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報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data," MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

論文

Effects of nuclear data library and ultra-fine group calculation for large size sodium-cooled fast reactor OECD benchmarks

久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09

本論文は、大型高速炉核特性に関するOECDベンチマーク問題に対して、核データライブラリの効果および超詳細群計算の効果を分析した結果をまとめたものである。臨界性について、JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は約0.4%、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は約-0.1%であった。感度解析の結果、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱、$$^{56}$$Fe非弾性散乱、$$^{238}$$Pu核分裂、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{240}$$Pu核分裂、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応よるものであった。ナトリウムボイド反応度については、JEFF-3.1およびENDF/B-VII.1は、JENDL-4.0に比べて約8%の過小評価であった。JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{23}$$Na弾性散乱、$$^{23}$$Na非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱反応によるものであった。超詳細群計算の効果は、ナトリウムボイド反応度を約2%大きくさせることが分かった。

論文

Evaluation of OECD/NEA/WPRS benchmark on medium size metallic core SRF by deterministic code system; MARBLE and Monte Carlo code: MVP

植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09

OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k$$_{rm eff}$$)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。

論文

Development of comprehensive and versatile framework for reactor analysis, MARBLE

横山 賢治; 羽様 平; 沼田 一幸*; 神 智之*

Annals of Nuclear Energy, 66, p.51 - 60, 2014/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:15.78(Nuclear Science & Technology)

包括的な多目的炉心解析コードシステムMARBLEを開発した。MARBLEは、炉心解析のためのコードシステムというよりはむしろソフトウェア開発フレームワークとして設計されており、このフレームワークは物理的な概念に基づいた再利用可能で拡張可能な機能やデータモデルを提供する。コードシステムという観点からは、MARBLEは高速臨界実験体系や高速炉実機のための詳細炉心解析手法や、炉定数調整のような核データに関連した不確かさの定量化のための機能一式を提供する。MARBLEは、高速炉の炉心設計予測精度評価や向上のために必要となるすべての段階、すなわち、積分実験データベースの管理、核データ処理、高速臨界実験解析、不確かさの定量化、実機の炉心解析、を網羅している。本論文ではこれらの機能を概説してシステムとしての妥当性確認の結果を述べる。

論文

Benchmark calculations for reflector effect in fast cores by using the latest evaluated nuclear data libraries

福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦

Nuclear Data Sheets, 118, p.405 - 409, 2014/04

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the $$bar{mu}$$ values of Na and $$^{52}$$Cr.

論文

Evaluation on calculation accuracy of the sodium void reactivity for low void effect fast reactor cores with experimental analyses

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

安全性をより重視した高速炉炉心概念における冷却材ボイド反応度の解析精度について、過去に実施された臨界実験の解析結果を通じて評価を行った。当炉心概念では、低Naボイド反応度とするために、非均質炉心概念の採用やNaプレナムによる置換等を検討している。それに関し、過去にZPPR臨界実験装置を用いて非均質炉心の臨界実験が行われた。また、BFS-2臨界実験装置を用いて、Naプレナム付炉心も対象とされた。日本の最新の解析手法を用いて、これら過去に実施されたNaボイド反応度の臨界実験の解析を行ったところ、次のことがわかった。(1)径方向非均質炉心の計算精度は改良の余地がある。軸非均質炉心は均質炉心に対して同等か若干劣る程度である。(2)Naプレナム付炉心のNaボイド反応度は、Naプレナム領域のボイド時において計算精度に改良の余地がある。

報告書

核設計基本データベースの整備,14; JENDL-4.0に基づく高速炉核特性解析の総合評価

杉野 和輝; 石川 眞; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 長家 康展; 羽様 平; 千葉 豪*; 横山 賢治; 久語 輝彦

JAEA-Research 2012-013, 411 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-013.pdf:18.72MB
JAEA-Research-2012-013-appendix(CD-ROM).zip:75.82MB

