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第56回日本原子力学会賞受賞記念寄稿
遮蔽実験を活用した革新炉核設計の信頼性向上の研究について丸山 修平
炉物理の研究(インターネット), (78), 7 Pages, 2025/03
第56回日本原子力学会賞受賞した論文の解説記事である。本稿では、受賞論文の研究の背景/狙いや関連する今後の研究計画等について述べる。
多田 健一; 川瀬 頌一郎*
核データニュース(インターネット), (140), p.26 - 46, 2025/02
2024年11月11日
15日にウィーンのIAEA本部にて開催された、Technical Meeting on Nuclear Data Retrieval, Dissemination, and Data Portals(核データの検索、配布、データポータルに関する技術者会合)について報告する。本技術者会合の目的は、核データの検索、データの公開、データポータルについて議論し、新たな開発と将来の計画を発表することである。本稿では、本会合での発表資料の概要について紹介する。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (140), p.13 - 19, 2025/02
核反応の実測データのデータベースEXFOR(Exchange Format)に関するワークショップを2024年11月に開催したので、その概要と成果を報告する。
執行 信寛*; 古田 琢哉; 岩元 洋介
JAEA-Conf 2024-002, 216 Pages, 2024/11
JAEA-Conf-2024-002.pdf:24.29MB
2023年度核データ研究会は、2023年11月15日17日に、東海村にある東海村産業・情報プラザ「アイヴィル(iVil)」にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会放射線工学部会、日本原子力学会北関東支部、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「核データ処理コードFRENDY第二版の概要」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題と粒子・重イオン輸送計算コードPHITS」の2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は108名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表17件、ポスター発表19件の合計36の論文を掲載している。
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.830 - 839, 2024/06
被引用回数：8 パーセンタイル：88.57(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。
中山 梓介
JAEA-Review 2024-009, 16 Pages, 2024/05
JAEA-Review-2024-009.pdf:1.17MB
核データは原子力の研究開発を根底から支える基礎データであり、その重要性は広く認識されてきた。その一方で、今後の「核データ研究」を考えた場合には、その種類(標的核種やエネルギー、物理量など)に関して、開発を優先すべきものの整理をすることが必要であると考えられる。こうした状況の下、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会内に「核データロードマップ作成タスクフォース(TF)」が設置され、今後の核データ研究開発に関するロードマップの検討が行われた。本書は核データロードマップ作成TFで行われた検討の結果を報告するものである。
郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.227 - 236, 2024/04
東京電力福島第一原子力発電所事故では大量の燃料デブリが発生したと考えられている。特に、溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の生成物であるコンクリート成分を含む燃料デブリの臨界特性はこれまで十分に調査されていない。本研究では、コンクリートを含む模擬燃料デブリ試料を用いた臨界集合体での臨界実験を計画するため、コンクリート成分におけるSi断面およびCa断面の実効増倍率に対する感度を、試作試料の元素分析に基づき計算解析を用いて評価した。これらの感度計算は、試料の装荷方法および組成ごとに実施・評価された。我々は、
Ca捕捉反応の感度のエネルギープロファイルに注目し、試料組成や中性子減速条件によって感度エネルギープロファイルの形状が変化することを確認した。異なる実験ケースで得られた感度の傾向を明らかにすることで、各実験法の特徴を知見として得た。試料中のコンクリートの量を増やし、実験炉心構成における中性子減速条件を変更した場合にも、同様に感度エネルギープロファイルの形状に変化が生じることがわかった。この結果は、核分裂性物質を含まないコンクリート試料を用いた実施可能な臨界実験により、MCCI製品の核的特性を再現できる可能性を示す。
岩元 大樹
JAEA-Conf 2023-001, p.40 - 45, 2024/02
