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論文

Development of FRENDY nuclear data processing code; Generation capability of multi-group cross sections from ACE file

山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.714 - 717, 2020/06

FRENDYに連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリであるACEファイルを入力として、中性子の多群実効断面積を作成する機能を開発中である。本発表では、本機能の概要とNJOYのGROUPRとの処理結果の比較を行う。

論文

JSSTDL-300: The Standard shielding cross section library based on JENDL-3.2

長谷川 明; 山野 直樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.723 - 727, 2000/03

JENDl-3.2に基づく標準遮蔽断面積ライブラリーJSSTDLの改定がシグマ委員会炉定数ワーキンググループの標準炉定数検討ワーキンググループのもとで行われた。これまで、JENDL-3.2に基づく、295群のライブラリーが使われてきたが、ポリエチレン多重層を多く含む体系に対して問題点が指摘されていた。これは、熱群に対する群構造の不備と、荷重関数の問題がかかわっている。改訂版JSSTDL-300では、熱群の群数を5群から10群にするとともに、群の切り方を工夫した。各種体系についてベンチマークテストを行い、適用性を確認した。遮蔽実験における日米協力プログラムJASPERベンチマーク実験の解析に本ライブラリーを応用した結果について述べる。解析手法は、シグマ委員会遮蔽積分テストワーキンググループで使われている標準手法が使われた。熱領域が強調される体系での適用性が確認された。

報告書

臨界計算用多群定数ライブラリーMGCL-J3の作成と検証

小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*

JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-190.pdf:1.86MB

臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP$$_{3}$$成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20$$^{circ}$$Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。

報告書

Neutron-photon multigroup cross sections for neutron energies up to 400MeV:HILO86R; Revision of HILO86 library

小手川 洋*; 中根 佳弘; 長谷川 明; 田中 俊一

JAERI-M 93-020, 25 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-020.pdf:0.62MB

代表的遮蔽材である、水、普通コンクリート、鉄、空気、グラファイト、ポリエチレン、重コンクリート、鉛、アルミニウム、土の10物質に対し、巨視的多群断面積ライブラリーHILO86Rを作成した。このライブラリーは、DLC-119/HILO86の改訂版であり、19.6MeV以下の断面積を、JENDL-3微視的断面積ライブラリーを処理して作った断面積と置き換えたものである。水、コンクリート、鉄中の、いくつかのエネルギー中性子線源による中性子のエネルギースペクトルと線量当量減衰率に対し、HILO86RとHILO,HILO86との間で比較を行った。その結果、19.6MeV以下の断面積の影響が、400MeV中性子線源に対する線量当量減衰率の場合において、無視できないことが示された。

報告書

FCAにおける高温ドップラー効果測定,3; 超微細群によるセル計算コード(PEACO-X)の開発

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦

JAERI-M 92-185, 42 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-185.pdf:1.02MB

FCAでは、サンプル加熱・反応度測定法と箔加熱・反応率測定法を組み合わせて、2000$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果を測定する装置を開発した。これらの測定装置では、耐熱材料として比較的多量のタングステンを使用しているため、実験解析にあたっては、ドップラーサンプルを取り囲む構造材核種および炉心燃料中の$$^{238}$$Uとサンプル中の$$^{238}$$Uとの共鳴干渉効果を評価することが重要である。共鳴干渉効果が顕著なエネルギー領域での実効断面積を得るために、衝突確率法に基づく超微細群構造計算コードPEACO-Xを作成した。また、共鳴干渉効果の詳細解析に必要な超微細群群定数セット(MCROSSライブラリー)をJENDL-3からTIMS-1及びPROF GROUCH-Gを用いて作成した。PEACO-Xでは、超微細群構造(0.25~4.0$$times$$10$$^{-4}$$)で非均質セル内の中性子束を計算することができる。中性子スペクトルの計算方法はRABBLEの方法と同様である。PEACO-Xは、均質体系および球、円筒、平板、四角格子、六角格子体系の計算ができ、20核種、25組成、50領域まで取り扱うことができる。

