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Nguyen, H. H.
Annals of Nuclear Energy, 239, p.112647_1 - 112647_11, 2026/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、モデル温度、減速材中のホウ素濃度、損傷燃料集合体数の変化など、さまざまな条件下で、2領域損傷原子炉モデルのk
の核データ感度係数を調査した。解析は、JENDL-5核データライブラリを用いたSerpentコードを使用して実施した。基準ケースでは、直方体形状および円筒形状の燃料デブリの感度係数は、減速材対燃料体積比の増加に伴って増加する傾向がある。一方、球形および円錐形の燃料デブリの感度係数は、減速材対燃料体積比の変化による影響を受けない。一般に、モデル温度または減速材中のホウ素濃度の変化は、燃料デブリの形状および減速材対燃料体積比が感度係数に与える影響を変化させない。損傷燃料集合体数の影響に関しては、損傷燃料集合体数の増加は、感度係数の大きさの大幅な増加をもたらす。より詳細な調査の結果、
Hの弾性散乱に関連する感度係数が、モデルに含まれるすべての核種の断面積の摂動によって生じる全体の感度係数に大きく寄与していることが明らかになった。さらに、中性子スペクトルの硬さが感度係数に影響を与える上で重要な役割を果たしていることも判明した。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 200(10), p.2204 - 2220, 2026/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of integral experiments were conducted at the Fast Critical Assembly (FCA) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) using the FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies to simulate a small fast reactor with a thick stainless-steel reflector. The objective was to provide systematic data for assessing the effects of reflector configurations on the accuracy of neutronic calculations. FCA-XXIII-1 included multiple configurations with partial voids introduced into the reflector to enhance neutron leakage, while FCA-XXIV-1 utilized a depleted uranium blanket to suppress it. This paper presents a detailed description of measurements of criticality and reflector reactivity worth under various reflector conditions. Calculations were performed using the MVP3 Monte Carlo code with the JENDL-5 nuclear data library. The calculated effective multiplication factors agreed with the experimental values within 300 pcm, with slight overestimations. Reflector reactivity worths were also well reproduced across configurations, regardless of neutron leakage levels. These results serve as benchmarks for validating computational codes and nuclear data libraries, and they thereby support the reliable design and analysis of small fast reactors with reflectors.
櫻井 健; 福島 昌宏
JAEA-Data/Code 2026-001, 235 Pages, 2026/06
JAEA-Data-Code-2026-001.pdf:16.46MB
高速炉臨界実験装置FCAを用いて高転換軽水炉の核特性を模擬するために実施した臨界実験のうち、プルトニウム燃料を主として用いた第2フェーズ実験のXV炉心系の臨界性の評価を行い、核データライブラリーJENDL-4.0とJENDL-5及び連続エネルギー法による中性子輸送計算モンテカルロコードMVP3による解析を行った。臨界性の評価では、FCAのウランとプルトニウムの燃料板や減速材等の模擬物質板の重量や組成の不確かさの影響を取り入れた詳細な不確かさ評価を実施した。解析では、FCAの燃料や格子管の構造を詳細に模擬して計算を行った。JENDL-4.0とJENDL-5のいずれを用いても、実効増倍率の計算結果は実験結果を0.4%から0.8%過大評価した。
今野 力
JAEA-Conf 2026-001, p.115 - 120, 2026/06
米国の原子力安全解析コードシステムSCALE6.2は日本でも広く使われているが、付属しているAMPX連続エネルギーライブラリは米国の核データライブラリENDF/Bから作成されたものだけであった。そこで、SCALE6.2付属のAMPX-6コードを使ってJENDL-5のAMPX連続エネルギーライブラリの作成を行なっている。この核データ処理中に、熱中性子散乱則の作成したAMPX連続エネルギーファイルの断面積が異常に大きくなる問題が見つかった。この原因を詳細に調べ、AMPX-6の熱中性子散乱則データ処理の不具合箇所を特定した。AMPX-6の不具合箇所を修正し、JENDL-5の熱中性子散乱則データの適切なAMPX連続エネルギーファイルを作成することができるようになった。
今野 力
JAEA-Conf 2026-001, p.28 - 33, 2026/06
原子炉の廃止措置において、放射化計算は計画を立案、遂行する上で不可欠で、日本ではORIGEN-2やORIGEN-Sコードが使われている。本発表では、これらのコードの問題点を指摘するとともに、それらの問題点の多くを解決した米国の原子力安全解析コードシステムSCALE6.2以降に付属されているORIGENコード及びJENDL-5から新たに作成したORIGENコード用ライブラリについて紹介する。また、放射化計算で使う中性子スペクトルを計算する際に使われることが多い2次元SnコードDORTコードを使う上での注意点についても言及する。
