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1
Shielding performance of newly developed boron-loaded concrete for DT neutrons
佐藤 聡*; 今野 力; 中島 宏; 塩永 亮介*; 野瀬 裕之*; 伊藤 祐二*; 橋本 博英*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.410 - 417, 2018/04
中性子遮蔽性能の向上を目的に、ホウ素を重量濃度で10%以上含有するボロンコンクリートを新たに開発した。原子力機構FNSのDT中性子源と新たに開発したボロン含有コンクリートを用いて中性子遮蔽実験を実施し、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb及び$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au反応の反応率を測定した。この実験の解析をMCNP及びFENDL-2.1を用いて行った。計算値は実験値とよく一致し、ボロン含有コンクリートの原子組成データとその核データの精度は非常に良いことを確認した。加えて、ボロン含有コンクリート及びその他のコンクリート中の実効線量率及び$$^{59}$$Co(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Co及び$$^{151}$$Eu(n,$$gamma$$)$$^{152}$$Eu反応の反応率を計算した。今回開発したボロン含有コンクリートは、他のコンクリートと比べ、DT中性子に対し非常に良い遮蔽性能を有していることがわかった。
2
FENDL-3.1b test
今野 力; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
JAEA-Conf 2017-001, p.117 - 122, 2018/01
FENDL-3の修正版FENDL-3.1bが2015年10月に公開された。そこで、以前IAEAに報告したFENDL-3の問題に対し、FENDL-3.1bの中性子入射データのテストを行った。20MeV以上のMATXSファイルの問題はFENDL-3をNJOY2012.50で処理することにより修正された。KERMA係数とDPA断面積については、IAEAは$$^{15}$$Nの捕獲反応の間違っているQ値を修正し、NJOY2012.50でKERMA係数とDPA断面積を再計算した。異常に大きいガス生成断面積を除いて、多くのKERMA係数とDPA断面積は良くなっていることを確認した。しかし、ガス生成データのNJOYでの処理に新たな問題が見つかり、その原因がNJOYのバグにあることを指摘した。また、IAEAでの$$^{116}$$Snと$$^{117}$$SnのNJOYでの処理トラブルについても調べ、NJOYの修正ファイルの一つがこのトラブルを引き起こしていることを特定した。
3
ENDF/B-VIII$$beta$$2 benchmark test with shielding experiments at QST/TIARA
権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 落合 謙太郎*
JAEA-Conf 2017-001, p.123 - 128, 2018/01
ENDF/B-VIIIの$$beta$$版, ENDF/B-VIII$$beta$$2、が2016年8月に公開された。そこで、量子科学技術研究開発機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験でのENDF/B-VII.1の$$^{16}$$Oと$$^{56}$$Feに起因する過大評価の問題がENDF/B-VIII$$beta$$2で改善したかどうかを調べた。ENDF/B-VIII$$beta$$2のACEファイルをNJOY2012.50コードで作り、MCNP-5コードで解析を行った。比較のため、ENDF/B-VII.1, FENDL-3.1bとJENDL-4.0/HEを用いた解析も行った。その結果、以下のことがわかった; (1)$$^{56}$$Feに起因する約40MeVの中性子の大幅な過大評価は改善された、(2)$$^{56}$$Feに起因する約65MeVの中性子の過大評価も若干改善されたが、FENDL-3.1bよりは悪かった、(3)$$^{16}$$Oに起因する中性子の大幅な過大評価は改善されなかった。これらの結果を考慮して、ENDF/B-VIIIの最終版は作られるべきである。
4
Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS
権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11
磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。
5
Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS
権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。
6
Important comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE files of JENDL-4.0, JEFF-3.2 and ENDF/B-VII.1
今野 力; 多田 健一; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02040_1 - 02040_4, 2017/09
これまでに核データライブラリーの公式のACEファイルに内蔵されている多くの核種のKERMA係数、DPA断面積が以下の理由で異なっていることを指摘してきた。(1)核データの誤り、(2)NJOYのバグ、(3)非常に大きなヘリウム生成断面積、(4)mf6 mt102データ、(5)2次粒子のエネルギー角度分布データがないこと。今回、JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のKERMA係数, DPA断面積をより詳細に調べた。その結果、核データリブラリー間でのKERMA係数、DPA断面積の差の新たな原因を見出した。新たな原因は、以下に分類される。2次荷電粒子データがないこと、2次$$gamma$$線データがないこと、妥当でない2次$$gamma$$線スペクトル、妥当でない粒子生成収率、捕獲反応をmf12-15 mt3データに格納すること。これらの原因のいくつかはNJOYコードが対応していないことによると思われる。問題のあるJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のACEファイルは本研究をもとに改訂すべきである。
7
JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA
今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09
2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEの$$^{56}$$Feの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。
8
Benchmark experiment on molybdenum with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS
