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多田 健一; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1397 - 1405, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)確率テーブルは非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法としてよく知られている手法である。確率テーブルの生成には長い計算時間が必要となる。この確率テーブルの生成時間を減らすには、ラダー数を削減することが効果的である。本研究の目的は、確率テーブルの統計誤差を用いて、最適なラダー数を推定することである。そこで本研究では、確率テーブルの統計誤差の定量化方法を開発し、統計誤差の収束挙動を調査した。確率テーブルと平均断面積の積を、統計誤差の指標と見なした。本研究により、統計誤差の収束率は核種ごとに異なっており、統計誤差の収束率は平均レベル間隔と平均中性子幅の影響を受けることが明らかになった。また、入力パラメータをラダー数から統計誤差の許容値に変更した場合、確率テーブルの生成時間が半分以下になることが分かった。
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2022-009, 208 Pages, 2023/02
JAEA-Data-Code-2022-009.pdf:3.87MB
核データ処理コードは評価済み核データライブラリと核計算コードを繋げる重要な役割を担っている。日本原子力研究開発機構はJENDLやENDF/B、JEFF、TENDLなどの評価済み核データライブラリーを処理するため、2013年より核データ処理コードFRENDYの開発を行っている。FRENDY第1版は2019年にリリースされた。FRENDY第1版では、PHITSやSerpent、MCNPなどの連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの生成が可能である。FRENDY第2版では、多群の中性子断面積をACEファイルから生成可能になった。また、そのほかの主な改良点は、(1)非分離共鳴領域の断面積の自己遮蔽効果を取り扱う確率テーブルの統計的不確かさの定量化、(2)連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた不確かさ解析のためのACEファイルの摂動、(3)ENDF-6形式の核データファイルの編集、の三点である。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。
藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：44.61(Nuclear Science & Technology)Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k
and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
EPJ Web of Conferences, 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09
被引用回数：4 パーセンタイル：90.63(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。
外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00
定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。
7, 1992 Mito Plaza Hotel, Mito, Ibaraki, Japan: JAERI-CONF 1編集ワーキンググループ
JAERI-M 92-207, 645 Pages, 1992/12
第4回原子力先端研究国際シンポジウムが「原子力における材料科学の役割と課題」の主題のもとに1992年2月57日の3日間開催された。3日間を通じての参加登録者数は約650名、延べ参加人数は1350名であった。本シンポジウムの主な内容は、(1)新材料創製とプロセス技術、(2)材料科学的研究手段の革新、(3)データの未知領域と知的克服、(4)材料技術の革新と原子力システム、であった。またパネル討論として「材料設計と計算機シミュレーション」および「原子力開発の材料研究への期待」が論じられた。これらの討論内容に関与した80件のポスター発表も行われた。本シンポジウムは原子力分野での広範囲の材料研究開発を展開するに当り、科学の基本に立ち戻ることの重要さと、排戦すべき目標とを具体的かつ的確に示してくれた。
関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 8818, 21 Pages, 1980/04
核融合炉核設計に関連した40核種についての中性子とガンマ線の結合断面積セットを二組作成し使用してきた。どちらのセットも同じ42群中性子-21群ガンマ線のエネルギー群構造を有しP
までのルジャンドル散乱項を含んでいる。また両者ともに同じ40核種を収納している。しかしながら二組のセットを作成する際に用いた核データと計算法は大きく異なり、これらについて明らかにする。これらのセットを作成する際に行った多群断面積作成計算コードの改良についても簡単に述べる。二組のセットを用いて行った計算結果の比較より不一致と問題点を明らかにした。これらの問題点の改善法を提案した。
笹嶋 洋二*; 山田 孝行; 八木 秀之; 石黒 美佐子
JAERI-M 8349, 68 Pages, 1979/08
放射線計測のオンライン・データ処理を目的として、JAERIオンライン・ネットワーク・システムが開発された。このネットワーク・システム用端末システムとして、Micro-8型マイクロ・コンピューターを用いて構成されたものが既に存在している。このMicro-8型端末システムの制御プログラムを利用して、もう一つの型の端末システム、MICRO-CAMACシステムのシステム・プログラムを開発した。MICRO-CAMACシステムは、CAMACのクレート・コントローラ内に組込まれたマイクロ・コンピュータにより制御されている。本報告では、MICRO-CAMACシステムのソフトウェア仕様と操作方法について記述する。
Guo, Z.; 西田 明美; 崔 炳賢; 中島 憲宏
no journal, ,
原子力施設の耐震解析においては、最近の高性能並列計算技術の発展等により、億単位の自由度を有する数値モデルを用いた大規模並列解析が可能となってきている。その解析結果は3次元空間に加え時系列にもなっているため、ポスト処理が解析以上に困難となる場合がしばしば起こりうる。本研究の目的は、大規模並列解析の結果データ(大規模時系列分散データ)を効率的に可視化するための並列処理アプリケーションの開発にある。今般、大規模時系列分散データに対して適切な前処理を施すことにより、並列可視化の処理効率が最大200倍以上に向上することを確認したため、本稿にて報告する。
多田 健一
no journal, ,
原子力機構が開発している核データ処理コードFRENDYの最近の進展について報告する。本発表では、主に2022年1月に公開したFRENDY第2版の主な更新内容と、2022年11月に公開した更新版で新たに追加された機能の概要について紹介する。
