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Pb(p,x)
Hg and 
Bi(p,x)Hg excitation functions in the energy range 0.04 - 2.6 GeVTitarenko, Yu. E.*; Batyaev, V. F.*; Pavlov, K. V.*; Titarenko, A. Yu.*; Malinovskiy, S. V.*; Rogov, V. I.*; Zhivun, V. M.*; Kulevoy, T. V.*; Chauzova, M. V.*; Khalikov, R. S.*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1026, p.166151_1 - 166151_9, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)0.04から2.6GeVの陽子入射によるPb及び天然BiからのHg生成断面積を直接
線スペクトロメトリの手法を用いて測定した。測定した結果は、モンテカルロ計算コードMCNP6.1, PHITS, Geant4及び核反応コードTALYSと比較した。
Pb(p,x)
Bi and Bi(p,x)Bi excitation functions in the energy range of 0.04 - 2.6 GeVTitarenko, Yu. E.*; Batyaev, V. F.*; Pavlov, K. V.*; Titarenko, A. Yu.*; Malinovskiy, S. V.*; Rogov, V. I.*; Zhivun, V. M.*; Kulevoy, T. V.*; Chauzova, M. V.*; Lushin, S. V.*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 984, p.164635_1 - 164635_8, 2020/12
被引用回数：2 パーセンタイル：34.22(Instruments & Instrumentation)0.04から2.6GeVの陽子入射によるPb及び天然BiからのBi生成断面積を直接線スペクトロメトリの手法を用いて測定した。測定した結果は、モンテカルロ計算コードMCNP6.1, PHITS, Geant4及び核データライブラリTENDL-2019と比較した。その結果、一部の反応に対して計算と実験に不一致があることが分かり、その点について議論した。
Dupont, E.*; Bossant, M.*; Capote, R.*; Carlson, A. D.*; Danon, Y.*; Fleming, M.*; Ge, Z.*; 原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; et al.
EPJ Web of Conferences, 239, p.15005_1 - 15005_4, 2020/09
被引用回数：3 パーセンタイル：96.13The OECD-NEA High Priority Request List (HPRL) is a point of reference to guide and stimulate the improvement of nuclear data for nuclear energy and other nuclear applications. The HPRL is application-driven and the requests are submitted by nuclear data users or representatives of the user's communities. A panel of international experts reviews and monitors the requests in the framework of an Expert Group mandated by the NEA Nuclear Science Committee Working Party on International Nuclear Data Evaluation Cooperation (WPEC). After approval, individual requests are divided in two priority categories only, whereas a third category now includes groups of generic requests in a well-defined area (e.g., dosimetry, standard). The HPRL is hosted by the NEA in the form of a relational database publicly available on the web. This contribution provides an overview of HPRL entries, status and outlook. Examples of requests successfully completed will be given and new requests will be described with emphasis on updated nuclear data needs in the fields of nuclear energy, neutron standards, dosimetry, and medical applications.
Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.
European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07
被引用回数：180 パーセンタイル：99.41(Physics, Nuclear)本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の
U, 
U, 
Pu, 
Am, 
Na, 
Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, 
He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。
for MYRRHA using a Monte Carlo technique岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11
実効遅発中性子割合は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心のに対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いての感度係数を求めた。の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は
であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めたの感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2
0.2%および2.00.2%と評価され、その大部分はPu及びUの遅発中性子収率に起因することがわかった。
Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 
elik, Y.*; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 120, p.207 - 218, 2018/10
被引用回数：7 パーセンタイル：65.53(Nuclear Science & Technology)高エネルギー核データの不確かさ伝播による加速器駆動システムMYRRHAの安全に関する核特性パラメータの影響を調査した。既存の高エネルギー核データライブラリ及び高エネルギー核反応モデルを用いて断面積データの共分散マトリックスを作成し、これを用いて、全炉心出力及び鉛ビスマスに蓄積される放射能の高エネルギー核データに起因する不確かさをランダムサンプリング法に基づいて評価した。本評価手法は、粒子輸送計算を直接行う必要がなく、最良推定値に対するサンプル平均の収束性を調査することが可能である。本手法により、全炉心出力に対する信頼性のある不確かさを得るには300程度のランダムサンプル数が必要であることを示し、その不確かさは14%と評価した。さらに、陽子・中性子照射により蓄積される放射能濃度の不確かさの評価値は、5%から60%に及ぶことがわかった。トリチウム等のいくつかの核種に対しては、信頼性のある不確かさを得るのに数千のランダムサンプル数が必要であることが明らかになった。
岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05
被引用回数：9 パーセンタイル：74.16(Nuclear Science & Technology)実効遅発中性子割合は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によっての核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析におけるの妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりもの感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対するの核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分はUの遅発中性子収率に起因することが分かった。
岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Uyttenhove, W.*
Energy Procedia, 71, p.33 - 41, 2015/05
被引用回数：1 パーセンタイル：71.23A sensitivity and uncertainty analysis was performed for a critical configuration of the VENUS-F facility with three major nuclear data libraries (JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, and JEFF-3.1.2) and the JENDL-4.0 covariance data. Differences in 
between nuclear data libraries are smaller than those between geometric models/calculation methodologies. Both the deterministic and Monte-Carlo methodologies in criticality calculation provide similarity for differences in between the nuclear data libraries. Major contributors to these differences were identified with the sensitivity method. Among nuclear data parameters, it is found that of the VENUS-F core is sensitive to the fission cross section, fission neutron multiplicity, and capture cross section of uranium and the elastic scattering cross section and average cosine of the scattered neutron of lead and 
Fe. The analysis with the sensitivity coefficients shows that these parameters have considerable impact on the differences in . Based on the JENDL-4.0 covariance data, the total uncertainty induced by nuclear data is evaluated at 833 pcm (1
), and this uncertainty in is largely dominated by lead, uranium, and Fe.
菅原 隆徳; Sarotto, M.*; Stankovskiy, A.*; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.1098 - 1108, 2011/03
被引用回数：11 パーセンタイル：66.23(Nuclear Science & Technology)SCK/CENで進められているMYRRHAプロジェクトのXT-ADS炉心を対象に、感度係数と共分散データを用いた不確かさ解析を行った。解析コードにはSCALE, ERANOS, SAGEPコードを使用し、感度解析における計算モデルや解析コードの違いの影響,不確かさ解析における共分散データの違いの影響を検討し、XT-ADSの核設計精度について議論を行った。解析の一例として、SCALEコード用に整備された共分散データを用いた場合、XT-ADSの実効増倍率に対する不確かさは約1.0%との結果が得られた。0.3%dkを目標精度とした場合、この結果は目標精度に達しておらず、積分実験などによるさらなる核データの改善が必要である。
菅原 隆徳; Stankovskiy, A.*; Sarotto, M.*; Van den Eynde, G.*
NEA/NSC/DOC(2011)4, p.27 - 35, 2011/00
SCK/CENで進められているMYRRHAプロジェクトのXT-ADS炉心を対象に、感度係数と共分散データを用いた不確かさ解析を行った。解析コードにはSCALEコードを使用し、感度解析における計算モデルの違いの影響,不確かさ解析における共分散データの違いの影響を検討し、XT-ADSの核設計精度について議論を行った。解析の一例として、SCALEコード用に整備された共分散データを用いた場合、XT-ADSの実効増倍率に対する不確かさは約1.0%との結果が得られた。0.3%dkを目標精度とした場合、この結果は目標精度に達しておらず、積分実験などによるさらなる核データ改善が必要である。