太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、$$^{95}$$Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,$$gamma$$)断面積を過小評価している可能性を示した。
9
New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files
今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11
今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。
10
IAEA国際技術会合(TM)「放射線損傷に関する核反応データと不確かさ」に関する報告
岩元 洋介; 今野 力
核データニュース(インターネット), (115), p.24 - 32, 2016/10
国際原子力機関(IAEA)主催の技術会合(TM)「放射線損傷に関する核反応データと不確かさ」が、2016年6月にIAEA本部で開催された。本TMでは、国際共同研究活動(CRP)「初期の放射線損傷断面積(2013年-2017年)」において検討されている放射線損傷データ(一次はじき出し原子エネルギースペクトル、カーマ係数、放射線損傷断面積、材料中のガスの生成断面積等)の評価に関する議論を深めることを目的としている。CRPメンバーの岩元は、PHITSコードと核データ処理コードNJOYによる放射線損傷データの比較について報告し、コンサルタントとして参加した今野は、様々な核データライブラリとNJOYを用いて計算されたカーマ係数間の差について報告した。他の参加者から、それぞれ関連する研究の報告並びにCRPの活動計画に対する提案があり、今後のCRP全体の活動として、原子炉や加速器構造材として利用される主要な核種に対して、誤差付きの放射線損傷データを計算することとなった。これを受けて、各参加者の役割分担について議論、同意がなされた。
11
Some comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE and MATXS files of JENDL-4.0
今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡
JAEA-Conf 2016-004, p.233 - 238, 2016/09
JENDL-4.0の公式のACE、MATXSファイルに入っているKERMA係数、DPA断面積をENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のデータと比較し、多数の核種で違いがあることが見つかった。この違いの原因として以下が考えられる;(1) NJOYコードのバグ、(2)異常に大きいヘリウム生成断面積、(3)核データの$$gamma$$生成データの形式、(4)詳細な2次粒子データ(エネルギー角度分布データ)がない。本研究をもとに、問題のあるJENDL-4.0のACE, MATXSファイルは修正する必要がある。
12
A Simple method for modification of capture reaction and elastic scattering nuclear data in analyses of nuclear data benchmark experiments
今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡
JAEA-Conf 2016-004, p.239 - 242, 2016/09
ベンチマーク実験の解析で計算値と実験値の差の原因を特定するために、ある核種の核データの一部を変更し、それをNJOYで処理して計算に使うことがある。しかし、共鳴データのある1MeV以下の捕獲反応、弾性散乱データを変更することは簡単ではない。そこで、NJOYで共鳴データから作られた捕獲反応、弾性散乱断面積データを使う簡単な方法を考案した。この方法を原子力機構FNSの銅、モリブデンベンチマーク実験に適用し、この方法が非常に有効であることを確認した。
13
最近の核融合中性子工学の進展,2; 核融合炉の核解析
今野 力
プラズマ・核融合学会誌, 92(4), p.261 - 265, 2016/04
核融合炉の核解析で使われる計算コード、核データライブラリーについて、基礎ではあるが、意外に知られていない重要な点を中心に初心者だけでなく経験者にも役立つ情報を解説する。
14
Problems on FENDL-3.0
今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
JAEA-Conf 2015-003, p.131 - 136, 2016/03
原子力機構FNS, TIARA, 大阪大学OKTAVIANの積分実験を用いてFENDL-3.0の中性子入射データのベンチマークテストを行ってきた。また、簡単な計算モデルを用いて、FENDL-3.0のMATXSファイルのテストも実施し、更に、FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データを他の核データライブラリーのデータと比較した。その結果、FENDL-3.0に以下の問題があることが判明した。(1) FENDL-3.0の$$^{16}$$Oの20MeV以上のデータは修正が必要。(2) FENDL-3.0の多くのMATXSファイルには弾性散乱外反応のエネルギー角度分布データが入っていない。(3) FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データのいくつかは修正が必要。
15
JENDL/HE-2007 benchmark test with iron shielding experiment at JAEA/TIARA
今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
JAEA-Conf 2015-003, p.125 - 130, 2016/03
2013年の核データ研究会で、FENDL-3.0とJENDL/HE-2007の妥当性検証のために原子力機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射の鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を報告し、JENDL/HE-2007を用いた解析は、65MeV中性子入射の鉄遮蔽実験の実験データ及びFENDL-3.0を用いた解析を過小評価することを指摘した。今回、この過小評価の原因を詳細に調べた。その結果、この過小評価の原因が、JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積が大きすぎることにあることを明らかにした。JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積は修正する必要がある。
16
New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on FENDL-2.1
今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
JAEA-Conf 2015-003, p.137 - 141, 2016/03
