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横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03
被引用回数：8 パーセンタイル：61.87(Nuclear Science & Technology)次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。
国枝 賢; 市原 晃
JAERI-Data/Code 2005-005, 33 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-005.pdf:1.5MB
中性子誘起による前平衡核反応で放出される粒子の、エネルギー及び角度分布断面積を計算するためのコードPOD-Pを開発した。エネルギー微分断面積は古典的な一成分型の励起子模型により計算される。複合粒子放出に対しては半経験的な励起子模型も用いる。また二重微分断面積は励起子模型と角度分布経験式を併用して導出される。計算方法及び入力データの説明を行い、入出力例を示した。
上島 豊
PSE Book, p.69 - 82, 2005/03
さまざまな困難性を伴う発見探査的大規模シミュレーションを支援するためには、超並列計算機(スーパーコンピュータ),ファイルサーバ,バックアップサーバ,解析サーバ,データベースサーバ,Webサーバなどの各種専用サーバを連携して作業を行わせる大規模データマネージメントシステムが必要である。このシステムにより、多くの作業が自動化され、WebからのJOBの投入監視,リアルタイムモニタリングやシミュレーションデータのデータベース化を実現できる。このようなデータマネージメントシステムは、大規模シミュレーションの出力から創造的な結果を見いだすためにより効率的にかつ研究者の負担を小さい環境を提供するためのものであり、その意味で問題解決環境:PSEと呼ぶのにふさわしいシステムである。
柴田 恵一
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1065 - 1071, 2002/10
被引用回数：6 パーセンタイル：39.3(Nuclear Science & Technology)
Naの中性子核データを20MeVまでのエネルギー領域で評価した。評価したのは、弾性・非弾性散乱断面積,捕獲断面積,(n,2n)反応断面積,(n,p)反応断面積,(n,
)反応断面積,(n,np)反応断面積,(n,n)反応断面積,
線生成断面積及び中性子,線の角度・エネルギー分布である。評価は、主に原子核模型計算に基づいている。複合核過程に加えて、前平衡及び直接反応過程も考慮された。評価値はJENDLの最新版であるJENDL-3.3に収納された。
岩本 修; Rong, J.; 深堀 智生; 千葉 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.128 - 131, 2002/08
10MeVから10GeVの核子入射による核分裂断面積とフラグメント分布を量子分子動力学(QMD)と統計模型(SDM)により計算した。
Auと
Biと
Uに対する核分裂断面積を計算し実験値と比較した。計算値は実験値を比較的よく再現している。また1.6GeVと190MeVにおける陽子の入射エネルギーで、それぞれ
Pbと
Thに対し質量及び電荷分布を計算した。
柴田 恵一; Oh, S.*
JAERI-Research 2000-007, p.57 - 0, 2000/02
JAERI-Research-2000-007.pdf:1.23MB
JENDL-3.2に収納されている2核種の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、Cr及びNiである。共分散が求められた物理量は、断面積及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。共分散推定においては、JENDL-3.2の評価に用いたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値をもとに求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。
松田 勝之*; 武宮 博*
JAERI-Data/Code 2000-014, p.121 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-014.pdf:6.36MB
並列科学技術計算プログラムのデバッグ作業を支援するデバッガvdebugについて報告する。大規模な科学技術計算では大量のデータの正誤判断を行う必要があるため、数値データをそのまま画面に表示する従来のデバッガを用いては科学技術計算プログラムをデバッグすることが困難である。この困難を軽減するために、われわれはデータを可視化表示することにより大量のデータの正誤判断を可能とするデバッグツールvdebugを開発してきた。これまでvdebugを用いたデバッグ対象は逐次プログラムに制限されていたが、7種の並列計算機で提供されているデバッガへの対応を図ると同時に、個々の並列プログラムに散在するデータを統合し可視化表示する機能を実現することで、並列プログラムの容易なデバッグを可能とした。本報告書では、並列プログラムへの対応を実現したvdebugのシステム構成及び各サブシステムの設計について述べる。
B, 
B, 
Mn, 
Pu and 
Pu neutron nuclear data in JENDL-3.2柴田 恵一; 中島 豊*; 村田 徹*
JAERI-Research 98-045, 48 Pages, 1998/08
JAERI-Research-98-045.pdf:1.64MB
JENDL-3.2に収納されている5核種の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、B,B,Mn,Pu及びPuである。共分散が求められた物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。共分散推定においては、JENDL-3.2の評価に用いられたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値を基に求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。
小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB
使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男
JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07
本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。
松井 浩; 渡辺 宏道*; 国分 守信
JAERI-M 8757, 41 Pages, 1980/03
放射線管理データを解析する場合、種々のデータが分布則に従っているかを決定することは重要なことである。それぞれのデータの従う分布則を判別する一つの方法として、種々の確立紙上における異なる分布関数グラフの形状を把握することにより、分布則を定性的に判別する方法を検討した。特に、利用し易い対数正規確立紙上でのグラフの形状およびデータの統計処理過程で得られる情報をできる限り利用して分布則を確定する方法を示した。
永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 太田 雅和; 古野 朗子; 朱里 秀作; 堅田 元喜
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故時に放出された放射性物質による住民の被ばく線量を詳細に評価するために、計算シミュレーションにより放射性物質の時間空間分布を再構築する。本研究項目においては、放出源情報の精緻化及び大気拡散シミュレーションの高精度化により、放射性物質大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースを開発し、住民の行動パターンや移行モデルと組み合わせた推計に活用する。平成27年度は、(1)放出源情報についての調査、(2)大気拡散シミュレーションの改良、(3)各種実測データの収集と整理を行った。
