検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 35 件中 1件目~20件目を表示

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

Simultaneous evaluation of uranium and plutonium fast neutron fission cross sections up to 200 MeV for JENDL-5 and its updates

大塚 直彦*; 岩本 修

EPJ Web of Conferences, 284, p.08011_1 - 08011_4, 2023/05

The fast neutron fission cross sections of $$^{233,235,238}$$U and $$^{239,240,241}$$Pu were evaluated for the JENDL-5 library up to 200 MeV. The experimental fission cross sections and their ratios in the EXFOR library were reviewed with the source articles. Additionally, Poenitz's data compiled in his GMA database were reviewed. We found about $$^{16}$$0 datasets are archived with the uncertainty information sufficient for covariance matrix construction and converted them from EXFOR to an experimental database with their covariance matrices. When the uncertainty information in the source article is missing in the EXFOR entry, we updated the EXFOR entry. We minimized corrections to the experimental database to make our evaluation becomes traceable. The least-squares fitting was performed to the logarithms of the cross sections and their rations in the experimental database by using the simultaneous least-squares fitting code SOK. The best precisions of the group-wise cross sections were achieved around 2 to 3 MeV, where the external uncertainties are 1% ($$^{235,238}$$U), 1.5% ($$^{233}$$U, $$^{239}$$Pu) or 2.5% ($$^{241}$$Pu). Well documented experimental fission cross sections are desired for $$^{235}$$U between 100 and 300 keV and $$^{241}$$Pu in the whole energy range since the numbers of the usable experimental datasets are limited and it makes the uncertainties in our evaluation relatively high. The evaluated cross sections were also validated against the spectrum averaged fission cross sections measured under the $$^{252}$$Cf and $$Sigma$$-$$Sigma$$ neutron fields, and we found the newly evaluated cross sections are consistent with the experimental spectrum averaged cross sections well except for $$^{238}$$U fission cross sections measured in the $$^{252}$$Cf neutron fields, which is underestimated by the newly evaluated cross sections as well as those in many other data libraries.

論文

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

 被引用回数:17 パーセンタイル:99.99(Nuclear Science & Technology)

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

報告書

EXFOR-based simultaneous evaluation of neutron-induced uranium and plutonium fission cross sections for JENDL-5; Inputs and outputs

大塚 直彦*; 岩本 修

JAEA-Data/Code 2022-005, 102 Pages, 2022/10

JAEA-Data-Code-2022-005.pdf:2.18MB
JAEA-Data-Code-2022-005-appendix(CD-ROM).zip:3.85MB

$$^{233,235}$$Uと$$^{239,241}$$Puの10keVから200MeVの中性子入射核分裂断面積、および$$^{238}$$Uと$$^{240}$$Puの100keVから200MeVまでの中性子入射核反応断面積をJENDL-5のために同時評価した。実験断面積とその比の対数をシュミットロスの屋根関数(Schmittroth's roof function)の線形結合で表現し、その係数を最小二乗法により決定した。同時評価コードSOKを規格化が任意の実験値に拡張したものを本評価に用いた。本報告書は(1)実験データベースの構築、(2)ドレスデン工科大学(TUD)・ラジウム研究所(KRI)の共同測定で得られたデータの選定、(3)本評価で得られた断面積の最近の主なライブラリとの比較、(4)1970年代に測定された235Uデータの影響、について述べる。

論文

EXFOR-based simultaneous evaluation of neutron-induced uranium and plutonium fission cross sections for JENDL-5

大塚 直彦*; 岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.1004 - 1036, 2022/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.16(Nuclear Science & Technology)

The neutron-induced fission cross sections were simultaneously evaluated for $$^{233,235}$$U and$$^{239,241}$$Pu from 10 keV to 200 MeV and for $$^{238}$$U and $$^{240}$$Pu from 100 keV to 200 MeV. Evaluation was performed by least-squares fitting of Schmittroth's roof function to the logarithms of the experimental cross sections and cross section ratios in the EXFOR library. A simultaneous evaluation code SOK was used with its extension to data in arbitrary unit. The outputs of the code were adopted as the evaluated cross sections without any further corrections. The newly obtained evaluated cross sections were compared with the evaluated cross sections in theJENDL-4.0 library. The evaluated cross sections were also validated against the californium-252 fission neutron spectrum averaged and $$SigmaSigma$$ neutron spectrum averaged cross sections.