最新知見に基づいた高速炉の核設計精度の評価を行うため、国内で最新の評価済核データファイルJENDL-4.0を用いて、高速炉の種々の核特性にかかわる実験及び試験の解析を行った。具体的には、臨界実験装置としてZPPR, FCA, ZEBRA, BFS, MASURCA, LANLの超小型炉心、実機プラントとしてSEFOR,「常陽」,「もんじゅ」で行われた炉物理実験/試験及び照射試験にかかわる合計643特性を対象とした。解析においては、基本的に標準的な高速炉の核特性解析手法を採用し、最確評価となるように詳細な計算を行った。また、得られた解析結果について、実験誤差、解析モデルにかかわる誤差、核データに起因する誤差の観点から検討を行い、炉心間あるいは核特性間の整合性を総合的に評価した。さらに、これらの評価結果を活用して、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で設計が進められている高速炉炉心の核特性予測精度の評価を行った。

報告書

JENDL-4.0を用いた核変換システムの解析

岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文; 杉野 和輝; 沼田 一幸*

JAEA-Research 2011-036, 64 Pages, 2012/01

JAEA-Research-2011-036.pdf:3.76MB

汎用評価済核データライブラリJENDLの最新版JENDL-4.0と旧版JENDL-3.3を用いて、核変換システムの積分核特性(臨界性,冷却材ボイド反応度,ドップラー反応度)及びそれらの解析値に対する核データ起因誤差の解析を実施した。解析は、鉛ビスマス冷却加速器駆動未臨界システム(ADS)とマイナーアクチノイド(MA)添加型ナトリウム冷却高速炉(FR)を対象とした。両者のライブラリによる解析値の相違は、ADSとFRの両方で見られ、特にADSの核特性値で相違が顕著であることがわかった。この原因を感度解析及び誤差解析を用いて調査した結果、ADS核特性値の差は、おもにPb同位体の非弾性散乱断面積及び$$^{241}$$Amの各核反応断面積に起因すること等がわかった。さらに、FRの冷却材ボイド反応度誤差の相違は、おもに$$^{23}$$Naの非弾性散乱断面積に関する共分散評価値の差に起因することが明らかになった。

報告書

JENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数UFLIB.J40及びJFS-3-J4.0の作成

杉野 和輝; 神 智之*; 羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2011-017, 44 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-017.pdf:2.23MB

国内最新の評価済み核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットUFLIB.J40及びJFS-3-J4.0を作成した。UFLIB.J40については詳細群炉定数として70群,73群,175群,900群構造のものを作成するとともに超微細群炉定数も用意した。また、JENDL-4.0における核分裂収率データ付与核種の拡張に合わせて、ランプ化FP断面積の核種数を拡張した。

論文

Development of a unified cross-section set ADJ2010 based on adjustment technique for fast reactor core design

杉野 和輝; 石川 眞; 横山 賢治; 長家 康展; 千葉 豪; 羽様 平; 久語 輝彦; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1357 - 1360, 2011/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.08(Physics, Multidisciplinary)

高速炉核設計における核特性予測精度向上のために、国内では統合炉定数が開発されてきた。統合炉定数は広範囲に渡る積分実験情報を微分核データと結びつけるものであり、ベイズの定理に基づく断面積調整手法に基づいて作成される。現在、新しい炉定数ADJ2010が開発中である。本論文では、ADJ2010作成に向けてJENDL-4.0に基づく炉定数調整の結果を報告する。また、実用高速炉の核特性予測精度の評価にも言及する。ADJ2010は間もなく公開されるが、次世代高速炉の核設計に有効活用されることが期待される。

報告書

次世代炉心解析システムMARBLEの開発

横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.

JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB

高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。

報告書

SLAROM-UF; Ultra fine group cell calculation code for fast reactor, version 20090113 (Translated document)

