Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。
岩本 修
JAEA-Conf 2022-001, p.21 - 26, 2022/11
The next version of JENDL general purpose library, JENDL-5, is almost ready to be released. JENDL-5 increases variety and amount of data from the current version JENDL-4.0. Regarding the neutron induced reaction data, which is the most important for reactor applications, the number of the stored nuclides will be around 800, which is almost double of 406 as of JENDL-4.0. They cover not only all stable isotopes but also a large number of unstable isotopes that are much enough for various applications of radiation simulations. The data from light to heavy nuclides have been revised reflecting up-to-date experimental knowledge such as new measurements of cross sections by ANNRI at J-PARC. Fission yield and decay data are also revised with new experimental and theoretical knowledge. New evaluations of thermal scattering law data based on molecular dynamics are adopted for many of materials in JENDL-5 including light and heavy water. The data of other incident particles than neutron that have been developed as special-purpose files are integrated into JENDL-5. For proton, deuteron, alpha-particle and photon induced reactions, the data of JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018, JENDL/DEU-2020, JENDL/AN-2005, JENDL/PD-2016.1 are adopted. Since JENDL/AN-2005 contains only neutron-emission related data, date needed for radiation transportation codes are complemented. Regarding neutron induced reaction, the data of high energy reaction above 20 MeV and activation cross section are also integrated from JENDL-4.0/HE, JENDL/ImPACT-2018 and JENDL/AD-2017.
岩本 修
JAEA-Conf 2020-001, p.11 - 16, 2020/12
After the release of JENDL-4.0 in 2010, many special purpose files have been released: JENDL FP Decay Data File 2011 (JENDL/FPD-2011), JENDL FP Fission Yields Data File 2011 (JENDL/FPY-2011), JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), JENDL Decay Data File 2015 (JENDL/DDF-20215), JENDL Photonuclear Data File 2016 (JENDL/PD-2016), JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017 (JENDL/AD-2017), JENDL LLFP Transmutation Cross Section File 2018 (JENDL/ImPACT-2018). These files were developed to meets needs from expanding fields of applications such as backends of nuclear energy and accelerator utilizations. In addition to the special purpose files, development of the next version of general purpose file JENDL-5 is in progress. For JENDL-5, we are aiming at increasing completeness and reliability from JENDL-4.0 in viewpoints of target nuclide species and data uncertainties by taking into accounts the current knowledge of cross section measurements, nuclear theory and integral benchmark tests.
岩本 修; 岩本 信之; 柴田 恵一; 市原 晃; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介
EPJ Web of Conferences, 239, p.09002_1 - 09002_6, 2020/09
被引用回数：46 パーセンタイル：99.95(Nuclear Science & Technology)Recent progress and future plan of the JENDL project are presented. Two special purpose files were released recently. One is the JENDL Photonuclear Data File 2016 (JENDL/PD-2016) and the other one is the JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017 (JENDL/AD-2017). Regarding the general-purpose file, we are planning to release a next version of JENDL-4.0 opened in 2010, which would be made available by 2022 as JENDL-5. New data evaluation and revision are in progress. The first test version of the JENDL-5 called JENDL-5
1 has been created by updating neutron reaction data for about 100 nuclides.
岩本 修
JAEA-Conf 2019-001, p.7 - 11, 2019/11
Nuclear Data Center of JAEA is planning to develop the next version of the general-purpose file, JENDL-5. Evaluation of nuclear data of light nuclei and structure materials are in progress. Data of minor actinides and fission products are also being updated based on the recent measurements including the TOF experiment by ANNRI at J-PARC. The first version of the test file of JENDL-51 was created in this year. It includes the updated and newly-evaluated data for more than 90 nuclides. The benchmark testing of JENDL-51 for reactor and shielding is in progress. In addition to the general-purpose file, special purpose files for photonuclear reactions and activation cross sections was recently released as JENDL/PD-2016 and JENDL/AD-2017 to meet the needs of electron accelerator application and the decommissioning of nuclear facilities, respectively. At the symposium, the recent progress and the future plan about developments of JENDL will be presented.
