2017/06http://wwwndc.jaea.go.jp/JNDC/ND-news/pdf117/No117-04.pdf積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。2017/05JAEA-Data-Code-2017-006.pdf:13.46MBJAEA-Data-Code-2017-006-appendix1(CD-ROM).zip:115.88MBJAEA-Data-Code-2017-006-appendix2(CD-ROM).zip:110.88MB次期JENDLの軽水炉臨界性に対する性能を評価・検証するために、公開データベースであるOECD/NEAのICSBEPハンドブック及びIRPhEPハンドブックを活用して、ベンチマークデータ集を整備した。本データ集の特徴は以下の通りである。(1)公開データベースのドキュメント及びその関連情報について、技術的に妥当な評価がなされているかレビューし、JENDL-4.0による解析結果も勘案しながら、次期JENDL開発のための推奨ベンチマークデータセットを選定した。粒子による非均質反応度を可能な限り忠実に計算するため、モンテカルロコードを用いた有限燃料ピンバンドルモデルを新たに開発し、これを用いて、今回検討対象とした全MOX実験を横並びで評価した。(3)核データにおけるライブラリ間の差異が中性子実効増倍率に与える影響を分析するツールとして一次元燃料ピンセルモデルに基づく感度解析手法を導入し、現時点で最新である世界の3大ライブラリを用いて、その具体的な適用例を与えた。一部のみで行われていた。(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。過小評価についても検討を行った。U核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。Uのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。JENDL-3.2及びENDF/B-VI.8とモンテカルロコードMVPを用いて解析した。MVPコードとMCNPコードの比較のためにENDF/B-VI.6を用いたMCNPの計算も行った。MCNPコードを用いて得られたC/E値は炉心132と133についてともに0.998であった。すべての結果は実験値と実験誤差の範囲内で一致した。MVPとENDF/B-VI.8及びMCNPとENDF/B-VI.6を用いて得られた結果は炉心132については0.02%、炉心133については0.01%の差異しか見られなかった。2000/06https://doi.org/10.3327/jnst.37.5481992年、米国エネルギー省は臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトを開始した。(OECD/NEA)の下での国際的な活動に形態を改め、活動を続けている。活動の成果は「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」と題する文献にまとめられ、その内容は年々更新されている。検証のための活用が期待されている。濃縮度20wt%のウラン燃料を用いて臨界実験のデータはまだない。本稿では、この濃縮度ギャップを埋めるため、濃縮度20wt%のウラン燃料炉心を有するアジアの研究炉の研究者に、実験データの提供を訴える。1999/03JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MBこの報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。Technology)1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。application)の開発を進めている。FRENDYの開発では、連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリ作成機能の実装を第一の目標としている。連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリの作成を行うためには、(1)ポイントワイズ断面積の作成、(2)確率テーブルの作成、(3)熱中性子散乱データの処理、(4)連続エネルギーモンテカルロ計算コード用断面積ライブラリの作成の四つの処理を実施する必要がある。3の処理機能を実装しており、今年度はPHITSやMCNPなど、多くのモンテカルロ計算コードで採用されているACEファイルの作成機能の実装について報告する。FRENDYで作成したACEファイルの妥当性検証のため、JENDL-4.0をFRENDYおよびNJOY99で処理したACEファイルを使用して積分実験のベンチマーク計算を実施し、実効増倍率を比較した。その結果、どの体系においても0.05%以下の精度でNJOY99の結果と一致することが分かった。このことから、FRENDYのACEファイル作成機能は妥当であると考えられる。