加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発及び京都大学におけるADS未臨界炉物理実験に資する核反応データを取得することを目的として、2019年10月より京都大学のFFAG (Fixed Field Alternating Gradient)加速器を用いたADS用核データの実験的研究を行っている。本実験プログラムは、「(1)核破砕中性子エネルギースペクトル測定」および「(2)高エネルギー核分裂測定」の二つのサブプログラムから構成される。これまでに「(1)核破砕中性子エネルギースペクトル測定」に関する実験をおおむね終了した。本発表では、本プログラムの概要、これまでの研究の成果及び今後の実験の準備状況について紹介する。
Ra nuclear data library and its impact on the production amount of 
Ac via the Ra (n,2n) reaction佐々木 悠人; 岩本 信之; 高木 直行*; 前田 茂貴
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.251 - 260, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Acは、標的アルファ療法の有望なアルファ放出核種である。しかし、現在のAc供給能力は世界で約63GBq/yであり、これは主にいくつかの研究所に貯蔵されているAcジェネレータである
Thの保有量に依存している。このため、代替のAc製造方法が強く望まれている。加速器と原子炉を使用してRaと
ThをターゲットとするAcとその親核種の製造方法の研究開発は、世界中で活発に進められている。著者らは、高速実験炉「常陽」の利活用として、高速中性子スペクトルを用いたRa(n,2n)Ra法に着目した。本研究では、Ac生成のターゲットであるRaの核データライブラリを調査し、さまざまな核データライブラリでAcの製造量を評価し、その違い、影響を評価した。共分散データを含む核反応断面積はTENDL-2021、JEFF-3.3、およびEAF-2010に格納されたが、主要な核データライブラリであるENDFまたはJENDLには格納されていなかった。また、核データライブラリ間に有意な差があり、Raの生成量が有意に異なっており、核データの再評価、共分散データの整備などをJENDLへ提言した。
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, 61(1), p.2 - 22, 2024/01
被引用回数：13 パーセンタイル：95.81(Nuclear Science & Technology)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。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.31 - 43, 2024/01
被引用回数：3 パーセンタイル：59.85(Nuclear Science & Technology)本研究では、データ同化技術を利用して、原子炉物理と放射線遮へいといった異なる分野間で実験データベースを共有することにより、高速炉炉心設計に関連する不確かさを低減することの可否を検討した。本研究テーマの最初のステップとして、ORNLのナトリウム遮へい実験に着目し、ナトリウム冷却高速炉の最も重要な安全パラメータの1つであるナトリウムボイド反応度の不確かさを低減するために実験データを利用することを検討した。一般化摂動論に基づく感度解析をナトリウム遮へい実験に対して実施し、ここで評価した感度係数と、これまでに原子力機構で評価したナトリウムボイド反応度の感度係数を用いて、炉定数調整を実施することにより、ナトリウム遮へい実験データがナトリウムボイド反応度の不確かさ低減に寄与できることを示した。本研究に基づくと、中性子漏洩現象が支配的なナトリウムボイド反応度において、特に不確かさ低減効果は大きくなると予測される。ナトリウムボイド反応度に関する新たな炉物理実験データの取得は今後困難かもしれないが、ナトリウム遮へい実験データがこの役割を部分的に代替できることを本研究は示唆している。高速炉設計における積分実験データの相互利用の価値が本研究によって証明された。
Pb and 
Bi in proton-induced reactions near 100 MeV岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 八島 浩*; 西尾 勝久; 杉原 健太*; 
elik, Y.*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 544, p.165107_1 - 165107_15, 2023/11
被引用回数：4 パーセンタイル：71.02(Instruments & Instrumentation)入射陽子エネルギー200MeV以下の中性子生成に関する二重微分断面積(DDX)データの不足は、加速器駆動核破砕システム(ADS)の研究開発などの技術応用における核破砕モデルの検証を妨げている。本研究では、このエネルギー領域におけるADS核破砕ターゲット材料のDDX実験データを取得し、解析予測との比較を通じて核破砕モデルに関する課題を明らかにすることを目的とした。実験は、京都大学のFFAG加速器を用いて行った。100MeV領域のPbとBiの陽子入射核反応に対するDDXを飛行時間法を用いて30
から150の角度範囲で測定した。得られたDDXをモンテカルロ法に基づく種々の核破砕モデル及び評価済み核データライブラリによる計算結果と比較した。DDXの測定値と核破砕モデル及び評価済み核データライブラリに基づく解析値を比較した結果、CEM03.03モデルが実験値に最も近い一致を示した。さらに、100MeV領域における陽子入射中性子生成DDXの再現性向上のために対処すべき複数の課題を明らかにした。
