
先日ありました第2回JENDL-3.2問題点検討小委員会の議事録（案）を送りいた
します。
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　　　　　　　　第2回JENDL-3.2問題点検討小委員会議事録（案）

日　時：平成8年10月14日（月）　13:30-18:20
場　所：原研本部　第5会議室
出席者：石川　眞（動燃）、山野　直樹（住原工）、川合  将義（東芝）、
真木  紘一（日立）、中島　豊（RIST）、増川  史洋（NUPEC三竹代理）、
高野　秀樹、岡嶋  成晃、三好  慶典、長谷川　明（原研）

配付資料
         JENDL-3.2問題点検討小委員会第1回会合議事録    
J3P-2-1　FCAからのコメント -FCAでのJENDL-3.2を用いた解析結果-     岡嶋
J3P-2-2　JENDL-3.2問題点検討小委員会資料                          三好
J3P-2-3　遮蔽設計の観点からのコメント                             山野
J3P-2-4　MVPを用いたMOX系ポリスチレン・ブロック臨界実験の解析     増川
J3P-2-5　JENDL-3.2の問題点（2）
              -２次中性子のエネルギー分布の問題点ー                前川
J3P-2-6　核融合設計側からのJENDLへの要望事項                      真木
J3P-2-7　JENDL-3.2のFP核データの問題点のチェック                  川合
J3P-2-8　川合さんあてe-mail 
        （エネルギー分布の問題、Pm-148メタ断面積）              植之原


議事
1.　 前回議事録確認
 2頁 下13行  見直しの必要がある..... ==>留意する必要がある に訂正
 以上の修正後 確認された。

2.  評価者サイドより具体的な問題点の議論
配布資料J3P-2-7により川合委員がJENDL-3.2 FP核データの問題点について報
告した。
FP172核種の内
(1) 熱中性子断面積と共鳴積分
動燃グループの測定結果の反映を行っており、1993年のデータまで反映してい
るが、Tc-99,I-129,Cs-135はまだである。単に新しいからといってそれを採用
してよいかとの異論もあった。特に共鳴積分について、大きく変更されている
ものもあり、全体を見てから評価者は判断して欲しいとの意見がだされた。評
価側は、今回の測定値の反映は実験手法の上から見ても妥当と考えているとの
結論である。

(2)共鳴パラメータ
最新のデータを取り入れて評価している。世界のファイルの中で一番新しい評
価と考えている。中には、Ru-99の様に、評価からファイル作成の課程で種々
のコードを通しているためスピンの値や、振り分けミスが出ている核種もあ
る。それについては、チェックが進んでおり、誤りを修正する予定である。
(3)中性子捕獲断面積
 積分測定と矛盾する核もあるが、それらについては一概に積分測定が正しい
とはいえず、積分側の問題である核種もいくつかあると考えている。それらに
ついては、他の積分実験を待つしか手が無いと考えている。
 中には微分実験値が全くない核種について（Eu-152,154）、JENDL-2の積分テ
ストに基づいて断面積調整を行ったものもあるが、それらについては光学模型
パラメータがJENDL-3.2のそれとは違っているので、評価の一貫性からいって
問題が残っている。
(4)非弾性散乱断面積
連続レベルの中性子エネルギー分布が、特にしきいエネルギー近辺で物理上あ
りえないエネルギーの中性子を発生する分布（減速でなく、加速）を与えてい
るため、連続モンテ・カルロコードMCNP等で問題が発生し、計算がそこでと
まってしまう結果となり、利用者から問題が出ている。
これに関しては、JENDL-3.1の段階で、中性子のエネルギー分布を与える反応
（非弾性散乱のみでなく、(n,alpha), (n,p), (n,2n) 等）については、しき
いエネルギーでデルタFunctionを与えていたが、輸送計算等で大きな問題が出
てしまったため、便宜上次のエネルギー点のデータで代用すると言う変則処理
で逃げていたもので、それでも問題がでてしまった。同様の指摘が、資料
J3P-2-5　「JENDL-3.2の問題点（2） -２次中性子のエネルギー分布の問題
点」で前川さんからも問題提起されている。また、植之原さんからの資料
J3P-2-8  「 川合さんあてe-mail （エネルギー分布の問題、Pm-148メタ断面
積）」でも触れられている。     

対処法は、
a.コードMCNPをなおす。(当面の対策としては有効かも知れないが利用者全て
に周知させるには無理がある)
b. MCNP用ライブラリーをなおす。（当該ライブラリーを使う場合にしか修正
されない）
c. JENDL-3ファイル（オリジナルデータ）をなおす。これが正当であろう。但
し実施するとなると、極めて大変な作業量になるかも知れない。核データセン
ターでも検討する。