岩本 修
JAEA-Conf 2018-001, p.87 - 91, 2018/12
JENDLの現状と計画について報告する。2010年のJENDL-4.0公開後、六つの特殊目的ファイルを開発してきた。このうち四つは公開済みであり、二つは公開へ向けて準備中である。新しい核分裂生成物の崩壊及び収率データをそれぞれJENDL/FPD-2011とJENDL/FPY-2011として公開した。2015年に公開したJENDL-4.0/HEは200MeVまでの陽子及び中性子誘起反応データを収録している。3,237核種を含む崩壊データをJENDL/DDF-2015として公開した。新しい光核反応データJENDL/PD-2016と放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017を公開に向けて準備中である。汎用目的ファイルに関して二つの活動を実施している。一つはJENDL-4.0uであり、JENDL-4.0の保守を目的としている。もう一つは次期JENDLの開発である。次期JENDLについて、軽核と構造材に対する評価を進めている。次期JENDLはJENDL-5としてすべての天然同位体を含むと共に、共分散データの追加を主な目的の一つとしている。
橋本 慎太郎; 佐藤 達彦; 岩元 洋介; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 仁井田 浩二*
核データニュース(インターネット), (120), p.26 - 34, 2018/06
放射線の挙動を模擬できる粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器の遮へい設計や宇宙線・地球科学、放射線防護研究等の広範な分野で利用されている。PHITSでは、放射線が引き起こす物理現象を輸送過程と衝突過程の2つに分けて記述しており、さらに核反応が含まれる衝突過程を「核反応の発生」、「前平衡過程」、「複合核過程」の3段階的に分けて計算することで模擬している。これらの計算では断面積モデルKurotamaや核反応モデルINCL4.6やJQMDといった数多くの物理モデルが使用されており、PHITSの信頼性を高めるために、我々は各モデルの高度化を行ってきた。本稿は、日本原子力学会2018年春の年会の企画セッション「我が国における核データ計算コード開発の現状と将来ビジョン」における報告を踏まえ、PHITSにおける核反応モデルの役割を解説するとともに、近年我々が行ってきた様々なモデルの高度化や今後の展開についてまとめたものである。
須山 賢也; 横山 賢治
核データニュース(インターネット), (119), p.38 - 47, 2018/02
我が国は数多くの核計算コードを開発してきたが、未だに広く使用されるORIGEN2コードを置き換える一点炉燃焼計算コードの開発には至っていない。一点炉燃焼計算コードは我が国で増大する使用済燃料の特性評価に欠かせず、また断面積だけでは無く核分裂収率や崩壊データまでを含むあらゆる評価済核データを使用するために、核データや核計算コード分野においてキラーソフトと成り得るものである。本稿では、このような一点炉燃焼計算コードを我が国で開発する必要性や、筆者の考えるコードの機能及び性能を論じる。
岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 市原 晃; 中山 梓介
EPJ Web of Conferences, 146, p.02005_1 - 02005_6, 2017/09
被引用回数：1 パーセンタイル：61.21(Nuclear Science & Technology)The latest version of the general purpose file JENDL-4.0 was released in 2010 with enhancing data of fission products and minor actinides. After that, the neutron energy range of JENDL-4.0 were extended up to 200 MeV adding proton induced reaction data. They were compiled as JENDL-4.0/HE and released in 2015. An activation cross section library for decommission of nuclear reactor, JENDL/AD-2016, is under development and will be released by 2017. It will contain neutron reaction data for approximately 300 nuclides in energy range of 
eV to 20 MeV including isomer production cross sections. Evaluation of nuclear data for the next version of the general purpose file is also in progress. It is planned to be released by 2022. Several new evaluations mainly for fission products that had not been updated in JENDL-4.0 were already done. Data for light nuclei and structure material will be updated. Minor actinides data are still important to develop transmutation system of nuclear waste. They will be updated using new measurements especially done in J-PARC. Status of the JENDL project in developing the general and special purpose files will be presented.
