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論文

Effect of IAEA patch for TRANSX2.15

今野 力; 権 セロム*; Fischer, G.*

ANS RPSD 2018; 20th Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division of ANS (CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

1998年にIAEAはFENDL-2.0のMATXSファイルのためにTRANSX2.15に対する2つのパッチを独自に公開した。最初のパッチは全てのMATXSファイルの処理に必要であるが、TRANSX2.15に公式に含まれていないため、あまり知られていない。このパッチの効果を簡単な計算で調べた結果、オリジナルのTRANSXで作成した自己遮蔽補正をした多群ライブラリを用いたSn計算で、炭素より重い核種で生じていた中性子束の過大評価(炭素近くの核種で顕著)をこのパッチが解消することがわかった。このパッチは不可欠なので、TRANSX2.15に公式に含まれるべきである。

論文

FENDL-3.1b test

今野 力; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

JAEA-Conf 2017-001, p.117 - 122, 2018/01

FENDL-3の修正版FENDL-3.1bが2015年10月に公開された。そこで、以前IAEAに報告したFENDL-3の問題に対し、FENDL-3.1bの中性子入射データのテストを行った。20MeV以上のMATXSファイルの問題はFENDL-3をNJOY2012.50で処理することにより修正された。KERMA係数とDPA断面積については、IAEAは$$^{15}$$Nの捕獲反応の間違っているQ値を修正し、NJOY2012.50でKERMA係数とDPA断面積を再計算した。異常に大きいガス生成断面積を除いて、多くのKERMA係数とDPA断面積は良くなっていることを確認した。しかし、ガス生成データのNJOYでの処理に新たな問題が見つかり、その原因がNJOYのバグにあることを指摘した。また、IAEAでの$$^{116}$$Snと$$^{117}$$SnのNJOYでの処理トラブルについても調べ、NJOYの修正ファイルの一つがこのトラブルを引き起こしていることを特定した。

論文

ENDF/B-VIII$$beta$$2 benchmark test with shielding experiments at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 落合 謙太郎*

JAEA-Conf 2017-001, p.123 - 128, 2018/01

ENDF/B-VIIIの$$beta$$版, ENDF/B-VIII$$beta$$2、が2016年8月に公開された。そこで、量子科学技術研究開発機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験でのENDF/B-VII.1の$$^{16}$$Oと$$^{56}$$Feに起因する過大評価の問題がENDF/B-VIII$$beta$$2で改善したかどうかを調べた。ENDF/B-VIII$$beta$$2のACEファイルをNJOY2012.50コードで作り、MCNP-5コードで解析を行った。比較のため、ENDF/B-VII.1, FENDL-3.1bとJENDL-4.0/HEを用いた解析も行った。その結果、以下のことがわかった; (1)$$^{56}$$Feに起因する約40MeVの中性子の大幅な過大評価は改善された、(2)$$^{56}$$Feに起因する約65MeVの中性子の過大評価も若干改善されたが、FENDL-3.1bよりは悪かった、(3)$$^{16}$$Oに起因する中性子の大幅な過大評価は改善されなかった。これらの結果を考慮して、ENDF/B-VIIIの最終版は作られるべきである。

論文

Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。

論文

Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。

論文

Important comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE files of JENDL-4.0, JEFF-3.2 and ENDF/B-VII.1

今野 力; 多田 健一; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02040_1 - 02040_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

これまでに核データライブラリーの公式のACEファイルに内蔵されている多くの核種のKERMA係数、DPA断面積が以下の理由で異なっていることを指摘してきた。(1)核データの誤り、(2)NJOYのバグ、(3)非常に大きなヘリウム生成断面積、(4)mf6 mt102データ、(5)2次粒子のエネルギー角度分布データがないこと。今回、JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のKERMA係数, DPA断面積をより詳細に調べた。その結果、核データリブラリー間でのKERMA係数、DPA断面積の差の新たな原因を見出した。新たな原因は、以下に分類される。2次荷電粒子データがないこと、2次$$gamma$$線データがないこと、妥当でない2次$$gamma$$線スペクトル、妥当でない粒子生成収率、捕獲反応をmf12-15 mt3データに格納すること。これらの原因のいくつかはNJOYコードが対応していないことによると思われる。問題のあるJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のACEファイルは本研究をもとに改訂すべきである。

論文

JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.44

2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEの$$^{56}$$Feの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。

論文

Benchmark experiment on molybdenum with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、$$^{95}$$Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,$$gamma$$)断面積を過小評価している可能性を示した。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。

論文

New integral experiments for a variety of fusion reactor materials with DT neutron source at JAEA/FNS

佐藤 聡*; 権 セロム*; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 今野 力

Proceedings of 26th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2016) (CD-ROM), 8 Pages, 2016/10

