核データニュース，No.90 (2008)JENDL アクチノイドファイル 2008
日本原子力研究開発機構
岩本修

iwamoto.osamu@jaea.go.jp―――――――――――――――――――――――――――――――――――――――

1.

はじめに
JENDL 特 殊 目 的 フ ァ イ ル の 一 つ と し て 、 JENDL ア ク チ ノ イ ド フ ァ イ ル 2008（JENDL/AC-2008）を 3 月に公開しました。JENDL/AC-2008 は Ac（Z=89）から Fm（Z=100）
までのアクチノイド核種に対する 10-5 eV から 20 MeV までの中性子誘起核反応についての評価済核データファイルです。JENDL-3.3 に収録されている 62 核種に、半減期が 1 日以上の 17 核種を新たに加えて、全部で 79 核種に対するデータで構成されています。表 1に収録核種を示します。最新の測定データを含め、JENDL-3.3 の評価時に使用した測定データも再検討を行い、JENDL-3.3 の評価データの全面的な改訂を行っています。核反応理論計算コード CCONE の開発を行い、アクチノイド核データの評価に全面的に用いました。
JENDL/AC-2008 の開発は主に原子力機構の中川庸雄氏、大塚直彦氏（現 IAEA）、千葉敏氏、奥村啓介氏、千葉豪氏に私を加えたメンバーで行いました。この JENDL/AC-2008 に関する解説文は、これらのメンバーを著者として PHYSOR’08 へ投稿した論文をもとに執筆しました。JENDL/AC-2008 は http://wwwndc.jaea.go.jp/ftpnd/jendl/jendl-ac-2008.html から入手できます。

2.

共鳴パラメータ
共鳴パラメータの評価のため、熱中性子断面積を再評価しました。核分裂断面積と捕獲断面積の測定データに、年代に応じた重みをかけて平均しています。この熱中性子断面積の評価結果を再現するように負共鳴パラメータ及び低エネルギーの共鳴パラメータを調整しました。また、測定データと共鳴パラメータで違いが大きい場合には、それ以外 の 共 鳴 パ ラ メ ー タ に つ い て も 再 評 価 を 行 っ て い ま す 。 243Cm の 核 分 裂 断 面 積のJENDL-3.3 及び JENDL/AC-2008 の比較を図 1 に示します。

― 57 ―

表 1. JENDL/AC-2008 の収録核種。カラム名 A～E は評価の優先順位で、A が高く E が低い。E は新たに追加した核種。
AB

C

232

228, 229, 230Am

231
229, 230

232, 234, 236

237

230, 231

237

236, 238, 239

235

239, 240, 241242

238, 244

236, 237, 246

241, 243

242m

242

244, 244m

242, 244, 245

243, 246, 247,248, 250
247240,241,249
249, 250

245, 246, 248

249, 250

251, 252, 254

246, 248, 253

254, 255

251, 252,253, 254m

233, 235, 238

Np
Pu

227, 233, 234

231, 232, 233

PaU

E225, 226, 227

AcTh

DCm
BkCf
Es

234

240

255

Fm

243

103

Cm fission

Cross Section (b)JENDL/AC-2008
JENDL-3.3

102

101
M.G.Silbert ('76)

100

2030
Neutron Energy (eV)
図 1.

243

Cm の核分裂断面積― 58 ―

40

232

Th, 233,238U, 231Pu 等の主要核種の共鳴パラメータは ENDF/B-VII.0 に入っている最近の ORNL グループの SAMMY コードによる評価値を採用しました。235U については、ウラン体系の高速炉でナトリウムボイド反応度等の予測精度が悪化し、その原因が keV 領域の捕獲断面積に起因するという問題が指摘されているため、共鳴領域の上限を 2.25 keVから 500 eV に変更し、500 eV 以上の断面積の再評価を行うことで、この問題を回避しました。

3.

CCONE コードによる計算
JENDL/AC-2008 の整備にあたって、核データ評価計算の効率化や信頼性の向上のため、新たな核反応理論計算コード CCONE を開発しました。CCONE は核データ評価計算で有用と思われるいくつかの反応モデルを統合したコードです。現在、核データ評価で必要とされている反応を同時に扱うことができる理論モデルが無いため、核データの評価計算では、いくつかのモデルを組み合わせた計算を行っています。CCONE では、直接過程のモデルとしてチャンネル結合光学モデルや歪曲波ボルン近似、前平衡過程として 2 成分励起子モデル、複合核過程として Hauser-Feshbach-Molduer 統計モデルを使用しています。モデル計算の中で特に重要なものとして、光学ポテンシャルがあります。今回の評
価では、最近得られた Soukhovitskii 等（2005）や国枝等（2007）のチャンネル結合光学ポテンシャルを元に、全断面積の再現性を良くするように調整して使用しました。また、アクチノイド核種で大切なものとして、核分裂障壁があります。核分裂障壁は核分裂断面積に非常に大きな影響を与えるので、核分裂断面積を再現するように細かく調整する必要があります。
図 2 に 237Np の捕獲断面積についての CCONE による計算値と JENLD-3.3 及びENDF/B-VII.0 の評価値、測定値との比較を示します。低エネルギー領域では、今回の計算値と各評価値間で違いは小さいですが、エネルギーが高くなるにつれ大きな差がみられます。これは、測定データが少ないことと、理論計算において他の競合反応の寄与が大きくなることにより不確定性が増すためと考えられます。
図 3 に 242mAm の核分裂断面積の CCONE による計算値と GMA による評価値、測定デー タ と の 比 較 を 示 し ま す 。 図 中 の “present” は GMA コ ー ド を 用 い た 評 価 結 果 で 、JENDL/AC-2008 に採用されているデータです。図を見ると、CCONE による計算値と GMAによる評価値はよく一致しており、測定データを再現していることが分かります。この場合、実際の評価値としては CCONE による計算結果は使用していませんが、他の競合反応の断面積を正しく見積もるためには、大きな断面積を持つ核分裂の再現性は重要です。

