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論文

Solomon; A Monte Carlo solver for criticality safety analysis

長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。

論文

Progress of criticality control study on fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Secretariat of Nuclear Regulation Authority

外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。

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。

報告書

Nuclear data processing code FRENDY version 1

多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MB
JAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB

評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。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。

論文

FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

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。

論文

Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07

AA2016-0417.pdf:1.93MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:26.68(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。

論文

汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP第3版

長家 康展

放射線, 43(2), p.49 - 54, 2017/05

原子力機構では、汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP-GMVPを開発しており、第1版を1994年、第2版を2005年に公開した。それ以降も、炉心解析を中心とする様々な機能拡張を行い、第3版を公開する予定である。本稿では、MVPの基本的な特徴と機能、第3版で追加された新機能:摂動計算機能、多群定数生成機能、厳密共鳴弾性散乱断面積モデル、動特性パラメータ計算機能、光核反応の取り扱い、大規模計算機能について述べる。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

MPI/OpenMP hybrid parallelization of a Monte Carlo neutron/photon transport code MVP

長家 康展; 足立 将晶*

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/04

MVPは連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送モンテカルロコードである。MVPコードの高速化を図るため、メッセージ・パッシング・インターフェースライブラリMPIと共有メモリ・マルチプロセッシングライブラリOpenMPを用いてハイブリッド並列化を行った。高速炉集合体の固有値計算、中性子・光子結合問題の固定源計算、PWR全炉心モデルに対する計算に対して性能評価を行った。比較は、4プロセス並列のMPI並列計算と4プロセス並列$$times$$3スレッド並列のハイブリッド並列の計算時間と使用メモリ量に対して行った。その結果、ハイブリッド並列は16%から34%の計算時間削減を達成し、使用メモリ量はほとんど変わらないことが分かった。

報告書

ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト

桑垣 一紀*; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB

これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。

報告書

MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MB
JAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MB
JAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Benchmark tests of newly-evaluated data of $$^{235}$$U for CIELO project using integral experiments of uranium-fueled FCA assemblies

福島 昌宏; 北村 康則*; 横山 賢治; 岩本 修; 長家 康展; Leal, L. C.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.605 - 619, 2016/05

本研究は、CIELOプロジェクトにおいて再評価された$$^{235}$$Uの核データの積分評価に関するものである。$$^{235}$$Uの捕獲断面積に感度を有するFCA XXVII-1炉心のナトリウムボイド反応度実験データ及び系統的なスペクトル場におけるFCA IX炉心の臨界性データを活用して積分評価を実施した。本積分評価により、$$^{235}$$Uの共鳴パラメータに関する今回の再評価が妥当であることを示した。一方で、共鳴領域より高いエネルギーでの$$^{235}$$U捕獲断面積に関しては更なる検討の必要性を示した。

論文

Inter-code comparison of TRIPOLI${textregistered}$ and MVP on the MCNP criticality validation suite

Brun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09

本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLI${textregistered}$とMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLI${textregistered}$とMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。

論文

Calculation of reactor kinetics parameters with Monte Carlo differential operator sampling

長家 康展

Annals of Nuclear Energy, 82, p.226 - 229, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.6(Nuclear Science & Technology)

微分演算子サンプリング法を用いて原子炉動特性パラメータ$$beta_mathrm{eff}$$$$Lambda$$を計算する手法をレビューした。微分演算子サンプリング法で計算した結果と反復核分裂確率法で計算した結果を比較し、微分演算子サンプリング法による結果は、反復核分裂確率法による結果と統計誤差の範囲内で一致することを確認した。また、核データライブラリJENDL-4.0の$$beta_mathrm{eff}/Lambda$$値に対する予測精度を調べた。その結果、JENDL-4.0は、U-233体系を除いてよい予測精度を与えることが確認できた。JENDL-4.0のU-233の核データについては再検討の余地があることを示唆しているが、さらなる議論については詳細な感度解析が必要である。