今野 力
JAEA-Data/Code 2025-019, 70 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-019.pdf:4.47MB
日本でも広く使われている米国の臨界安全解析コードシステムSCALE6.2とSCALE6.3で評価済み核データライブラリJENDL-5を使えるようにするため、SCALEで使うことができるAMPX形式ライブラリをJENDL-5から作成した。作成したAMPX形式ライブラリは、AMPX連続エネルギーライブラリ、AMPX多群ライブラリ、AMPX共分散ライブラリの3つである。本報告書では、これらのライブラリの作成方法を詳述する。また、作成したライブラリを検証するために行ったテスト計算についても述べる。
権 セロム*; 今野 力; 本田 祥梧*; 見城 俊介*; 佐藤 聡*
Fusion Engineering and Design, 223, p.115548_1 - 115548_8, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核融合中性子源設計で使われる最新の核データライブラリ(FENDL-3.2b, JENDL-5, ENDF/B-VIII.0とJEFF-3.3)の鉄データの精度検証のため、QST/TIARAで行われた準単色40と65MeV中性子を用いた鉄実験とJAEA/FNSで行われたDT中性子を用いた鉄実験を使い、最新の核データライブラリのベンチマークテストを行なった。テストの結果、以下のことが判明した。(1)65MeV中性子を用いたTIARA実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は10-60MeVの連続エネルギー領域の中性子束を40%過小評価、(2)FNS実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は体系内70cmの深さで10MeV以上の中性子束を20%過小評価し、体系内10cmの深さで10keV以下の中性子束を30%過大評価。これらの問題を詳細に調べ、その原因を特定した。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (143), p.52 - 62, 2026/02
核データ研究会は核データに関する国内会議として最も長い歴史を持ち、日本の多くの大学、研究機関、産業界からの参加者を集め、当分野における課題の解決と新テーマの発掘を行う場として重要な役割を果たしてきた。毎回多数の学生が参加することから、将来を担う若手が発表する機会であるとともに最先端の研究に触れる場ともなっている。2025年度は2024年度の研究会でアナウンスされたように、ERATO関口三体核力プロジェクト(TOMOEプロジェクト)との合同開催である「2025年度核データ+TOMOEプロジェクト合同研究会」として最新の原子核物理研究の成果とのシナジー効果を目指して実施した。これまで、核データ研究会の内容はともかく運営の具体的な方法については核データニュースではあまり報告されてこなかったのではなかろうか。引き継ぎ資料となることも意図しつつ、本稿では開催準備の事も含めて報告を行う。
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.3 - 18, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k
)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk
はJ4のkよりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、
U, 
U, 
Puの断面積とH
O中のHの熱中性子散乱則データの更新がkの差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなkの違いが観測された。この差異は主にU, 
Gd, 
Gd断面積の更新とHO中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がkにどのように影響を与えたかを明らかにした。
柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB
TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.8
0.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。
and -MOX lattice calculations藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.731 - 739, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、PWR-UO及びMOX燃料格子計算において、多群核反応断面積(XS)摂動に起因する間接効果が中性子無限増倍率の不確かさに与える影響を評価した。まず、XS共分散行列と感度係数を用いたサンドウィッチ式に基づき、間接関数の影響を簡易的に評価した。その結果、重核種の核分裂反応と(n,
)反応において間接効果の影響が顕著であり、またUO及びMOX燃料集合体の燃焼度に対する依存性は小さいことを確認した。これを踏まえて重核種に着目し、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数に対する間接効果の影響を比較した。Puと
Puについては、MOX燃料棒体系において間接効果の影響が顕著に見られた。一方で、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を増加させることにより、これらの間接効果の影響を低減可能であることが分かった。以上から、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を適切に設定することにより、ランダムサンプリングにおける間接効果の取扱を明示的に考慮しないことが現実的に可能となった。
柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB
中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(k
)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029
kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 
15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.