― 59 ―

237

Np capture

Cross Section (b)101present (=CCONE)JENDL-3.3
ENDF/B-VII.0

100
D.C.Stupegia+ ('67)
M.Lindner+ ('76)
L.W.Weston+ ('81)
Ju.N.Trofimov+ ('83)
N.N.Buleeva+ ('88)
N.N.Buleeva+ ('88)
N.N.Buleeva+ ('88)
Katsuhei Kobayashi+ ('02)
Katsuhei Kobayashi+ ('02)
E.I.Esch+ ('05)

10-1

10-2103

104
105
106
Neutron Energy (eV)
図 2.

237

107

Np 捕獲断面積242m

Am fission

Cross Section (b)presentCCONE

102

101

100

102

103
図 3.

P.A.Seeger+ ('67)
C.D.Bowman+ ('68)
E.F.Fomushkin+ ('81)
E.F.Fomushkin+ ('81)
E.F.Fomushkin+ ('81)
J.W.T.Dabbs+ ('83)
J.W.T.Dabbs+ ('83)
J.C.Browne+ ('84)
J.C.Browne+ ('84)
J.C.Browne+ ('84)
V.F.Gerasimov+ ('87)
V.A.Shigin+ ('91)
B.I.Fursov+ ('97)
B.I.Fursov+ ('97)
V.F.Gerasimov+ ('97)
T.Kai+ ('01)

104105106
Neutron Energy (eV)242m

Am 核分裂断面積― 60 ―107

図 4 に 14 MeV 中性子による 238U の 2 次中性子スペクトルを示します。CCONE による計算値を色々な成分に分けてプロットしています。トータルのスペクトルは測定データを良く再現しています。この図から 2 次中性子スペクトルを再現するためには、色々な反応からの寄与を精度よく見積もることが必要であることが分かります。

図 4. 14 MeV 中性子による 238U の 2 次中性子スペクトル

4.

GMA コードを用いた核分裂断面積評価
次のセクションで述べる重要核種の核分裂断面積を除いて、測定データが十分に存在する 25 核種の核分裂断面積は、最少二乗フィッティングコード GMA を用いて評価を行いました。実験データは主に EXFOR データベースから得ました。235U や 239Pu の核分裂断面積との比の測定データは JENDL-3.3 のデータを用いて断面積に変換して解析を行いました。
図 5 に 242mAm の核分裂断面積核分裂断面積を示します。実線が今回の評価値で破線が標準偏差による上限と下限を表しています。測定データには幾分ばらつきがあります。
Fursov 等（1997）のデータは一番新しいのですが、他のデータと比較すると高めの値となっています。今回の評価結果は Fursov 等のデータより低めですが、Browne 等（1984）と同程度で、JENDL-3.3 とは標準偏差内で一致しています。

― 61 ―

242m

Am fission
present with s.d.
JENDL-3.3

Cross Section (b)

32

1 5
10106
Neutron Energy (eV)
図 5.

5.

E.F.Fomushkin+ ('81)
E.F.Fomushkin+ ('81)
E.F.Fomushkin+ ('81)
J.W.T.Dabbs+ ('83)
J.C.Browne+ ('84)
J.C.Browne+ ('84)
J.C.Browne+ ('84)
V.A.Shigin+ ('91)
B.I.Fursov+ ('97)
B.I.Fursov+ ('97)

107

242m

Am 核分裂断面積

核分裂断面積の同時評価
アクチノイドの核分裂断面積は 235U などの他の核種に対する断面積の比として測定されているものも多く存在します。これらの測定データを用いて統計的に正しく評価を行うためには、比のデータも考慮して、複数核種の断面積を同時に評価する事が必要となります。JENDL-3.3 の評価で同時評価のために SOK コードが開発され、233U, 235U, 238U,
239