多田 健一
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
熱中性子散乱則データのエネルギー点数は、連続エネルギーモンテカルロ計算コードの断面ファイルのデータサイズに大きく影響する。エネルギー点数の最適化は、断面ファイルのデータサイズを削減するための効果的な手法の一つである。本研究では、エネルギー点数の最適化のため、熱中性子散乱断面積の線形化機能を開発し、核データ処理コードFRENDYに実装した。線形化手法として、共鳴再構成とドップラー広がりで使用される線形化手法を用いた。エネルギー点数の違いが中性子輸送計算に与える影響を推測するため、ZrHを減速材として用いた臨界実験ベンチマークを計算した。計算結果から、熱中性子断面積の線形化が中性子輸送計算の計算精度が改善することが分かった。
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。
多田 健一
核データニュース(インターネット), (135), p.1 - 10, 2023/06
2022年11月29日から12月2日の日程でIAEAが主催したTechnical Meeting on Nuclear Data Processing (核データ処理に関する技術者会合)についての会議の概要を国内の核データ関係者に向けて紹介するものである。本会議では各機関で開発中の核データ処理コードの開発状況や、核データ処理コード間の処理結果などについて報告があった。本稿では、これらの報告内容について詳しく説明する。
岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太*; 西尾 勝久; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.01023_1 - 01023_4, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)加速器駆動システム(ADS)の核特性予測精度の向上と京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)におけるADS炉物理実験で用いる中性子源情報の取得を目的として、京都大学の固定磁場強集束(FFAG)加速器を用いた核データ測定実験プログラムを開始した。このプログラムの一環として、鉄,鉛及びビスマスに対する陽子入射二重微分中性子収量(TTNY)及び断面積(DDX)を測定した。測定では、真空チェンバ内に設置された標的試料に107MeVの陽子ビームを照射し、核反応によって標的から発生した粒子の信号を、小型の中性子検出器を用いて検出した。検出信号とFFAGキッカー電磁石の信号の時間差から飛行時間(TOF)を求め、ガンマ線の事象を波形弁別法によって除去して中性子事象をカウントすることで中性子のTOFスペクトルを求めた。得られた中性子のTOFスペクトルから、相対論的運動学によりTTNY及びDDXを求めた。実験で得られたTTNY及びDDXを、モンテカルロ輸送計算コードPHITSによる計算と比較し、PHITSに組み込まれた核反応モデル及び評価済み核データライブラリJENDL-4.0/HEの妥当性を検証するとともに、PHITSによる計算の予測精度を評価した。
多田 健一; 遠藤 知弘*
EPJ Web of Conferences, 284, p.14013_1 - 14013_4, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高速炉及び中速炉では非分離共鳴領域の自己遮蔽効果の影響が大きくなる。確率テーブル法は連続エネルギーモンテカルロ計算コードで非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法として広く利用されている。本手法では、各核種の与えられたエネルギー点において、断面積の確率分布のテーブルを計算している。確率テーブルは、ラダーと呼ばれる疑似共鳴構造を何度も作成し、その平均から計算している。多くの核データ処理コードではこのラダーを作成する回数が入力値として必要となっているが、最適なラダー数は今まで検討されていなかった。以前の著者の研究から、最適なラダー数は核種や平均共鳴パラメータに依存することが分かっている。このことから、核データ処理コードユーザー自身が最適なラダー数を見つけることは困難である。そこで本研究では、確率テーブル生成における統計的不確かさを計算する手法を開発した。開発した手法では、中心極限定理を用いて確率テーブルと平均全断面積の積の統計的不確かさを計算する。
多田 健一
炉物理の研究(インターネット), (75), 13 Pages, 2023/03
FRENDYでは、核データ処理以外にも、核データの編集や断面積データのプロットなど、様々な機能を有している。本資料は核データ処理以外のFRENDYの機能について紹介する。
多田 健一
遮蔽解析のV&Vガイドライン策定に向けて, p.11 - 16, 2023/03
核データ処理コードFRENDYに詳しくない遮蔽計算コードのユーザーを対象に、FRENDYの概要について紹介する。具体的には、FRENDYでの核データ処理の流れや利用目的、入力例、実施した検証などについて説明する。
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.