約20年前に核融合炉材料の核データライブラリーの検証を目的として、JAEA/FNSのDT中性子源を用いてタングステン, バナジウム 銅の積分実験を行い、低エネルギー中性子に感度を有する測定値を計算値が大きく過小評価することを報告した。この計算の過小評価の原因として実験室の壁からの散乱中性子が考えられたため、今回、散乱中性子を吸収する酸化リチウムでこれらの体系の周りを囲んだ実験体系を用いて新たな積分実験を行った。また、モリブデンとチタンについても同様の積分実験を行った。これらの実験の解析をMCNP5-1.40とENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて行った。その結果、以前のタングステン, バナジウム積分実験において見られた計算の過小評価は今回大幅に改善し、タングステンとバナジウムの核データに問題がないことがわかった。一方、銅積分実験での計算の過小評価はあまり改善されず、モリブデン, チタン積分実験でも計算値と実験値の一致は悪かった。核データの部分的変更も含む詳細な実験解析を行い、銅, モリブデン, チタンの核データの問題点を明らかにした。

論文

Some comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE and MATXS files of JENDL-4.0

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.233 - 238, 2016/09

JENDL-4.0の公式のACE、MATXSファイルに入っているKERMA係数、DPA断面積をENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のデータと比較し、多数の核種で違いがあることが見つかった。この違いの原因として以下が考えられる;(1) NJOYコードのバグ、(2)異常に大きいヘリウム生成断面積、(3)核データの$$gamma$$生成データの形式、(4)詳細な2次粒子データ(エネルギー角度分布データ)がない。本研究をもとに、問題のあるJENDL-4.0のACE, MATXSファイルは修正する必要がある。

論文

A Simple method for modification of capture reaction and elastic scattering nuclear data in analyses of nuclear data benchmark experiments

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.239 - 242, 2016/09

ベンチマーク実験の解析で計算値と実験値の差の原因を特定するために、ある核種の核データの一部を変更し、それをNJOYで処理して計算に使うことがある。しかし、共鳴データのある1MeV以下の捕獲反応、弾性散乱データを変更することは簡単ではない。そこで、NJOYで共鳴データから作られた捕獲反応、弾性散乱断面積データを使う簡単な方法を考案した。この方法を原子力機構FNSの銅、モリブデンベンチマーク実験に適用し、この方法が非常に有効であることを確認した。

論文

Problems on FENDL-3.0

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.131 - 136, 2016/03

原子力機構FNS, TIARA, 大阪大学OKTAVIANの積分実験を用いてFENDL-3.0の中性子入射データのベンチマークテストを行ってきた。また、簡単な計算モデルを用いて、FENDL-3.0のMATXSファイルのテストも実施し、更に、FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データを他の核データライブラリーのデータと比較した。その結果、FENDL-3.0に以下の問題があることが判明した。(1) FENDL-3.0の$$^{16}$$Oの20MeV以上のデータは修正が必要。(2) FENDL-3.0の多くのMATXSファイルには弾性散乱外反応のエネルギー角度分布データが入っていない。(3) FENDL-3.0のACE、MATXSファイルに入っている核発熱定数、損傷断面積データのいくつかは修正が必要。

論文

JENDL/HE-2007 benchmark test with iron shielding experiment at JAEA/TIARA

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.125 - 130, 2016/03

2013年の核データ研究会で、FENDL-3.0とJENDL/HE-2007の妥当性検証のために原子力機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射の鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を報告し、JENDL/HE-2007を用いた解析は、65MeV中性子入射の鉄遮蔽実験の実験データ及びFENDL-3.0を用いた解析を過小評価することを指摘した。今回、この過小評価の原因を詳細に調べた。その結果、この過小評価の原因が、JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積が大きすぎることにあることを明らかにした。JENDL/HE-2007の$$^{56}$$Feの弾性散乱外反応断面積は修正する必要がある。

論文

New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on FENDL-2.1

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2015-003, p.137 - 141, 2016/03

核融合炉の核解析のために、FENDL-2.1からFusion-J3とFusion40形式の新しい2つの炉定数セットFUSION-F21.175 (中性子175群, $$gamma$$線42群, P5近似)とFUSION-F21.42 (中性子42群, $$gamma$$線21群, P5近似)をTRANSXコードで作成した。物質は、H-1, H-2, He-3, He-4, Li-6, Li-7, Be-9, B-10, B-11, C-12, N-14, O-16, F-19, Na-23, Mg, Al-27, Si, P-31, S, K, Ca, Ti, V-51, Cr, Mn-55, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, Nb-93, Mo, Cd, W, Pb, Bi-209, Cl, Ta-181, Sn及びGaの40。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等も整備した。これらの炉定数セットは自己遮蔽の補正がされていないことに注意する必要がある。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。

論文

New nuclear data group constant sets for fusion reactor nuclear analyses based on JENDL-4.0 and FENDL-3.0

