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多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, p.1 - 21, 2023/04
被引用回数：0日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。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、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2022-009, 208 Pages, 2023/02
JAEA-Data-Code-2022-009.pdf:3.87MB
核データ処理コードは評価済み核データライブラリと核計算コードを繋げる重要な役割を担っている。日本原子力研究開発機構はJENDLやENDF/B、JEFF、TENDLなどの評価済み核データライブラリーを処理するため、2013年より核データ処理コードFRENDYの開発を行っている。FRENDY第1版は2019年にリリースされた。FRENDY第1版では、PHITSやSerpent、MCNPなどの連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの生成が可能である。FRENDY第2版では、多群の中性子断面積をACEファイルから生成可能になった。また、そのほかの主な改良点は、(1)非分離共鳴領域の断面積の自己遮蔽効果を取り扱う確率テーブルの統計的不確かさの定量化、(2)連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた不確かさ解析のためのACEファイルの摂動、(3)ENDF-6形式の核データファイルの編集、の三点である。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。
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
被引用回数：6 パーセンタイル：98.58(Nuclear Science & Technology)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.
神谷 朋宏; 小野 綾子; 多田 健一; 秋江 拓志; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/11
原子炉内の現象を忠実に再現するマルチフィッジクス解析プラットフォームJAMPAN(JAEA advanced multi-physics analysis platform for nuclear system)の開発を行っている。JAMPANは、現在、核計算と熱流動計算の連成解析を対象として開発されており、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させた計算が可能となっている。将来的には他の解析コードへの入れ替えや、核計算と熱流動計算以外の解析コードとの連成も想定し、JAMPANは拡張性の高い設計となっている。JAMPANの解析例として、少数の燃料棒から構成される二相流体系を用いて、MVPとJUPITERの連成解析を実施した。解析結果は物理的に妥当な結果となっており、核熱連成解析を適切に実行できていることを確認した。
-eigenvalue perturbation in Monte Carlo calculationTuya, D.; 長家 康展
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108919_1 - 108919_9, 2022/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核分裂性物質の系に加えられる変化が固有値に与える影響を評価するには、摂動論と言われる特別な方法が必要である。この研究では、相関サンプリング(CS)法と随伴重み法に基づく繰り返し核分裂確率(IFP)を組み合わせることにより、近似を用いない厳密な摂動理論に基づく随伴重み相関サンプリング(AWCS)法を開発した。この厳密な摂動理論に基づいて開発されたAWCS法は、小さな摂動に対しても非常に小さい不確かさを与えるCS法の利点と連続エネルギモンテカルロ法に対して安定した結果を与えるIFP法に基づく随伴重み法の利点を有しており、摂動計算のための新しい正確な方法を与えるものである。開発されたAWCS法の検証のために行ったGodiva及び単純化されたSTACY数密度摂動問題の解析結果は、参照計算結果とよく一致をした。
沖田 将一朗; 長家 康展; 深谷 裕司
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.992 - 998, 2021/09
被引用回数：2 パーセンタイル：25.87(Nuclear Science & Technology)The latest ENDF/B-VIII library adapted new porosity-dependent cross-section data of graphite. However, the porosity of the actual graphite does not necessarily correspond to the porosity given in the data. We have proposed a method to perform neutronic calculations at the desired porosity on the basis of the pseudo-material method. We have performed calculation benchmarks to confirm the applicability of this method for the porosity-dependent cross-sections of graphite. We have also compared the 
values calculated by the pseudo-material method with the experimental values for the VHTRC. In addition, we have investigated the temperature dependance of the calculation values obtained by this method. From these results, we have concluded that this method allows us to perform the neutronic calculations in which we can reflect detailed information on the porosity of graphite.
長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。
外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01
JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MBJAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB
評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
EPJ Web of Conferences, 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09
被引用回数：3 パーセンタイル：88.07原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07
被引用回数：38 パーセンタイル：97.6(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。
長家 康展
放射線, 43(2), p.49 - 54, 2017/05
原子力機構では、汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP-GMVPを開発しており、第1版を1994年、第2版を2005年に公開した。それ以降も、炉心解析を中心とする様々な機能拡張を行い、第3版を公開する予定である。本稿では、MVPの基本的な特徴と機能、第3版で追加された新機能:摂動計算機能、多群定数生成機能、厳密共鳴弾性散乱断面積モデル、動特性パラメータ計算機能、光核反応の取り扱い、大規模計算機能について述べる。
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
長家 康展; 足立 将晶*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/04
MVPは連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送モンテカルロコードである。MVPコードの高速化を図るため、メッセージ・パッシング・インターフェースライブラリMPIと共有メモリ・マルチプロセッシングライブラリOpenMPを用いてハイブリッド並列化を行った。高速炉集合体の固有値計算、中性子・光子結合問題の固定源計算、PWR全炉心モデルに対する計算に対して性能評価を行った。比較は、4プロセス並列のMPI並列計算と4プロセス並列
3スレッド並列のハイブリッド並列の計算時間と使用メモリ量に対して行った。その結果、ハイブリッド並列は16%から34%の計算時間削減を達成し、使用メモリ量はほとんど変わらないことが分かった。
桑垣 一紀*; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MBJAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB
これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MBJAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MBJAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MBJAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
U for CIELO project using integral experiments of uranium-fueled FCA assemblies福島 昌宏; 北村 康則*; 横山 賢治; 岩本 修; 長家 康展; Leal, L. C.*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.605 - 619, 2016/05
本研究は、CIELOプロジェクトにおいて再評価されたUの核データの積分評価に関するものである。Uの捕獲断面積に感度を有するFCA XXVII-1炉心のナトリウムボイド反応度実験データ及び系統的なスペクトル場におけるFCA IX炉心の臨界性データを活用して積分評価を実施した。本積分評価により、Uの共鳴パラメータに関する今回の再評価が妥当であることを示した。一方で、共鳴領域より高いエネルギーでのU捕獲断面積に関しては更なる検討の必要性を示した。
and MVP on the MCNP criticality validation suiteBrun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09
本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLIとMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLIとMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。