論文

Measurement of thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga with dual monitor foils and covariance analysis

Panikkath, P.*; 大塚 直彦*; 岩元 洋介; Mohanakrishnan, P.*

European Physical Journal A, 55(6), p.91_1 - 91_9, 2019/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.05(Physics, Nuclear)

ENDF/B-VIIIなど多くの評価済データライブラリで$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を4.7b前後と評価している一方、JENDL-4.0では約20%低い値の3.71bと評価している。これらの断面積データの多くは、絶対値を決定するモニター箔を用いた放射化測定で得られたものであるが、古い年代のものが多く、結果は採用されるモニター箔に依存している可能性がある。そこで、$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を複数のモニター箔を用いて再測定した。本実験では、コンクリートで減速したAm-Be線源からの中性子を、$$^{71}$$Ga箔と$$^{197}$$Au及び$$^{55}$$Mnのモニター箔を組み合わせた試料に照射し、放射化した箔から放出される$$gamma$$線をゲルマニウム検出器で測定した。ここで、試料中の中性子の自己遮蔽効果を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算したところ、0.1%以下と寄与が小さいことが分かった。この結果も参照して、AuとMnの測定結果から共分散行列の非対角化成分を導出し、これを用いて$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積の重みつき平均とその不確かさを導出した。その結果、$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積として4.05$$pm$$0.27bとなり、JENDL-4.0の値3.71bに近い値を得た。

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:61 パーセンタイル:98.12(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

Rock mass property evaluation based on the borehole wall images taken by using an ultrasonic scanner (USS)

大塚 康範*; 石川 貴規*; 田島 克洋*; 和田 哲*; 藍壇 オメル*; 渡嘉敷 直彦*; 佐藤 稔紀; 青柳 和平

Journal of Nepal Geological Society, 55(Special Issue), p.1 - 6, 2018/00

幌延地下研究施設の東立坑の底から掘削されたボーリング孔において、光学式ボアホールカメラに及び超音波式ボアホールカメラ(USS)による画像データを取得した。このうちUSSによる反射強度データの解析結果は、コアの針貫入試験の結果とよい一致を得た。また、この反射強度データから求めた反射強度特性値(Ave, Dev)は、岩盤評価を行う上で重要な自然由来のクラックとそれ以外の人工由来のクラックの判別が可能にすることが示された。

論文

Dissemination of data measured at the CERN n_TOF facility

Dupont, E.*; 大塚 直彦*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他224名*

EPJ Web of Conferences, 146, p.07002_1 - 07002_4, 2017/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:90.94

CERNのn_TOF中性子飛行時間測定施設は、高品質の核データを熱エネルギーから数百MeVまでのエネルギー範囲で測定するために利用されている。CERNのデータ公開ポリシーに従い、核物理、宇宙核物理、原子力技術分野の広いコミュニティーに対し取得データを提供するため、n_TOF国際共同研究により取得されたデータは、標準的なフォーマットでの公開を目指している。本論文では、n_TOF国際共同研究によりこれまでに得られた様々なデータ及び関連情報を集約するとともに、国際的標準フォーマットであるEXFOR形式での整備状況について報告する。

論文

Meeting nuclear data needs for advanced reactor systems

原田 秀郎; 柴田 恵一; 西尾 勝久; 井頭 政之*; Plompen, A.*; Hambsch, F.-J.*; Schillebeeckx, P.*; Gunsing, F.*; Ledoux, X.*; Palmiotti, G.*; et al.

NEA/NSC/WPEC/DOC(2014)446, 111 Pages, 2014/02

This report includes investigations performed by the OECD/NEA/NSC Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) Subgroup 31, whose mission was to utilise the collective knowledge of the international nuclear data measurement community to consider the appropriate resources to address and meet the data needs quantified by WPEC Subgroup 26 for Advanced Reactor Systems. The members of Subgroup 31 performed reviews of uncertainty evaluations by evaluators, of state-of-art experimental techniques, of current experimental situations, and summarised an appropriate path to meet the requirements.

報告書

Simulator for materials testing reactors

竹本 紀之; 菅谷 直人; 大塚 薫; 花川 裕規; 小沼 勇一; 細川 甚作; 堀 直彦; 神永 雅紀; 田村 一雄*; 堀田 浩司*; et al.

JAEA-Technology 2013-013, 44 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-013.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータを開発した。本シミュレータは、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業の一環として整備したものであり、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計し、照射試験炉における運転,照射試験,運転時の異常な過渡変化や事故を模擬することにより、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるようにした。本報告は、本シミュレータのシミュレーションモデル,ハードウェア仕様及び運転手順についてまとめたものである。

論文

Determination of resonance parameters and their covariances from neutron induced reaction cross section data

Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Danon, Y.*; Guber, K.*; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Junghans, A. R.*; Kopecky, S.*; Massimi, C.*; Moxon, M. C.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 113(12), p.3054 - 3100, 2012/12

 被引用回数:94 パーセンタイル:97.12(Physics, Nuclear)

Uncertainty components of experimental observables resulting from total and reaction cross section experiments are quantified by identifying the metrological parameters involved in the measurement, data reduction and analysis process. In addition, different methods that can be applied to propagate the covariance of the experimental observables to the covariance of the resonance parameters are discussed and compared. It is demonstrated that the final covariance matrix of the resonance parameters not only strongly depends on the type of experimental observables used in the adjustment process, the experimental conditions and the characteristics of the resonance structure, but also on the method that is used to propagate the covariances. In addition, a special data reduction concept and format is presented, which offers the possibility to store the full covariance information of experimental data in the EXFOR library.