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
片倉 純一; 吉田 正*; 親松 和浩*; 橘 孝博*
JAERI 1343, 79 Pages, 2001/07
原子核工学分野での利用を目指してJENDL FP崩壊データファイル2000を開発した。このファイルはJENDL特殊目的データファイルの1つで、ENDF-6のフォーマットで編集されている。安定核142を含む1229の核種の崩壊形式,Q値,分岐比,
線,
線及び線の崩壊あたりの放出エネルギー及びスペクトルデータが収納されている。このファイルを用いた崩壊熱及び線や線のスペクトル計算は、測定値と良い一致を示し、総和計算への適用性を確認した。
中尾 誠*; 竹村 守雄*
JNC TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03
JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。
馬場 護*
JNC TJ9400 2000-007, 46 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-007.pdf:2.16MB
原子炉における最も基本的なパラメーターの1つである核分裂断面積と核分裂スペクトルの総合的な検討を可能とするべく、核分裂スペクトルを絶対値で測定する手法を新しく整備・確立し,これによって237Npなどのアクチニド核の核分裂断面積値と核分裂スペクトルパラメータデータを得ることを目的として、実験的及び解析的研究を行った。この結果、中性子生成微分断面積のよく分かった標準核種の中性子生成収量と中性子フルエンス因子,サンプルサイズ効果をモンテカルロ法で計算してサンプルの違いを厳密に評価することによって,核分裂スペクトルの絶対値を決定できる実験手法を確立した。これを用いると、核分裂断面積と核分裂即発中性子数の積を評価することができ、核分裂スペクトルの絶対値と形状に対する実験データを分離して取得できる。本研究では、この手法を,237Np、232Th、233Uに適用して,これらの核種の核分裂中性子スペクトルのパラメータを取得し、従来不明であった絶対値と形状の問題を明らかにした。また、さらに、高速炉設計標準コードを用いた解析も実施し、核分裂中性子スペクトルパラメータの実効増倍係数に対する感度も求めた。
金子 邦男*
JNC TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB
本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。
小林 捷平*
JNC TJ9400 2000-009, 63 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-009.pdf:2.48MB
本研究の前半では、長半減期を有する核分裂生成物(FP)の代表的核種であるTc-99について、まず、中性子核データの現状、評価済核データについて調査を行った。次に、京都大学原子炉実験所の電子線型加速器と組み合わせて付設されている京都大学鉛スペクトロメータ(KULS)を用いて、99Tc(n,)100Tc反応断面積を熱中性子から1keVのエネルギー領域において測定した。中性子捕獲によって放出される即発ガンマ線は、アルゴンガス入り比例計数管を用いて測定した。入射中性子束/スペクトルの測定はBF3比例計数管によって行い、捕獲断面積の絶対値は10B(n,)反応によって求めた相対測定値をTc-99の熱中性子断面積に規格化した。Tc-99試料に対する中性子自己遮蔽効果は、MCNPコードを用いた計算によって補正した。Chouらが鉛スペクトロメータを用いて測定したTc-99の中性子捕獲断面積は、本測定値より全体に高いがエネルギー依存性はよく一致している。ENDF/B-VI、JENDL-3.2の評価済核データは、5.6、20eV共鳴領域及び数100keV以上で高くなっている。本研究の後半では、鉛スペクトロメータの原理とその構築、諸特性についてまとめた。中でも、KULSの特性として(1)中性子減速時間t(
s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/tの2乗、鉛孔:E=156/tの2乗)及び(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)に関しては共鳴フィルターを用いて実験的に求め、(3)飛行時間分析法によってKULS体系中の中性子スペクトルを測定した。一方、MCNPコードを用いてKULSの諸特性を計算した結果、全体に実験値とよい一致を示した。
井頭 政之*
JNC TJ9400 2000-008, 61 Pages, 2000/02
高速炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換処理研究のためには、核変換性能等の炉心特性を詳細に検討する必要があり、従って、LLFPの精度良い中性子核反応断面積データが必要となる。そこで本研究では、精度良い中性子核反応断面積データを得るため、重要なLLFP核種であるTc-99についてkeV中性子捕獲反応断面積の測定を行なった。測定はAuの捕獲反応断面積を標準とした相対測定とし、ペレトロン加速器を利用したnsパルス中性子源及び大型コンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いた中性子飛行時間法で行なった。その結果、入射中性子エネルギー10
600keVの範囲で、Tc-99の捕獲断面積を誤差約5%の精度で得た。今回の測定値とこれまでの測定値及びJENDL-3.2の評価値との比較を行なった結果、JENDL-3.2は1520%過小評価を行っていることが明らかになった。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成810年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
Hunter
JNC TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04
本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%
k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.11.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。
高野 秀機*; 金子 邦男*
PNC TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03
これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.430.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
PNC TJ9500 98-001, 102 Pages, 1998/03
高速炉の炉心解析で重要な核種について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2の中性子核データの共分散を推定しファイル化した。対象となった核種は、10B、11B、55Mn、240Pu及び241Puである。共分散を推定した物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱角度分布の1次のルジャンドル係数である。共分散の推定は、出来る限りJENDL-3.2のデータ評価法に基づいて行った。すなわち、評価値が実験値に基づいている場合は実験値の誤差、理論計算値に基づいている場合は理論計算値の誤差を算出した。評価結果は、ENDF-6フォーマットで整備した。
