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岩本 修
EPJ Web of Conferences, 281, p.00009_1 - 00009_4, 2023/03
Evaluation of covariance data for JENDL virtually started after the release of JENDL-3.2. Covariance data were estimated for 16 nuclides in JENDL-3.2 and compiled as JENDL-3.2 Covariance File. For JENDL-4.0, covariance evaluation was much enhanced especially for actinides; the number of nuclides with covariance was 99. With the new evaluations for light nuclides and structure materials, the latest version JENDL-5 provides covariance data for 105 nuclides. The covariances in JENDL were basically evaluated with the least square method with available experimental data. Basic methods were developed at the time of JENDL-3.2 covariance evaluation. While the nuclear reaction modeling codes were changed from the JENDL-3.2 evaluation to the JENDL-4.0 or JENDL-5 evaluations, the covariance evaluation code has been continuously used for all of them. Overview of the covariance evaluation for JENDL will be presented.
国枝 賢; 遠藤 駿典; 木村 敦
EPJ Web of Conferences, 281, p.00017_1 - 00017_6, 2023/03
共鳴領域における核反応断面積および共分散データを評価することを目的として、R行列理論に基づく共鳴解析コードAMURの開発を継続している。このコードは元々は軽原子核の核データ評価研究を行うことを目的として開発されたが、近年、Reich-Moore近似等を導入して重核側へ適用範囲の拡張を図った。本研究は、J-PARC/ANNRIにおいて測定された断面積データの共鳴解析に本解析コードを適用する初めての試みである。実際の解析においては、測定施設固有のエネルギー分解能関数やダブルバンチの影響を考慮し、可能な限り実験条件の模擬をできるようコードの改良も実施した。会議では、解析コードの概要を説明するとともに、解析で得られた断面積データおよび共分散の結果を報告する。さらに、得られた共分散データに基づいて、理論計算の近似手法の違いによる核データ評価への影響等を示す。
遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.
EPJ Web of Conferences, 281, p.00012_1 - 00012_5, 2023/03
In resonance analysis, experimental uncertainties affect the accuracy of resonance parameters. A resonance analysis code REFIT can consider the statistical uncertainty of the experimental data in evaluation of the resonance parameter uncertainty. On the other hand, since the systematic uncertainties of the sample thickness and normalization, which is proportional to the cross-section, are not independent at each measurement point, they must be treated differently from the statistical uncertainty. However, their treatment has not been discussed in detail so far. In this study, we evaluated the effect of the systematic uncertainties of experimental data on deduced resonance parameters by varying sample-thickness values used for the REFIT code. Covariance of resonance parameters ascribed to systematic uncertainties were evaluated from the neutron transmission data of natural zinc measured at the J-PARC MLF ANNRI. We will introduce this evaluation method and discuss the feature of obtained correlations.
片渕 竜也*; 岩本 修; 堀 順一*; 木村 敦; 岩本 信之; 中村 詔司; Rovira Leveroni, G.; 遠藤 駿典; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; et al.
EPJ Web of Conferences, 281, p.00014_1 - 00014_4, 2023/03
Long-lived minor actinides (MA) in nuclear waste from nuclear power plants are a long-standing issue to continue nuclear energy production. To solve the issue, researchers have suggested nuclear transmutation, in which long-lived radionuclides are transmuted into stable or shorter-life nuclides via neutron-induced nuclear reactions. Development of nuclear transmutation systems as an accelerator-driven system requires accurate neutron nuclear reaction data. The present research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" have been conducted as a joint collaboration, including Tokyo Tech, Japan Atomic Energy Agency and Kyoto University. This project focuses on the neutron capture reaction of MAs, especially 
Np, 
Am and 
Am, in the fast neutron energy region. The final goal of this project is to improve the accuracies of the neutron capture cross sections of Np, Am and Am employing a high-intensity neutron beam from a spallation source of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) that reduces uncertainties of measurement. To achieve the goal, a neutron beam filter system in J-PARC, sample characteristic assay, and theoretical reaction model study were developed. In this contribution, the overview and results of the project will be presented.
横山 賢治
EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03
我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
EPJ Web of Conferences, 281, p.00008_1 - 00008_9, 2023/03
炉定数調整法における共分散モデリングの良さを表す指標として、赤池のベイズ情報量規準(ABIC)の適用可能性を検討した。信頼性の高い炉定数調整法において、最も重要な要素の1つは適切な共分散行列を与えることである。しかし、事前に真の共分散行列を知ることはできないため、通常はこれを推定・仮定して炉定数調整を行っている。そのため、共分散行列のモデリングの良し悪しを判断するために何らかの指標があることが望ましい。本論文では、この指標の候補として、ベイズ推定における情報量規準の一つであるABICに着目した。原子力機構ではこれまで、高速炉の積分実験データベースを整備してきており、このデータベースに基づいて高速炉用統合炉定数を作成している。このデータベース内の多くの炉心特性は決定論的手法で解析されており、炉心特性の計算値には数値近似に伴う相関付きの不確かさが付随している。しかしながら、その適切な不確かさと相関の設定は未だ困難な課題の1つである。加えて解析者が認識できていない未知の不確かさも存在している。これらの不確かさに関連する共分散行列の良否を判断するため、ABICの炉定数調整法への適用性を数値的に検討した。
福井 悠平*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 丸山 修平
EPJ Web of Conferences, 281, p.00006_1 - 00006_9, 2023/03
外れ値を含む実験データの新しい核データ調整方法を開発した。本手法は感度係数を用いた従来の核データ調整法にロバスト推定の一種であるM推定を適用することで、外れ値の影響を軽減するものである。本論文では、M推定に基づいて重み付けされた核データ調整式を導出し、重み付けの計算方法を開発した。各実験データの重みは、核特性の測定値と計算値の差から計算される。この重みは特異値分解を用いて核特性間の相関を考慮することにより評価することができる。さらに、提案手法と従来手法を双子実験により比較検証した。双子実験では、核データは意図的に外れ値を含む実験データを使用した。結果、外れ値を含む実験データであっても核データがロバストかつ適切に調整されていることを確認した。
木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司
no journal, ,
In order to improve data accuracy of neutron-capture and total cross sections of minor actinides and long-lived fission products, the time-of-flight experimental instrument named "Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI)" was constructed and neutron time-of-flight experiments have been performed with intense pulsed-neutron beam at MLF in J-PARC. In the experiments in ANNRI, the results include not only the statistical uncertainty but also the uncertainty due to each analysis step. In this presentation, detailed information about the deduced uncertainties will be reported.
渡嘉敷 幹郎*; 池原 正*; 多田 健一; 江川 透*; 横山 賢治; 岩本 修
no journal, ,
バイアス因子法は原子炉特性の予測値の不確かさを低減する手法として、広く利用されてきた。本研究では、数値モデルの不確かさを無視することができ、かつ断面積の共分散データが信頼できると仮定した上で、拡張バイアス因子法を用いて信頼できる実験データを特定することを試みている。本発表では、ベンチマークセットからサンプルしたベンチマークケースの実際の測定値と予測値を比較する。また、本発表ではそれらの比較と測定値及び予測値の不確かさが測定値の信頼性の程度を得られることも示す。
