JENDL-5のAMPXライブラリ作成

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。

Re-evaluation of nuclear criticality characteristics for infinite and finite heterogeneous lattice systems composed of uranium-zirconium hydride fuel rods used in the TRIGA annular core pulse reactor NSRR

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46.80.2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。

Detailed computational models for nuclear criticality analyses on the first startup cores of NSRR: A TRIGA annular core pulse reactor

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0.0029k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。

A Series of experiments on criticality and reflector reactivity worth in FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies simulating a small fast reactor with a thick stainless steel reflector

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 17 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00295639.2025.2583701

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.

Initial verification and validation of a new CASMO5 JENDL-5 nuclear data library for typical LWR applications

渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*

Nuclear Science and Engineering, 198(11), p.2230 - 2239, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00295639.2023.2295075

先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。

An Evaluation on Inelastic Thermal Neutron Scattering Cross-Section Data of Crystalline Graphite

沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司

Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.73.233

In the latest nuclear data libraries ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5, the inelastic scattering cross-section data for reactor graphite and crystalline graphite are employed. The data for reactor graphite reproduces the measurement values very well, while the data for crystalline graphite tends to underestimate the measurement values, and there is room for improvement. Therefore, in the present study, for future updates of JENDL, a new molecular dynamics simulation model for crystalline graphite is prepared and inelastic scattering cross-section data are evaluated based on both incoherent approximation and Vineyard approximation. As a result, the obtained inelastic scattering cross-section data of crystalline graphite show very good agreement with the measured data and successfully presented more reliable data than those employed in ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5.

TRU oxide sample reactivity worths measured in the FCA-IX assemblies with systematically changed neutron energy spectra

福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.478 - 497, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2240872

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイドを含む超ウラン(Np, Pu, Pu, Am、およびAm)の酸化物サンプルを用いた反応度価値が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合を調整することで炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本論文では、超ウラン酸化物サンプルの反応度価値実験に関する実験手法の詳細とともに、最新の知見を反映して再評価した実験値及びその誤差評価を報告する。また、本積分実験を活用して、汎用評価済核データライブラリJENDL-5の積分評価も併せて報告する。

A Comparative study of efficient sampling techniques for uncertainty quantification due to cross-section covariance data

藤田 達也

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.718 - 727, 2024/04

https://doi.org/10.13182/PHYSOR24-43640

ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における中性子無限増倍率の不確かさの収束過程を、複数の効率化サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、JENDL-5の断面積共分散データに基づく摂動ACEファイルを用いたSERPENT 2.2.1計算を多数回実施し、これを統計処理することにより評価した。本論文では、対称サンプリング(AS)、ラテン超方格サンプリング(LHS)、制御変量法(CV)及びこれらの併用手法に着目した。既往研究で議論されたように、PWR-UO燃料集合体体系においてAS及びLHSはこれらを用いない通常のサンプリングよりも高効率の収束を示した。CVについては、単独での適用時は中性子無限増倍率の不確かさの収束過程に大きくは影響しなかったが、既往研究で示されるとおり、ASと併用することで収束性能が改善した。また本論文では、LHSとCVによる新たな併用手法(CV+LHS)を提案した。CV+LHSは、中性子無限増倍率の不確かさの収束傾向を改善し、これはCV+ASよりも高効率であった。当該改善傾向の主な理由は、LHSを適用することにより、CVにおける代替パラメータの平均値の収束性が向上したためであると考えられる。以上から、本研究ではCV+LHSを新しい併用手法として提案し、PWR-UO燃料集合体体系におけるランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価においてその効率性を確認した。CV+LHSの核種燃焼計算への適用性については、今後の研究で確認する予定である。

Whole core analysis of BEAVRS benchmark for hot zero power condition using MVP3 with JENDL-5

鈴木 求*; 長家 康展

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.177 - 191, 2024/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2279299

最新版の日本の評価済み核データライブラリJENDL-5の公開とともに、高温ゼロ出力条件にBEAVRSベンチマークの核特性パラメータに対するJENDL-5の予測精度を評価した。臨界性、制御棒バンク価値(CRW)、等温温度係数(ITC)、炉心内検出器信号を計算し、実験値と比較した。臨界性については、実験値に対する計算値の比(C/E値)が1.0001から1.0045であった。断面積データをJENDL-4.0u1からJENDL-5に置き換える感度解析により、H, U, U, and Oが臨界性に大きな影響を与えることがわかった。個々のCRWは50pcm以内の差異で一致し、全CRWは100pcm以内で一致した。=5.56Kとした場合のITCは実験値を負の方向に過大評価し、=2.78Kとした場合のITCは1標準偏差以内で実験値と一致した。軸方向の検出器信号は、最大相対誤差が4.46%で、二乗平均平方根誤差が2.13%であった。JENDL-4.0u1とJENDL-5を用いた計算値の際についても調査した。

Simulated performance evaluation of d-Be compact fast neutron source

中山 梓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1447 - 1453, 2023/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2225498

d+Be中性子源は、橋やトンネルなどのインフラ設備のオンサイト非破壊検査のための可搬型中性子源の候補である。PHITSおよびJENDL-5を用いたモンテカルロ粒子輸送シミュレーションにより、d+Be中性子源の可搬型高速中性子源への適用性を検討した。シミュレーションの結果、遮へい体の厚さを約1.5倍にすることで、現在可搬型中性子源の有力な候補とされているビームエネルギー2.5MeVのp+Li中性子源と同等の性能を持つd+Be中性子源を、より低いビームエネルギーで実現できることを示した。