報告書

Development of BERMUDA, a radiation transport code system, Part I; Neutron transport codes

鈴木 友雄; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏

JAERI 1327, 110 Pages, 1992/05

JAERI-1327.pdf:4.53MB

核融合炉遮蔽ベンチマーク実験の解析,一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各典型的形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線、あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。コードの適用性テストはFNSを用いて行ったベンチマーク実験の解析によって行った。本報告書の第I部では、4個の中性子輸送コードBERMUDA-1DN、同-2DN、同-2DN-S16及び同-3DNの使用マニュアルとして、計算法、適用性検討結果、群定数ライブラリー、使用に際してのジョブ制御文と入力データの準備について述べた。

報告書

断面積セット作成プログラムMAIL3.0; 使用手引書

小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*; 奥田 泰久*

JAERI-M 90-126, 125 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-126.pdf:2.18MB

本書は輸送計算用断面積セット作成プログラムMAIL3.0の使用手引書である。MAIL3.0はSIMCRI,ANISN,KENO-IV、MULTI-KENO及びMULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。MAIL3.0はMAILをベースにさまざまな改良を施したプログラムで、次の特徴をもつ。(1)新しい記録形式の多群定数ライブラリーMGCLを読込める、(2)MULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。(3)温度が異なる二つの中性子自己遮蔽因子表を内挿して任意の温度の自己遮蔽因子を計算できる、(4)バックグランド断面積$$sigma$$$$_{o}$$が大きい場合の自己遮蔽因子を精度良く計算できる、(5)ダンコフ補正係数計算機能の充実、(6)狭い共鳴近似を補正した実効微視的断面積を計算できる、(7)核燃料物質の原子個数密度を計算できる、(8)構造材、減速材、毒物等の原子個数密度が用意されている。

報告書

JENDL-3を用いた多群二重微分型断面積ライブラリーの作成と核融合ニュートロニクス・ベンチマークテスト

中川 正幸; 森 貴正; 金子 邦男*

JAERI-M 90-097, 95 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-097.pdf:1.66MB

JENDL-3より125群二重微分型断面積ライブラリーを作成し、そのテストのため核融合ニュートロニクスに関連したベンチマーク問題を解いた。断面積はPROF-DDシステムで処理し、20核種のライブラリーと、反応率計算のために放射化断面積を14種作成した。ベンチマーク計算は、LLNLの球体系漏洩中性子スペクトル、ベリリウム増倍実験、日米核融合ニュートロニクスベンチマーク問題、FNSにおけるブランケット工学実験PhaseIIbである。これらの結果を、実験及びJENDL-3/PR1との結果と比べる事によりJENDL-3の核融合炉中性子核特性に関する特徴がかなり明らかとなった。

論文

Spectrum-averaged one-group cross sections of actnides based on JENDL-3

増川 史洋; 中川 庸雄; 飯島 俊吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.572 - 576, 1990/06

過去10年間、アクチニド核種、特にマイナーアクチニド核種に対する中性子断面積の実験・評価には目覚しい進歩があり、最近完成したJENDL-3にはこれらの成果が最大限度取り込まれている。本研究では、JENDL-3およびENDF/B-Vに基づき、$$^{230}$$Thから$$^{248}$$Cmまでの27核種についてPWR、BWR、FBRの典型的な中性子スペクトルを用いて1群断面積を作成し、従来核燃料サイクルの評価によく用いられるORIGEN2/82ライブラリーとの比較を行った。その結果、数多くの反応について不一致が見られた。

報告書

One-, tow-, three-dimensional transport codes using multi-group double-differential form cross sections

森 貴正; 中川 正幸; 佐々木 誠*

JAERI 1314, 151 Pages, 1988/11

JAERI-1314.pdf:4.5MB

正確な核融合炉ニュートロニクス解析を行うために、多群二重微分型断面積を使用するいくつかの輸送計算コードを開発した。多群二重微分型断面積は散乱後のエネルギーと散乱角の相関関係を正確に表現することができるので非等方性の強い散乱を有する物質中の輸送現象も正しく取り扱うことができる。開発したコードおよびコードシステムは、(1)PROF-DD:ENDF/B-IV及び-V形式の核データファイルを処理して多群二重微分型断面積ライブラリーを作成するコードシステム、(2)ANISN-DD:一次元Snコード、(3)DOT-DD:二次元Snコード、(4)MORSE-DD:三次元モンテカルロコード並びに計算結果を処理するためのいくつかの補助プログラムである。本報告には、これらのコードに使用されている計算アルゴリズム及び各コードの使用法が記載されている。