Pu, 240Pu, 241Pu の 6 核種の核分裂断面積に対して同時評価が行われました。今回の評価

ではこの SOK コードを用いて、エネルギー領域を拡張すると共に、JENDL-3.3 の評価に用いた測定データを再度検討し、信頼性が高いと考えられるデータを選びつつ、新たな測定データを追加することにより、再評価を行いました。表 2 に同時評価で使用したデータセットの数を示します。
表 2. 同時評価に使用したデータセット数Reaction

sets

Reaction

sets

233

U

13233

U/235U

9235

U

17238

U/233U

1238

U

9238

U/235U

18239

Pu

16239

Pu/235U

14― 62 ―

240

Pu

4240

Pu/235U

12241

Pu

6240

Pu/239Pu

1241

Pu/235U4

図 6 に 235U の評価結果を示します。図中、評価に使用したデータを黒い点で、使用していないデータをグレーの点で表しています。今回の評価結果は小型炉心の中性子実効増倍率に高い感度を持つ部分で、JENDL-3.3 と比較し数%小さい値となりました。

図 6.

6.

235

U の核分裂断面積

その他のデータ
断面積以外のデータについても改訂を行っています。241Am の捕獲反応によるアイソマーは基底状態と異なる崩壊モードを持つため、Cm 同位体の生成量に大きく影響します。
241

Am の捕獲反応による 242Am 基底状態の生成比の比較を図 7 に示します。JENDL-3.3 と比較して、高エネルギー側で大きくなっています。
核分裂中性子数についても見直しを行いました。例えば 242Pu では JENDL-3.3 から大きく改訂されています（図 8）。

― 63 ―

241

Am capture

Isomeric ratio (ground state)

1.0
0.9
0.8
0.7

present
JENDL-3.3
ENDF/B-VII
JEFF-3.1

0.60.5Bringer et al. ('06)
Fioni et al. ('01)
Shinohara et al. ('97)
Wisshak et al. ('82)
Dovbenko et al. ('71)
Gavrilov et al. ('75)
Harbour et al. ('73)
Bak et al. ('67)

0.4 -210 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107
Neutron Energy (eV)
図 7.

241

Am の捕獲反応による 242Am 基底状態の生成比

242Pu νp

Number of Neutrons

5.0

Yu.A.Khokhlov+ ('94)
present
JENDL-3.3
ENDF/B-VII.0

4.0

3.007.

2468
Neutron Energy (MeV)
図 8. 242Pu の核分裂中性子数10

データ補正
JENDL/AC-2008 では Godiva, Jezebel, Jezebel-233, -240, Flattop-U, -233, -Pu, Big-10,

SMF008 等の臨界性や反応率比などの積分量を考慮して、微分データの評価精度の範囲内で僅かな補正を行いました。これにより、小型炉心の臨界性の予測精度が大幅に改善されました。

― 64 ―

8.

積分ベンチマークテスト
JENDL/AC-2008 は臨界性やボイド反応度、MA の照射後試験解析等について、ベンチマークテストを行いました。ベンチマークテストの典型的な結果について図 9 から図 12に示します。図からわかるように、ウラン燃料高速炉の臨界性やナトリウムボイド反応度で大きな改善がみられました。また照射後試験解析では Cm 同位体について予測精度

1.000

KUCA

LCT18.1

LCT26.1
KUCA

LCT5.1

MISTRAL‐C1

TRX‐1/2

C/E

1.005

KRITZ2‐1/13

1.010

LCT6.3/6/10/15
LCT48.1が向上しています。

JENDL/ACJENDL-3.3

LCT1.1

0.995

JEFF-3.1
ENDF/B-VII.00.990
02468

U-235 enrichment (wt.%)

図 9. 低濃縮 235U 燃料熱中性子炉の臨界性

1.005

C/E

1.000

JENDL/ACJENDL-3.3
JEFF-3.1
ENDF/B-VII.00.995

0.990

図 10. 中大型高速炉の臨界性― 65 ―101.101.000.90/E
C0.80
JENDL/AC

0.70

JENDL-3.3
JEFF-3.1

0.60

ENDF/B-VII.00.50
LEZ

MEZ

HEZ

LEZ

BFS-62-2

MEZ

MOX

HEZ

BFS-62-3A

MOX
BFS-625

Voided zone in each core configuration

1.5
1.4
1.3
1.2
1.1
1.0
0.9
0.8
0.7
0.6
0.5

JENDL/AC

Cm-246

Cm-245

Cm-244

Cm-243Am-243

Cm-242

Am-242m

Am-241

Pu-242

Pu-241

Pu-240

Pu-239Pu-238

Np-237

U-238

U-236

U-235

JENDL-3.3

U-234

C/E

図 11. ウラン燃料高速炉のナトリウムボイド反応度

図 12. 高浜 3 号炉の照射後試験解析のベンチマーク結果

9.

結びJENDL/AC-2008 の評価手法や評価結果について簡単に説明しました。JENDL-3.3 から大幅な改訂を行い、ベンチマークテストの結果も改善されています。今後、JENDL/AC-2008 の共分散についても、評価を行っていく予定です。JENDL/AC-2008 は誰でも使えるように公開されています。JENDL/AC-2008 について何か気付いた点があれば、お知らせいただけると幸いです。

― 66 ―