JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　2 件中 1件目～2件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

ENDF/B-VII.1 nuclear data for science and technology; Cross sections, covariances, fission product yields and decay data

Chadwick, M. B.*; Herman, M.*; Oblo$v{z}$insk$'y$, P.*; Dunn, M. E.*; Danon, Y.*; Kahler, A. C.*; Smith, D. L.*; Pritychenko, B.*; Arbanas, G.*; Arcilla, R.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 112(12), p.2887 - 2996, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.nds.2011.11.002
 被引用回数：2036 パーセンタイル：100(Physics, Nuclear)

原子力科学・技術の利用分野ための評価済み核データライブラリーENDF/B-VII.1を公開した。米国核データ評価委員会が中心となって評価・整備したこの最新ライブラリーは、前バージョン(ENDF/B-VII.0)公開以後に得られた原子核理論や実験に関する知見を反映した中性子断面積,共分散,核分裂収率や崩壊データ等を格納している。ライブラリーの主な更新内容は、核種数の拡大、共分散データの拡充、R行列理論に基づく軽核の共鳴パラメータ評価、中重核やアクチノイドデータの改訂等である。核外輸送コードMCNPによるベンチマーク解析を行った結果、臨界予測性能等のパフォーマンスが向上した。

論文

How accurately can we calculate thermal systems?

Cullen, D. E.*; Blomquist, R. N.*; Dean, C.*; Heinrichs, D.*; Kalugin, M. A.*; Lee, M.*; Lee, Y. K.*; MacFarlane, R.*; 長家 康展; Trkov, A.*

UCRL-TR-203892, p.1 - 40, 2004/04

熱中性子炉体系において熱中性子散乱は非常に重要であり、熱中性子散乱を正確に取り扱わなければならない。モンテカルロコードで熱中性子散乱を取り扱う場合、$$S(alpha,beta)$$データやFree Gasモデルに基づいて散乱解析が行われるが、その取り扱いはコードごとに異なっているのが普通である。また、用いられる熱中性子散乱データが異なれば結果が異なってくる。本研究では、さまざまなモンテカルロコードパッケージ(コードと核データ)を用いて、熱中性子散乱の影響を受けやすい体系において実効増倍率などの積分パラメータをどの程度正確に求めることができるか調べるためのベンチマークを実施した。ベンチマーク計算では、熱中性子散乱の効果が強調されるような非常に簡単なピンセル体系について$$S(alpha,beta)$$データを用いる場合とFree Gasモデルの場合の実効増倍率を計算し、比較した。熱中性子散乱効果は体系依存性が強く、このベンチマーク体系では5%から12%もあることがわかった。コード間の比較では$$S(alpha,beta)$$により熱中性子散乱を考慮した場合は実効増倍率で$$pm 0.5%$$、Free Gasモデルの場合で$$pm 0.2%$$のばらつきがあることがわかった。

2 件中 1件目～2件目を表示
  • 1