This study presents a methodology for assessing neutronics models of JT-60SA by comparing simulated neutron spectra with spectra reconstructed from neutron activation measurements. The analysis was performed using synthetic data generated with the Monte Carlo N-Particle (MCNP) radiation transport code for an existing model, as the final detailed tokamak model remains under development. Rather than limiting the assessment to a direct comparison with activation measurement, the proposed approach incorporate neutron spectrum reconstruction as a complementary method to evaluate agreement between simulated and actual spectra. The analysis demonstrates the feasibility and potential of the methodology rather than reproducing experimental conditions. Several spectrum unfolding techniques were applied: Tikhonov Regularisation, Minimum Fisher Information, Maximum Entropy, and Maximum Likelihood. Results were additionally combined into an average reconstructed spectrum to reduce method-dependent differences. The MCNP-calculated spectrum for the P10 port was used in FISPACT-II, advanced nuclear simulation software, to simulate foil activation. The reconstructed spectra and FISPACT-II activities were compared against reference MCNP data. Irradiation was assumed to last the entire experimental campaign. Longer irradiation time limits the activation foil set and increases reconstruction uncertainty. Results demonstrate that the high-intensity region of the neutron spectrum can be reconstructed with an uncertainty below 25%. Performing reconstructions separately across distinct energy ranges enables accurate determination of dominant high-intensity peaks despite numerical challenges from large intensity gradients. Shorter irradiation time allows the use of additional dosimetry foils, reducing the overall reconstruction uncertainty to approximately 23% for the full spectrum. Individual unfolding methods reproduce different spectral regions with varying accuracy, whereas averaging results reduces the discrepancy between the reconstructed and reference spectra. The study demonstrates the potential of combining established reconstruction methods for complementary assessment of neutronics simulations and identifies the treatment of large spectral intensity gradients as an important area for further methodological development.
本研究は、シミュレーションされた中性子スペクトルを、中性子放射化測定から再構成されたスペクトルと比較することにより、JT-60SAの中性子工学モデルを評価するための方法論を提示するものである。解析は、最終的な詳細トカマクモデルが開発中であるため、既存モデルに対してモンテカルロN粒子（MCNP）放射輸送コードを用いて生成した合成データを用いて実施した。本提案手法は、評価を放射化測定との直接比較に限定するのではなく、シミュレーションと実スペクトル間の一致を評価する補完的手法として中性子スペクトル再構成を組み込むものである。本解析は、実験条件を再現することではなく、方法論の実現可能性と可能性を示すものである。複数のスペクトルアンフォールディング手法を適用した：チホノフ正則化、最小フィッシャー情報量、最大エントロピー、最尤法である。さらに、手法依存の差異を低減するため、結果を平均再構成スペクトルに統合した。P10ポートに対するMCNP計算スペクトルを、先進核シミュレーションソフトウェアであるFISPACT-IIで使用し、フォイル放射化をシミュレーションした。再構成スペクトルおよびFISPACT-II放射化量を、参照MCNPデータと比較した。照射は実験キャンペーン全体にわたると仮定した。より長い照射時間は放射化フォイルセットを制限し、再構成の不確かさを増大させる。結果は、中性子スペクトルの高強度領域が25%未満の不確かさで再構成可能であることを示している。異なるエネルギー範囲にわたって再構成を個別に実施することで、大きな強度勾配による数値的課題にもかかわらず、支配的な高強度ピークの正確な決定が可能となる。より短い照射時間は追加の線量測定フォイルの使用を可能にし、全スペクトルに対する全体的な再構成不確かさを約23%に低減する。個々のアンフォールディング手法は異なるスペクトル領域を異なる精度で再現する一方、結果を平均化することで再構成スペクトルと参照スペクトル間の不一致が低減される。本研究は、確立された再構成手法を組み合わせて中性子工学シミュレーションの補完的評価を行う可能性を示し、大きなスペクトル強度勾配の処理が今後の方法論開発における重要な領域であることを特定するものである。