・JENDL-2での評価を引き継ぐ100核種について、レベルスキームとしてかなり
古いデータを採用しているものもあり、特にレベルの数が少ない（特に12本以
下）核種については問題があるかも知れない。捕獲断面積がレベルミッシング
によって大きくなっている可能性がある。
・植之原さんからの資料J3P-2-8  「 川合さんあてe-mail （エネルギー分布
の問題、Pm-148メタ断面積）」で触れられている、Pm―148メタの非弾性散乱
断面積が低エネルギーからあるのは、発熱反応であり可能性在りと言うことで
問題にはならない。     

(5) 原子炉での燃料照射データとの突き合わせ
PWRでの燃焼解析により、Eu-154についてJENDL-3.2がENDF/B-IVより良好であ
る事が示された。しかし、公開データが少ない。したがって、データの取得を
図る必要があるが、実機のデータでは、照射場特性がわからないため核データ
にフィードバック出来るデータが手に入るとは思えない。常陽でも同じ事。2
年3年と周りの燃料集合体は変わってしまっており追跡出来ない。追跡出来な
い以上、計算も出来ない。
きれいな照射場特性の分っている場で照射するしか手がない。
JRR-3での照射が進んでおり少し期待できるものも出てきそうと言う段階にあ
る。
rare-earth核種で問題と成るのはないのか。オメガ関連で調べてみる必要があ
るのではないか。
DOEがデータを集めていると言う情報もある。
FPデータは、ファイル（JENDL-3.2、JEF-2.2、ENDF/B-6）によりかなり食い違
いがあるのも事実であり、JENDLが本当に良いと言い切れるのか？データに差
があるものについてはチェックした方が良いのではないかとのコメントがあっ
た。ENDF/B-6といえども、中身は古く、大部分はENDF/B-Vのデータであり、そ
の点からもJENDL-3.2の優位性は揺るがないと評価側は考えている。

3.  利用者サイドより具体的な問題点の議論
(1)FCAからのコメント
FCAの岡嶋氏から資料J3P-2-1に基づき、JENDL-3.2によるFCA炉心についての解
析結果についての説明があった。①濃縮U燃料を用いた中性子スペクトルを系
統的に変化させた7炉心から成るIXシリーズ（黒鉛減速及びSUS減速）の臨界性
と中心反応率比、②金属燃料高速炉模擬実験（XVI-1,XVI-2）及び、原型炉級
MOX燃料高速炉模擬実験（XVII-1）での臨界性、中心反応率比、Naボイド反応
度、③ドップッラー反応度について、JENDL-3.2の特性について説明された。
①については、解析手法としてセル非均質効果を詳細に扱ったSLAROMを用いた
標準手法、SP2000詳細解析、MVPによる連続モンテ・カルロ法の解析を行っ
た。臨界性について、SP2000とMVPの結果は同じ傾向を示すがSLAROMの結果と
は異なる傾向を示し、最大2%の食い違いを示す。JENDL-3.2の結果は、臨界性に
対して過大傾向をしめす。JENDL-3.2のU-235データを3.1にかえるとC/Eは1に
近づく。黒鉛の多く入った柔らかい炉心の方がその効果は大きい。中心反応率
比に対するU-235のJENDL-3.2、3.1変更の効果はあまりない。また、中心反応率
比の実験値については、核分裂計数管を用いた実験のため、精度は現在の箔を用
いた実験程良い結果とはなっていない。これは実験手法上の問題で致し方な
い。また計算としてもどの断面積を使うか問題が多い。
②については、JENDL-3.2では臨界性について、若干過小評価の傾向が見られて
いる。中心反応率比について、箔を用いた測定値と計算値は測定誤差内で一致
している。従来F28/F49等C/Eが1.05程度のものがほぼ1.0に収まっている。ナ
トリウムボイド係数では、JENDL-3.2のデータでは、非漏洩項の予測が良くな
り、予測精度が大幅に改善されている。漏洩項の計算精度は良好である。
③のドップッラー反応度については、JENDL-3.2では、原型炉級から大型炉の炉
心に関しては測定誤差内で一致している。実験炉クラスに関しても同様であ
る。
U-235の入っている炉心の結果に関しては、U-235データを3.2と3.1に代えてみ
ると3.1の結果の方がより一致が良くなるケースもあり、特に2keV以下の寄与
に両者の差が出ており検討の余地がある。

(2)NUCEF STACYからのコメント
 臨界安全研究室の三好氏から資料J3P-2-2に基づき、使用済み燃料の再処理施
設で使われる、低濃縮UやPuを含む硝酸水溶液について、これまでに得られて
いる実験結果とJENDL-3.2を用いた解析結果についての説明があった。
STACYによるベンチマーク実験の概要と結果について、U濃度313g/lから225g/l
の範囲について順次希釈して、周囲に水反射体のある場合と裸の場合との実験
結果及びそれのJENDL-3.2によるMCNPと3.1及び3.2を用いたTWOTRANによる計算
結果（臨界性）が紹介された。コードによる差はそれ程ない。裸の体系の方が
コード間の差はある。いずれもJENDL-3.2の結果はC/Eを過大評価（Keff 水反
射体付き： 1.008、裸の体系：1.004）の傾向がある。実験精度が0.1%程度で
あることを考えればこの差は有為であろう。JENDL-3.2は、3.1に比べて0.5-0.
7%Keffが大きくなっている。断面積の差をみるとFissionとcaptureで両者の差
が出ており、この実験に感度のある所では絶対値の大きさから見るとFission
の方が支配的とも考えられる。
その他特性試験としては、温度係数の測定、βeffの測定がある。
水反射体の結果については、ベンチマーク問題として公開する予定である。原
子数密度データも公開する。