報告書

ANISN-DD; One-dimensional Sn transport code using multi-group double-differential form cross sections

森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸

JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-123.pdf:1.21MB

一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。

報告書

Evaluation of Neutron Nuclear Data of Natural Nickel and its Isotopes for JENDL-2

菊池 康之; 関根 信雄*

JAERI-M 85-101, 195 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-101.pdf:3.69MB

天然および同位体ニッケルの中性子核データの評価を行った。評価した量は10$$^{-}$$$$^{5}$$eVから20MeVにわたる全断面積、弾性および非弾性散乱、捕獲、(n,2n)、(n,3n)、(n,p)、(n,$$alpha$$)、(n,n′p)、(n,n'$$alpha$$)反応の名断面積、共鳴パラメー夕、二次中性子の角度及びエネルギー分布である。評価は球型光学模型や統計模型を利用しつつ、最近の実験データに基づいて行った。JENDL-1のベンチマークテストの結果も考慮に入れた。特に注意を払った点は、共鳴領域のバックグランド断面積、数MeV以下の非分離共鳴領域の共鳴構造、天然ニッケルファイルの非弾性散乱レベルのグループ化である。今回の評価結果はJENDL-2に採用されている。

論文

Evaluation of neutron nuclear data of natural nickel and its isotopes

菊池 康之; 関根 信雄*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(5), p.337 - 357, 1985/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.75(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

報告書

Graphs of Neutron Cross Sections in JSD 1000 for Radiation Shielding Safety Analysis

山野 直樹

JAERI-M 84-053, 301 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-053.pdf:6.05MB

遮断安全解析のために作成されたSD1000ライブラリの中性子断面積及び自己遮断係数のグラフが呈示されている。このグラフ集にはエネルギー領域3.51$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$eV~16.5MeVにおける'Hから$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amまでの42核種に対する種々の部分断面積が収められている。Bondarenko型の自己遮断係数については各反応毎にBackground断面積30の値を0~10000として与えられている。

報告書

JSD 1000:Multi-Group Cross Section Sets for Shielding Materials

山野 直樹

JAERI-M 84-038, 116 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-038.pdf:3.34MB

遮蔽安全解析のための多群定数ライブラリをENDF/B-IVより作成した。このライブラリは代表的な遮蔽材料における超微細群定数、微細群定数、二次元ガンマ線生成断面積及び実効巨視的断面積より成っている。温度依存性については300$$^{circ}$$、560$$^{circ}$$及び900$$^{circ}$$Kを考慮した。散乱断面積の角度依存性は従来の有限項Legendre展開法に替り、新たな直接角度表示(DAR)法を採用した。本ライブラリJSD1000は直接アクセスデータベースDATA-POOLに格納されており、DATA-POOLアクセス パッケージによって取扱われる。本ライブラリの3824群中性子超微細群定数及び中性子100群、ガンマ線20群群定数は原子力施設の遮蔽安全解析に適用可能である。本報告にはJSD1000ライブラリの詳細な仕様及び取扱方法が述べられている。

報告書

FAIR-DDX: 二重微分断面積ライブラリ作成コード

南 多善*; 山野 直樹

JAERI-M 84-022, 46 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-022.pdf:1.26MB

最近、エネルギーと角度についての二重微分断面積(DDX)が大阪大学及び東北大学において精力的に測定されている。これらの測定結果は核融合炉ニュートロニクスの分野で重要となる高エネルギー領域における非弾性散乱断面積に対して貴重な情報を与える。さらに、これらのDDX測定値と評価済核データJENDL-2を比較する事はJENDL-3評価作業に対する有益なフィードバックとなる。この目的のためにシグマ研究委員会炉定数専門部会核融合・遮蔽定数ワーキング、グループによりJENDL-2より二重微分断面積を作成するFAIR-DDXのコードマニュアルであり、プログラムの概要及び使用法について述べている。