羽様 平; 千葉 豪; 佐藤 若英; 沼田 一幸*

JAEA-Review 2009-003, 59 Pages, 2009/05

JAEA-Review-2009-003.pdf:17.17MB

SLAROM-UFは高速炉用格子計算コードであり、詳細群計算と超微細群計算を組合せることにより実用的な計算時間で高精度な計算を実現する。詳細群計算は全エネルギー範囲に対して自己遮へいテーブルを用いて実効断面積を評価する。非均質体系では東稔の方法が適用できる。超微細群計算は52.5keV以下で共鳴構造をほぼ再現できる詳細群構造(約10万群)を有し、弾性散乱と吸収反応に特化した積分型減速方程式を解くことにより、効率的に厳密な中性子スペクトルを求め、実効断面積を得る。温度はユーザーにより任意に設定できる。超微細群計算で得られた実効断面積は詳細群計算に反映され、格子平均断面積が求められる。52.5keV以上に詳細な群構造を有する900群の詳細計算に超微細群計算を使用すれば全エネルギー範囲で連続エネルギーモンテカルロ法と同等の精度で実効断面積を得ることができる。SLAROM-UFは格子計算コードSLAROMの後継であり、その機能をすべて兼ね備えており、高速炉解析システムJOINT-FRで利用するためのインターフェースも装備されている。

論文

Development of a neutronics design accuracy evaluation solver for next generation reactor physics analysis code system MARBLE

横山 賢治; 沼田 一幸*; 羽様 平; 石川 眞

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

次世代炉物理解析コードシステムMARBLEのために、炉定数調整及び設計精度評価のためのソルバーを新規に開発した。この開発では、ソフトウェアとしての拡張性を確保するためにオブジェクト指向設計を適用した。新ソルバーでは、不確かさ評価法を追加するのが簡単になるよう設計されており、拡張バイアス法を実装することで確認を行った。新ソルバーは従来コードシステムの機能をすべて再現しており、MARBLEシステムの炉定数調整・設計精度評価の標準ソルバーとして利用することが可能である。

論文

Prediction accuracy improvement for neutronic characteristics of a fast reactor core by extended bias factor methods

久語 輝彦; 森 貴正; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 眞

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

拡張バイアス因子法、すなわちLC法とPE法の2手法を種々の核特性実験値を活用して、典型的な高速増殖炉の臨界性とナトリウムボイド反応度の予測精度評価に適用した。拡張バイアス因子法は従来バイアス因子法より効果的である。活用する実験の数が少ない場合は、PE法の持つ実験の組合せ方に自由度が多いという性質のために、PE法がLC法よりも効果的に働く。活用する実験値の数が十分多い場合は、その利点はほとんど影響しない。設計値に含まれる断面積起因誤差は、種々の核特性に関する約200個の実験値を活用することにより、そのほとんどが消滅した。臨界性については、設計値に含まれる全体の不確かさのうち、断面積起因誤差が大部分を占めているため、全体の不確かさも大きく低減した。ナトリウムボイド反応度については、設計値の不確かさのうち、断面積起因誤差が手法起因誤差より小さいため、全体の不確かさの低減は大きくない。

報告書

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発,6; 炉定数調整・核設計精度評価ソルバーの開発

横山 賢治; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2007-023, 39 Pages, 2008/01

JAEA-Data-Code-2007-023.pdf:14.0MB

次世代炉物理解析システムMARBLEのための炉定数調整・核設計精度評価ソルバーを開発した。本ソルバーの開発ではオブジェクト指向分析・設計の技術を適用することによりシステムの拡張性や柔軟性の向上を図った。炉定数調整や核設計精度評価の計算を行う数値計算部分については、他の部分から完全に独立させることで新しい核設計精度評価手法を導入しやすくすることができた。検証計算として、最新の統合炉定数の作成に必要となる現実的な計算ケースに対して炉定数調整計算と核設計精度評価を行った。この検証計算において本ソルバー従来コードによる計算結果とよく一致することを確認した。本ソルバーは従来コードの主要な機能をすべて実現しており、MARBLEシステムは炉定数調整・核設計精度評価に関する計算コードとして利用することが可能である。

報告書

高速炉核特性に対する評価済み核データファイルのベンチマークテスト

千葉 豪; 岩井 武彦*; 沼田 一幸*; 羽様 平

JAEA-Research 2007-051, 52 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-051.pdf:12.98MB

世界の最新の評価済み核データファイルJENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VIIの高速炉核特性に対するベンチマークテストを行った。計算の対象としたのは高速臨界集合体及び高速炉実機で得られた測定データである。その結果、ENDF/B-VIIの高速炉核特性予測精度が、その他の核データファイルと比較して良好であるという結論を得た。

論文

Neutron transport benchmark problem proposal for fast critical assembly without homogenizations