(3)遮蔽設計の観点からのコメント
  住友原子力の山野氏から資料J3P-2-3に基づき、蔽設計の観点からのコメン
トがなされた。
鉄のデータにまだ問題が残されている。
全断面積／弾性散乱断面積      1 MeV～3 MeV   山谷の微調整
非弾性散乱断面積／散乱断面積  600keV～1MeV   の振り分け
高分解能測定のデータが必要であり、Geelデータが不可欠であるので入手を考
える必要がある。
透過スペクトル実験（Broomstick, ASPIS, FNS実験）から要請される事項：
鉄データについては、JENDL-3.1から3.2への改訂で、非弾性散乱のグルーピン
グを変えるだけでかなりの改善が透過スペクトルに見られる様になった。鉄の
非弾性散乱のレベルは40まで使い切っていない。改善の余地はある。アイソ
トープ評価の要求については、明確な結論は出せない。利用者の事を中心に考
えれば天然元素評価データの方が良いし、難しい判断となる。アイソトープ評
価と天然元素評価との一貫性は保たねばならないので、悩ましい問題である。

Naについては、現状の実験からのコメントはない。今後出てくる可能性があ
る。

(4)MVPを用いたMOX系ポリスチレン・ブロック臨界実験の解析
   NUPECの増川氏から資料J3P-2-4を用いて説明があった。MOX燃料加工施設で
の臨界安全評価のための、ポリスチレン・ブロック臨界実験の解析の結果の報
告。JENDL-3.2データを使い54ケースについてのMVPとMCNPの結果を比較した。
両者の間にはかなりの差があり、中にはKeffが５％以上違うものがあり、計算
の妥当性をチェックする必要がある。いずれにしても、両者の差は大きい（1%
近い差）ため、使用しているＳ（α、β）が同じデータかチェックが必要との
コメントがあった。
    NUPECでの燃料加工施設についてのJENDL-3.2データの利用は今後に期待さ
れるとの事である。

(5)核融合設計側からのJENDLへの要望事項
   日立の真木氏から、資料J3P-2-6を用いて説明があった。概略は以下の通
り。
1. 追加核種
JENDL-3.2では、Sn,Sm,Ndは、すでに評価済みで追加希望核種はない。
2. ガンマ線生成断面積 
全ての核種に必要である。
超伝導コイル等、発熱評価のためには、不可欠である。
3. 荷電粒子生成断面積
KERMA/DPA計算のためで、放出荷電粒子のエネルギースペクトルが必要であ
る。
JENDL-Fusionファイルにあるのでこれで足りると思われる。
4. 要求精度
5%が基準となっているがその根拠は何か？
・測定でも5%と言う数字は、並大抵の数字ではない。本当にこれだけの精度が
いるのか？
核データより、計算精度の方に問題があるのではないか、
根拠となる客観的な定量的データを出して欲しい、等の質問に対して、
例えば、1cm厚さが違えば、10億円の違いが出てしまう。
設計サイドとしては、核データによる設計マージンはなくしたい。
また、輸送計算の精度 例えば10％、核データの精度は40-50％が考えられるの
ではないかとのコメントがあった。
   
4.  その他の議論
a. 前回の議論でJENDL-3.2の問題点の調査をJNDCメールを通じて行うことにし
たが、実施したものの何の返答も返ってこなかった。周りのユーザーに各委員
が直接に聞く事の方が情報は集まりやすいので、聞きまわり方式で情報を集め
て頂きたい。同時に、ユーザーニーズをJNDCメールを用いて集めることとし
た。JENDLの改訂にユーザーが期待する事を集めて反映する（各利用分野で必
要な核種、反応、エネルギー範囲、優先度、精度等）。
b.この委員会は問題点のリストアップが主目的ではあるが、問題点についての
ある程度の解決法についても具体的指針を出しておく必要がある。

次回会合　12月12日（木）原研本部13：30
議事予定：評価サイド（未定）
　　　　　利用サイド（臨界安全ベンチマーク、その他）



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Akira HASEGAWA

Head of Nuclear Data Center
Reactor Engineering Division
Japan Atomic Energy Research Institute

Tokaimura, Naka Ibaraki Japan 319-11
tel: +81-29-282-6217
fax: +81-29-282-6122
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