDL-4.0を中核とする最新の核データに基づき、軽水炉用のORIGEN2ライブラリ(ORLIBJ40)を作成した。本ライブラリを使用した軽水炉使用済燃料の照射後試験解析により、従来のORIGEN2ライブラリ使用時に比べて、特に、Np-237, Am及びCmの同位体といったMA核種、EuやSmの同位体等の断面積に大きな感度を有するFP核種、並びにSe-79等の長寿命FP核種のインベントリ評価において、精度が大幅に向上することを確認した。

口頭

燃料集合体燃焼計算における局所出力規格化機能の適用

奥村 啓介; 岡本 力

no journal, , 

軽水炉使用済燃料の核種生成量を精度よく評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNに新たに追加した局所出力規格化機能を適用して照射後試験解析を行い、測定値と計算値の比較から、本機能の有効性を確認した。

口頭

軽水炉使用済燃料中のガドリニウムインベントリ評価

小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力

no journal, , 

PWR及びBWRの使用済燃料集合体中のガドリニウム量を評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNと日本の最新核データJENDL-4.0を用いて、UO$$_{2}$$燃料と可燃性毒物入り燃料(UO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$)の燃料集合体あたりにおける核種生成量を評価した。これにより、使用済燃料集合体中のガドリニウム同位体について、初期添加毒物の燃焼残存量と核分裂による生成量の寄与が定量的に明らかとなった。

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