今野 力; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

核融合炉の核解析のために、JENDL-4.0とFENDL-3.0からFusion-J3と同様の新しい炉定数セットを作成した。物質は、$$^{1}$$H, $$^{2}$$H, $$^{3}$$He, $$^{4}$$He, $$^{6}$$Li, $$^{7}$$Li, $$^{9}$$Be, $$^{10}$$B, $$^{11}$$B, $$^{12}$$C, $$^{14}$$N, $$^{16}$$O, $$^{19}$$F, $$^{23}$$Na, Mg, $$^{27}$$Al, Si, $$^{31}$$P, S, K, Ca, Ti, $$^{51}$$V, Cr, $$^{55}$$Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zr, $$^{93}$$Nb, Mo, Cd, W, Pb, $$^{209}$$Bi, Cl, $$^{181}$$Ta, Sn及びGaの40。JENDL-4.0及びFENDL-3.0の炉定数セットFUSION-J40及びFUSION-F30(中性子175群、$$gamma$$線42群、P5近似)はNJOY99コードで作成したJENDL-4.0、FENDL-3.0のMATXSからTRANSXコードを用いて作成した。また、核発熱定数、損傷断面積、ヘリウム生成断面積等もMATXSファイルからTRANSXで整備した。これらの炉定数セットを用いたテスト計算を行い、問題がないことを確認した。

口頭

耐圧性の向上を目的とした固体増殖水冷却ブランケットの構造検討

谷川 尚; 佐藤 聡; 権 セロム; 榎枝 幹男

no journal, , 

固体増殖水冷却方式のブランケット開発の一環として、筐体の形状変更による耐圧性の向上に取り組んでいる。水冷却方式のブランケットでは、経済性を高めるために冷却材の条件を高温、高圧にすることが望まれる。トリチウム増殖比を高めるためには、筐体内部の増殖領域に設置する冷却管の肉厚は小さくすることが望まれる。この冷却管が破断すると、筐体には冷却材により内圧が負荷される。筐体の破損を防ぐためには、圧力逃し機構などによる負荷の低減とともに、耐圧性能を高めるための筐体形状の工夫が有効であると考えられる。箱型では筐体の肉厚が大きくなるため、耐圧性の観点で有利となる形状について内部構造を含めた構造概念を検討し、成立性について議論する。

口頭

JAEA/FNSにおけるDT中性子を用いたモリブデンのベンチマーク実験

太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

モリブデンの核データの妥当性を検証するために、JAEA/FNSのDT中性子源を用いてモリブデンのベンチマーク実験を実施した。253mm$$times$$253mm$$times$$354mmのモリブデン体系を、測定点におけるバックグラウンド中性子の影響を除去するために前面51mm、側面202mm、背面253mmの厚さの酸化リチウムブロックで囲い、DT中性子源から酸化リチウム表面までの距離150mmの位置に設置した。体系内での種々の反応の反応率や核分裂率を測定し、最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0(FENDL-3.0)を用いてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5-1.40で求めた計算値と比較した。全体として、計算値は体系表面からの距離とともに実験値を過小評価する傾向が見られた。この不一致の原因について議論する。

口頭

JAEA/FNSにおけるDT中性子源を用いた新たな銅ベンチマーク実験

権 セロム; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

約20年前にJAEA/FNSで銅ベンチマーク実験が行われた、数keV以下の中性子に係る実験値と解析値に不一致がみられた。この原因の一つとして実験室の壁からのバックグラウンド中性子による影響が考えられるため、バックグラウンド中性子を低減させた銅実験体系を構築し、新たな銅ベンチマーク実験を実施した。解析はモンテカルロ中性子輸送コードMCNP5-1.40と最新の核データライブラリーのENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0(ENDF/B-VII.0), JENDL-4.0で行い、反応率と核分裂率の計算にはドジメトリファイルのJENDL Dosimetry File 99を用いた。前回の$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Auの結果に比べるとJENDL-4.0を用いた計算結果は若干改善されたものの、まだどの核データライブラリーを用いた解析値も実験値を大幅に過小評価し、この過小評価の原因が銅の核データにあることがわかった。

口頭

原子力機構FNSにおけるDT中性子源を用いた新鉛積分実験

権 セロム; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

核融合ブランケットの液体増殖材, 中性子増倍材や$$gamma$$線の遮蔽等に使用される材料である鉛について、以前、JAEA/FNSで積分実験が行われた。しかし、実験室壁等で散乱したバックグランド中性子の影響が大きく、数keV以下の中性子に係る実験データを正しく測定できなかった。今回、バックグランド中性子の影響を低減させるため、鉛体系の周りを酸化リチウム層で囲んだ新たな体系を用いて、DT中性子入射鉛積分実験を実施し、種々の反応率を測定した。実験の解析は、モンテカルロ放射線輸送コードMCNP5-1.40と最新の核データライブラリーのENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0(JEFF-3.1.1), JENDL-4.0を用いて行った。数MeV以上の中性子に感度を持つ反応率は10%以内で計算結果が実験結果とよく一致したが、それより低いエネルギー領域の中性子に感度を持つ反応率では体系の奥にいくにつれて解析結果が実験結果に対して過小評価となることがわかった。本発表では、この過小評価の原因の可能性についても議論する。

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