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。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 199(1), p.18 - 41, 2025/01
被引用回数：2 パーセンタイル：36.47(Nuclear Science & Technology)高富化度MOX燃料稠密格子の軽水炉を模擬した積分実験を高速炉臨界集合体(FCA)において実施した。中性子計算手法と核データの広範囲な中性子スペクトル場に対する予測精度を明らかにするため、減速材である発泡ポリスチレンの空隙率を変えた3つの実験体系を構築し、臨界度、減速材ボイド反応度値及び種々のサンプル反応度を系統的に測定した。また、高速炉解析用の決定論的計算コードとJENDL-4.0を用いた予備解析により、反応度価値の計算において概ね実験値を再現することを確認した。特に柔らかい中性子スペクトルの実験体系に対して、超微細エネルギー群の取扱いにより決定論的計算手法による反応度価値の予測精度が大幅に向上されることを明らかにした。更に、モンテカルロ計算コードMVP3を使用して実験体系を詳細にモデル化することで、決定論的手法の妥当性を確認した。
河内山 真美; 村上 昌史; 窪田 晋太郎; 坂井 章浩
Proceedings of International Conference on Nuclear Decommissioning; Addressing the Past and Ensuring the Future 2023 (Internet), 5 Pages, 2025/00
原子力機構では、試験研究炉の廃止措置によって発生した廃棄物に対する放射化計算による放射能評価手法の検討を行っており、この検討の一環として、計算ツールやライブラリの評価が行われてきた。本稿では、ORIGEN及びORIGEN-Sコード、SCALEシステム付属の断面積ライブラリ及びJENDL/AD-2017を用いた放射能評価計算を実施し、その結果を比較した。
深堀 智生
JAEA-Conf 2024-002, p.6 - 11, 2024/11
筆者は日本評価核データライブラリーと約38年間にわたり係ってきた。この間、前平衡核反応計算コード(ALICE-F)や粒子・重イオン輸送コードシステム(PHITS)などのコード開発に貢献してきた。また、筆者はEXFOR活動を支援し、評価核データ処理コード(FRENDY)及び多相多成分詳細熱流体解析コード(JUPITER)の開発を推進支援してきた。本稿では著者の核データ活動の概要を紹介する。さらに、核データの将来の形に対する筆者の視点と課題も報告する。
from 3-GeV protons and 
Hg with the 
Bi(n,xn) reactions杉原 健太*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫
JAEA-Conf 2024-002, p.162 - 167, 2024/11
中性子エネルギースペクトルは加速器駆動システム(1.5GeV p+鉛ビスマス共晶合金)における遮蔽設計にとって重要である。同様のスペクトルはJ-PARC(3GeV陽子+Hg)でも得られる。アンフォールディングの妥当性を確認するため、Bi(n,xn)反応と応答関数(JENDL/HE-2007とTALYS)を用いたアンフォールディングを行った。ポスターでは、スペクトルの導出と飛行時間法を用いたスペクトルとの比較を発表する。
今野 力
JAEA-Conf 2024-002, p.80 - 85, 2024/11
2022年12月にJENDL-5の公式のACEファイルが公開された。JENDL-5の中性子ACEファイルは主にFRENDYコードで作成されたが、核発熱、損傷に関するデータ(発熱数、損傷生成エネルギー)はJENDL-5用に修正されたNJOY2016.65が使われた。本発表では、NJOY2016.65の修正点、JENDL-5の中性子入射ACEファイルに入っている核発熱、損傷データについて説明する。