千葉 豪; 沼田 一幸*

Annals of Nuclear Energy, 34(6), p.443 - 448, 2007/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.16(Nuclear Science & Technology)

本報告では、均質化を行わない高速臨界集合体のための中性子輸送ベンチマーク問題を提案する。この問題を用いることにより、非均質性の強い高速臨界集合体解析に対する中性子輸送計算コードの適用性を評価することができる。加えて、平板格子の均質化手法の妥当性の検証にも利用することができる。

報告書

SEFOR実験解析,2; 等温温度係数(Core II)及び出力係数

羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Research 2006-059, 133 Pages, 2006/09

JAEA-Research-2006-059.pdf:3.43MB

高速実験炉SEFOR(Southwest Experimental Fast Oxide Reactor)のCore IIの等温温度係数、Core I及びCore IIの出力係数について実験データを整理し、解析評価した。データの整理ではオリジナルのレポートに立ち戻り、ノミナル値及び誤差を整備した。特に出力係数については燃料温度測定データから整理し、最新の熱伝導度評価式を採用して燃料温度評価の見直しを図った。その結果、実験誤差を既報告の11%から8%に低減することができた。解析はJUPITER実験の解析で整備された高速炉解析手法にJENDL-3.2を使用して実施した。等温温度係数解析では、解析値は実験値を9%過大評価する結果となった。実験誤差(3%)や解析誤差(4%)を超える差異であり、連続エネルギーモンテカルロ計算値や既存の実験値との比較でも差異を説明することはできなかった。出力係数の解析では、解析値は実験値と実験誤差の範囲で一致した。整備した出力係数の実験データに基づき、ドップラー定数のベンチマーク実験データを整備した。整備したドップラー定数は既存のベンチマーク実験値と約4%異なる。差異は熱伝導度評価式の更新によるものであり、評価式の信頼性や結果の炉心依存性から判断して妥当なものと思われる。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-I性能試験の再評価と最新炉物理解析手法に基づく解析評価

横山 賢治; 沼田 一幸*; 庄野 彰; 石川 眞

JNC-TN9400 2005-024, 372 Pages, 2005/05

JNC-TN9400-2005-024.pdf:25.83MB

「常陽」MK-I 炉心は、プルトニウムとウランの混合酸化物(MOX)を炉心燃料とし、炉心の周りには劣化ウランのブランケットで囲まれた典型的な高速増殖炉心である。「常陽」MK-I 炉心には照射用の特殊燃料集合体等は装荷されておらず、炉物理的な解析評価に適したシンプルな炉心構成となっているため、ベンチマーク問題用のデータとして貴重なものとなる。この「常陽」MK-I の性能試験データをOECD/NEA が推進する国際炉物理ベンチマーク実験(IRPhE: Interenational Reactor Physics Benchmark Experiments)プロジェクトに登録するために、最新の炉物理解析手法を用いて解析評価した。この解析評価にあたり、現在までに得られている知見や最新解析手法による計算結果を用いて当時の実験値のノミナル値及び実験誤差を再評価した。実験誤差の評価では測定誤差だけでなく組成誤差及び形状誤差も見直した。なお、実験誤差評価では、IRPhE の評価指針にしたがって統計誤差、系統誤差に分離して評価している。 解析については1999 年度に一度実施しているが、それ以降に改訂された炉定数、開発された超微細群格子計算コード等の最新解析手法を用いて、全面的に解析し直した。解析結果は、ベンチマーク問題に活用できるように、可能な限り解析モデルの違いに基づいた補正係数を分離して求めた。これらの補正係数から解析誤差を推定し評価した。更に、今回の再評価で得られたC/E 値、解析誤差、実験誤差を用いて、炉定数調整計算をすることで従来得られている臨界実験データとの整合性評価も実施した。この結果、従来のデータとの整合性を確認し、また、U-235 の遅発中性子データやB-10 の捕獲断面積、O、Na、Fe 等の軽核種の弾性散乱断面積の精度向上に関する情報が含まれていることも確認できた。今回得られた結果はIRPhE ベンチマーク問題の整備だけでなく、次期統合炉定数の開発にも利用することができる。

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