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論文

The Joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3

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:2 パーセンタイル:21.43(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$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{23}$$Na, $$^{59}$$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, $$^{3}$$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。

論文

Verification of R-matrix calculations for charged-particle reactions in the resolved resonance region for the $$^7$$Be system

Thompson, I. J.*; deBoer, R. J.*; Dimitriou, P.*; 国枝 賢; Pigni, M. T.*; Arbanas, G.*; Leeb, H.*; Srdinko, Th.*; Hale, G.*; Tamagno, P.*; et al.

European Physical Journal A, 55(6), p.92_1 - 92_16, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.21(Physics, Nuclear)

各国の代表的なR行列理論共鳴解析コード(AMUR, AZURE2, CONRAD, EDA, FRESCO, GECCCOSおよびSAMMY)による計算結果の比較や検証を世界で初めて実施した。本研究では複合核$$^7$$Beを例にとり、同一の共鳴パラメータセットを用いて、種々の荷電粒子入射反応断面積や微分断面積の計算結果を比較した。その結果、クローン波動関数の計算における近似法の違い等により各国コードによる計算値には差異が見られるものの、全ての計算結果は0.3%以内で一致することを明らかにした。

口頭

Application of the JENDL-4.0 nuclear data set for the uncertainty analysis of the prototype FBR Monju

此村 守; Tamagno, P.*; 竹田 敏一*; Van Rooijen, W. F. G.*

no journal, , 

The presentation deals with uncertainty analysis on Monju fast reactor using the JENDL-4.0 nuclear data set and the ERANOS code. For this study, cross-sections library had to be produced for the ERANOS cell code ECCO and verified with the benchmarks MZA and MZB. Monju 2010 restart reactivity measurement was modeled using several libraries. Uncertainty analysis is performed and comparison is done with the former JENDL-3.3 evaluation.

口頭

Application of the JENDL-4.0 nuclear data set for uncertainty analysis of the prototype FBR Monju

此村 守; Tamagno, P.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 竹田 敏一*

no journal, , 

This paper deals with uncertainty analysis of the Monju reactor using JENDL-4.0 and the ERANOS code. A JENDL-4.0 cross-sections library was made from the original ENDF files for the ECCO cell code (part of ERANOS). Calculations for the Monju reactor were performed using hexagonal 3D geometry and PN transport theory. The corresponding geometrical models have been made and the results verified with Monju restart experimental data. Uncertainty analysis was performed using the RZ model.JENDL-4.0 uncertainty analysis showed a significant reduction of the uncertainty related to the fission cross-section of $$^{239}$$Pu along with an increase of the uncertainty related to the capture cross-section of $$^{238}$$U compared with the previous JENDL-3.3 version. Covariance data recently added in JENDL-4.0 for $$^{241}$$Am appears to have a non negligible contribution.

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