論文

Recent developments of JAEA's Monte Carlo code MVP for reactor physics applications

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正

Annals of Nuclear Energy, 82, p.85 - 89, 2015/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.25(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で開発されているモンテカルロコードMVPの最近の開発状況について述べる。MVPの基本機能と炉物理分野で有用な機能についてレビューし、最近実装された新機能についても解説する。

論文

Azimuthal flux distribution measurements around fuel rods in reduced-moderation LWR lattices

吉岡 研一*; 北田 孝典*; 長家 康展

Progress in Nuclear Energy, 82, p.7 - 15, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

使用済み燃料の減少とウラン資源の効率的利用のために低減速軽水炉の研究が進められている。この炉心の特徴は、負のボイド反応度係数を改善するために、チャンネルストリーミング概念が採用されていることである。この概念は、炉心の非均質性を高め、燃料棒周方向中性子束分布の傾きを急なものとする。このような周方向中性子束分布計算の妥当性を評価するために、低減速軽水炉格子を用いた臨界実験を行い、燃料棒の周方向中性子束分布を測定した。実験は、東芝のNCA臨界実験装置を用いて行い、箔放射化法を用いて中性子束分布を測定した。炉心は、低減速炉心を模擬するために、中央に三角形状の稠密な格子を配置し、その周りを四角形状格子で取り囲んだ2領域炉心とした。ボイド領域を模擬するため、中央の三角格子領域にポリスチレン板のパイルを設置した。周方向中性子束分布は、プラスティックシンチレータで測定された小さい箔の放射能から評価した。測定結果は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-3.3を用いて計算した結果と比較し、よく一致することを確認した。

論文

Calculation of prompt neutron decay constant with Monte Carlo differential operator sampling

長家 康展

Proceedings of Joint International Conference on Mathematics and Computation, Supercomputing in Nuclear Applications and the Monte Carlo Method (M&C + SNA + MC 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/04

即発中性子減衰定数をモンテカルロ法で計算する新しい手法を開発した。これは、これまでの$$alpha$$-$$k$$検索アルゴリズムに基づいているが、$$alpha$$値の検索について反復は必要ないという利点がある。$$k$$固有値を$$alpha$$値に関するテイラー級数近似で表現し、微分係数を、モンテカルロ摂動計算手法の1つである微分演算子サンプリング法で計算するものである。新しい手法の適用性を調べるために、単純な体系について検証計算を行った。パルス中性子法シミュレーションと$$alpha$$値の定義から直接計算した$$alpha$$値との比較を行い、新しい手法で計算した$$alpha$$値は、パルス中性子法シミュレーションの参照解とよく一致することが示された。

論文

Void reactivity evaluation by modified conversion ratio measurements in LWR critical experiments

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02

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

軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", $$k^ast$$を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、$$k^ast$$を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。

論文

Monte Carlo analysis of doppler reactivity coefficient for UO$$_2$$ pin cell geometry

長家 康展

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

放物線状の温度分布をもつUO$$_2$$ピンセル体系における厳密共鳴弾性散乱のドップラー反応度係数に対する影響を調べるためにモンテカルロ解析を行った。その結果、厳密共鳴弾性散乱は、平坦及び放物線状温度分布のドップラー反応度係数について同様の影響を与えることが分かった。すなわち、$$sim$$16eVから$$sim$$150eVのエネルギー領域の$$^{238}$$Uの共鳴吸収を増大させ、径方向には一様に共鳴吸収を増大させる。それゆえ、以下の結論が厳密及び漸近共鳴弾性散乱モデルのどちらにも当てはまる。Grandiらによって提案された実効燃料温度(等価の平坦温度)の定義はドップラー反応度係数をよく再現する。さらに、燃料領域全体にわたって体積平均した実効燃料温度を用いると、ドップラー反応度係数の参照解を負側に過大評価するが、等体積領域に数分割すると計算値は大きく改善される。

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