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報告書

臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算

片倉 純一; 小室 雄一; 横田 匡彦*; 内藤 俶孝; 平林 文夫*; 浅野 則雄*; 大村 博志*; 北野 照明*; 城 克彦*; 谷本 亮二*; et al.

JAERI-M 9859, 78 Pages, 1982/01

JAERI-M-9859.pdf:1.83MB

臨界安全評価コードシステムJACSのうち、多群定数ライブラリーMGCLとモンテカルロ計算コードKENO-IVの組み合せによる臨界計算の精度評価を行なうために、ベンチマーク計算を昨年度に引き続き実施した。ベンチマーク計算の対象に選んだ体系は、主に低・中濃度ウラン燃料およびプルトニウム含有率の高い燃料を使用した10種類の実験体系である。臨界計算の結果は、硝酸水浴液を用いた体系と燃料棒を軽水中に配列した体系では大きく異なり、前者は3~4%も実験値より低目に算出されるのに対し、後者は、実験値の約1%以内に入り、ほぼ妥当な結果を与えた。低目に算出される硝酸水浴液系でも、モンテカルロ計算における中性子散乱の方向余弦を乱数を用いて決定するように改良することにより、2~3%以上計算値が上昇し、実験値の2%以内には入るように改善された。

論文

Evaluation of neutron nuclear data for $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$U

浅野 則雄*; 松延 広幸*; 菊池 康之

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.1037 - 1052, 1982/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JENDL-2作成の一環として、10$$^{-}$$$$^{5}$$eV~20MeVのエネルギーで$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの中性子核データの評価を行った。評価した量は、$$sigma$$$$_{t}$$,$$sigma$$$$_{f}$$,$$sigma$$$$_{n}$$,$$_{gamma}$$,$$sigma$$$$_{e}$$l,$$sigma$$$$_{i}$$n,$$sigma$$$$_{n}$$,$$_{2}$$n,$$sigma$$$$_{n}$$,$$_{3}$$n,$$nu$$$$_{p}$$,$$nu$$$$_{d}$$である。熱領域および共鳴領域の断面積は測定データに基いて評価した。共鳴領域では100eV迄は分離共鳴パラメータ、100eV~30keVは非分離共鳴パラメータで与えられる。高速領域の$$sigma$$$$_{t}$$および$$sigma$$$$_{f}$$は最近の測定データに基いて評価したが、他の断面積は光学模型、統計模型、蒸発模型による理論計算に基いて評価した。今回採用した光学ポテンシャルパラメータは、S波強度函数の測定データと全領域の$$sigma$$$$_{t}$$の実験値を良く再現する。1MeV以下の$$nu$$$$_{p}$$値に見られる構造は、核分裂片のエネルギーバランスに基く半経験式によって良く再現された。本評価で求められた$$sigma$$$$_{f}$$は10~50keVの領域でENDF/B-1Vの値よりかなり低い。この低い値は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$U臨界集合体のベンチマークテストで指摘された実効増倍率予測を改善するものと期待される。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,4; 硝酸ウラニル水溶液のスラブ・シリンダー体系

片倉 純一; 野村 靖; 下桶 敬則; 浅野 則雄*

JAERI-M 9026, 47 Pages, 1980/09

JAERI-M-9026.pdf:1.29MB

原研で開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとモンテカルロ計算コードKENO-IVを用いた臨界計算の精度評価を行うため、現在多くの実験体系に対しベンチマーク計算を実施している。本報告書もその一部を成しており、計算対象として硝酸ウラニル水溶液を含むスラブとシリンダーの組合せによる臨界体系を取り上げている。この体系は、シリンダー配列数や硝酸ウラニル水溶液の高さなどが臨界パラメーターとなっており、更にプレキシグラス反射体付き体系と反射体無し休系に分けられる。実験は全部で128ケースに亘っており、すべてのケースを計算した。反射体付き体系では、MGCLとKENO-IVコードによる計算はかなり良い実効増倍率(keff=1.0)を算出する。一方、反射体無しの体系では、keff=0.91となり、臨界値よりも約110%低く算出される。このことは、中性子が減速中に体系から漏れ出る体系での計算には改善すべき余地があることを示している。

論文

Benchmark tests of radiation transport computer codes for reactor core and shield calculations

朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01

 被引用回数:6

原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。

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