報告書

ORIGEN-JR: A Computer Code for Calculating Radiation Sources and Analyzing Nuclide Transmutations

小山 謹二; 山野 直樹; 宮坂 駿一

JAERI-M 8229, 62 Pages, 1979/05

JAERI-M-8229.pdf:1.51MB

使用済燃料などの輸送容器、再処理工程における線源評価コードを開発した。同位体元素の生成、消滅計算はORIGENで行なっている。遮蔽詳細設計に必要な中性子エネルギースペクトルについては自発核分裂中性子源及び任意のアクチニド核種を軽元素との($$alpha$$、n)反応による寄与が計算できる。そのため角度依存($$alpha$$、n)断面積は統計模型を用いた計算により8核種($$^{9}$$Be、$$^{1}$$$$^{0}$$B、$$^{1}$$$$^{1}$$B、$$^{1}$$$$^{3}$$C、$$^{1}$$$$^{4}$$N、$$^{1}$$$$^{7}$$O、$$^{1}$$$$^{8}$$O、$$^{1}$$$$^{9}$$F)についてデータライブラリーを作成した。ORIGENで用いらている炉内中性子スペクトル指標の他に、各反応別の一群断面積の使用を可能として、より正確な燃焼条件を取扱える。遮蔽計算コードQAD-P5,ANISN-JR,DOT-IIIの線源入力形式に一致した線源データを与えることが可能である。

論文

Interference effect of strong scattering resonances on elastic removal cross sections

中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(12), p.891 - 896, 1979/00

 被引用回数:0

高速炉用炉定数セットの中で弾性除去断面積は最も精度の劣る量である。これを改善する方法を提案し、実際の炉心組成において、非常に良い精度で求められることを示めした。既に発表した論文において中重核の強い共鳴を持つ核種の、弾性除去断面積に対する遮蔽因子をテーブル化することにより求めた。今回は更にこの強い散乱共鳴によって干渉効果を受ける他の核種に対しても遮蔽因子を与える2つの方法を提案した。これらは簡単であり実際に有効な方法であることが分った。

報告書

ESELEM 4: A Code for calculating fine neutron spectrum and multi-group cross sections in plate lattice

中川 正幸; 桂木 学; 成田 秀雄*

JAERI 1245, 46 Pages, 1976/07

JAERI-1245.pdf:2.29MB

高速炉の設計研究や臨界集合体における実験の解析には、多群計算が行なわれる。従ってその多群断面積の精度は重要な影響をもつ。ESELEM4コードは、核データファイルから、板状非均質系において、積分型輸送方程式を解き、詳細中性子スペクトルを求め、これを重みとして、多群断面積を計算する。従って炉定数セットより精度の高いものが作られる。詳細群巾は、0、0008レサジーで、2MeV以下を扱う。2MeV以上は粗群で扱う。計算時間とコアメモリーの短縮のため、種々の手法が用いられている。特にreurrenu tormulu は、減速の源を得る有用な手法である。又ライブラリーを作るために、別にPRESMコードも作成された、これらは、JAERI Fast セットと相補性のあるシステムとなる。

報告書

25-Group Constants of Tritium

J-D.Kim*; 小山 謹二; 黒井 英雄

JAERI-M 6494, 18 Pages, 1976/03

JAERI-M-6494.pdf:0.39MB

トリチウムの群定数を作成した。群構造は炉のサーベイ計算によく利用されるABBNセットと同じにしてある。エネルギー領域0.1~20MeVにおける弾性散乱の非等方性はルヂャンドル展開を第5項までとり入れることによって考慮した。弾性散乱による中性子除去断面積は$$delta$$e(i$$rightarrow$$j)のマトリクス形で与えられており同時に$$mu$$e(i$$rightarrow$$j)の値を与えられている。

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