核融合炉の核解析のために、FENDL-2.1からFusion-J3とFusion40形式の新しい2つの炉定数セットFUSION-F21.175 (中性子175群, $$gamma$$線42群, P5近似)とFUSION-F21.42 (中性子42群, $$gamma$$線21群, P5近似)をTRANSXコードで作成した。物質は、H-1, H-2, He-3, He-4, Li-6, Li-7, Be-9, B-10, B-11, C-12, N-14, O-16, F-19, Na-23, Mg, Al-27, Si, P-31, S, K, Ca, Ti, V-51, Cr, Mn-55, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, Nb-93, Mo, Cd, W, Pb, Bi-209, Cl, Ta-181, Sn及びGaの40。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等も整備した。これらの炉定数セットは自己遮蔽の補正がされていないことに注意する必要がある。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。
17
Integral test of international reactor dosimetry and fusion file on graphite assembly with DT neutron at JAEA/FNS
太田 雅之; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1847 - 1850, 2015/10
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
最近、国際原子炉核融合ドシメトリファイル1.0(IRDFF 1.0)がIAEAから公開された。IRDFF 1.0の妥当性を検討するため、IAEAは新しい協力研究計画(CRP)を開始した。本CRPのもとに、我々は、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、疑似円筒のグラファイト体系での積分実験を行った。等価半径31.4cmで厚さ61cmのグラファイト体系をDT中性子源から約20cmの位置に設置した。IRDFF 1.0のドシメトリ反応に対する多くの箔を、体系の中心軸上のグラファイトブロックの隙間に貼り付けた。DT中性子の照射後、ドシメトリ反応の反応率を箔放射化法により測定した。この実験を、実験体系および中性子源を詳細にモデル化して、モンテカルロ計算コードMCNP5-1.40と最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析した。IRDFF 1.0をドシメトリ反応の応答関数として用いて計算した反応率と、実験から求めた反応率を比較した。さらに、JENDL Dosimetry File 99を用いて求めた反応率とも比較を行った。IRDFF 1.0を用いた計算結果は実験値との良い一致を示した。
18
Analyses of iron and concrete shielding experiments at JAEA/TIARA with JENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1 and FENDL-3.0
今野 力; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 太田 雅之
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2178 - 2181, 2015/10
 被引用回数:2 パーセンタイル:48.93(Nuclear Science & Technology)
原子力機構TIARAでの40, 65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を最新の高エネルギー核データライブラリJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0を用いて行った。計算では、MCNP5とそれぞれ原子力機構,ブルックヘブン国立研究所, IAEAから公開されているJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0のACEファイルを用いた。計算結果から以下のことがわかった。(1)JENDL/HE-2007を用いた計算は実験値とよく一致、(2)ENDF/B-VII.1を用いた計算は実験体系の厚さが厚くなると実験値を大きく過大評価、(3)FENDL-3.0を用いた計算は鉄体系の実験値とよく一致したが、コンクリート体系の実験値を過大評価。ENDF/B-VII.1とFENDL-3.0の核データのいくつかは修正が必要である。
19
Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data
今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*
Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05
 パーセンタイル:100
複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全$$gamma$$線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全$$gamma$$線束は300Kの時の全$$gamma$$線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの$$gamma$$生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。
20
New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on JENDL-4.0 and FENDL-3.0
今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05
核融合炉の核解析のために、JENDL-4.0とFENDL-3.0からFusion-J3と同様の新しい炉定数セットを作成した。物質は、$$^{1}$$H, $$^{2}$$H, $$^{3}$$He, $$^{4}$$He, $$^{6}$$Li, $$^{7}$$Li, $$^{9}$$Be, $$^{10}$$B, $$^{11}$$B, $$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{19}$$F, $$^{23}$$Na, Mg, $$^{27}$$Al, Si, $$^{31}$$P, S, K, Ca, Ti, $$^{51}$$V, Cr, $$^{55}$$Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, $$^{93}$$Nb, Mo, Cd, W, Pb, $$^{209}$$Bi, Cl, $$^{181}$$Ta, Sn及びGaの40。JENDL-4.0及びFENDL-3.0の炉定数セットFUSION-J40及びFUSION-F30(中性子175群、$$gamma$$線42群、P5近似)はNJOY99コードで作成したJENDL-4.0、FENDL-3.0のMATXSからTRANSXコードを用いて作成した。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等もMATXSファイルからTRANSXで整備した。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。