論文

JENDL-4.0; A New library for innovative nuclear energy systems

柴田 恵一; 岩本 修; 中川 庸雄; 岩本 信之; 市原 晃; 国枝 賢; 千葉 敏; 片倉 純一; 大塚 直彦*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1046 - 1051, 2011/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:69.3(Physics, Multidisciplinary)

革新的原子力システムのための基礎データとすべく、最新ライブラリーJENDL-4の整備が2005年にスタートした。JENDL-4の開発では、FP及びMA核データの信頼度向上に重点を置いた。これらの核種では、実験データが乏しいため、断面積評価用の核反応モデルコードPOD及びCCONEを開発した。広い質量範囲をカバーする信頼性の高い光学模型パラメータをチャネル結合法により導出し、断面積の理論計算に使用した。アクチノイド核種の熱中性子断面積は実験値を慎重に検討して決定した。$$^{235}$$Uの共鳴領域断面積を再検討して、U燃料高速炉心の臨界性及びナトリウムボイド反応度の予測精度を向上させた。U及びPu同位体の核分裂断面積は10keV以上のエネルギーで同時評価により求めた。FPに関しては、100以上の核種の分離共鳴パラメータを更新した。共鳴領域より高いエネルギーでのFP断面積は、POD及びCCONEコードによる理論計算で評価した。また、核分裂収率はENDF/B-VII.0をベースに3体核分裂を考慮して計算した。406核種のデータを収納した最新ライブラリーJENDL-4.0は2010年に公開される。

論文

Covariance evaluation for actinide nuclear data in JENDL-4

岩本 修; 中川 庸雄; 千葉 敏; 大塚 直彦*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1224 - 1229, 2011/08

 被引用回数:17 パーセンタイル:68.09(Physics, Multidisciplinary)

JENDL-4の核データに対する共分散の評価を行った。共分散の評価は基本的に測定データに基づいた最小二乗法を用いた。重要核種である$$^{233, 235, 238}$$U及び$$^{239, 240, 241}$$Puの6核種の核分裂断面積共分散は断面積及びその比のデータを用いた同時評価を行っており、核種間に相関がついた共分散を得た。マイナーアクチニド核種の核分裂断面積については、GMAコードを用いた評価から共分散データを得た。その他の多くの反応に関しては、CCONEコードを使った理論計算により断面積の評価を行っており、KALMANコードを使いパラメータの誤差から断面積の共分散を算出した。また、共鳴パラメータや核分裂中性子数に関しても共分散の評価を行い、アクチノイド核データの共分散を充実させた。

論文

JENDL-4.0; A New library for nuclear science and engineering

柴田 恵一; 岩本 修; 中川 庸雄*; 岩本 信之; 市原 晃; 国枝 賢; 千葉 敏; 古高 和禎; 大塚 直彦*; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(1), p.1 - 30, 2011/01

 被引用回数:1511 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本の評価済み核データライブラリー(JENDL)の第4版JENDL-4.0を作成した。JENDL-4.0の開発においてはFP及びMAデータの信頼度向上に重点を置いた。そのため、核反応モデルに基づく2つの計算コードを開発した。広い質量及びエネルギーをカバーする光学模型パラメータをチャネル結合法により求め、核データ評価に使用した。アクチノイド核種の熱中性子断面積は最新の実験値又は近傍核の系統性から決定した。重要なウラン及びプルトニウムの核分裂断面積は10keV以上のエネルギー領域で同時評価法により評価した。FPに関しても再評価を行うとともに、新規に30核種のデータを作成した。軽元素及び構造材核種についても再評価を行った。評価済みデータは2010年5月に公開されており、原子力機構核データ評価研究グループ,米国BNL国立核データセンター及びIAEA核データ部門のホームページからダウンロード可能である。

論文

JENDL actinoid file 2008

岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦*; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪; 大澤 孝明*; 古高 和禎

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(5), p.510 - 528, 2009/05

JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC-2008)を2008年3月に公開した。AcからFmまでの79核種に対する中性子誘起反応核データを含んでいる。中性子エネルギーは$$10^{-5}$$eVから20eVまでである。JENDL-3.3の61核種のアクチノイドに対するデータをほとんど改訂した。また半減期が1日以上の17核種に対し新たな評価を行った。新たな統合理論モデル計算コードCCONEを断面積及び放出スペクトルの評価に使用した。熱中性子断面積を実験データに基づき多くの核種で改訂した。得られた熱中性子断面積を再現するように共鳴パラメータを調整した。6つの重要核種に対して核分裂断面積の同時評価を行った。マイナーアクチノイドの核分裂断面積に対しては最小自乗法フィッティングコードGMAを使用した。この論文でJENDL/AC-2008の評価方法及び結果について報告する。

報告書

Covariances of resonance self-shielding factor and its temperature gradient for uncertainty evaluation of Doppler reactivity

瑞慶覧 篤*; 千葉 豪; 大塚 直彦*; 石川 眞; 高野 秀機*

JAEA-Research 2008-091, 162 Pages, 2009/02

JAEA-Research-2008-091-01.pdf:5.8MB
JAEA-Research-2008-091-02.pdf:45.78MB

ドップラー反応度の不確かさを理論的に定式化し、共鳴パラメータの誤差に起因する共鳴遮蔽因子とその温度勾配の不確かさをNJOYの出力から評価した。JENDL-3.3に格納されている$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Puの感度解析を、JFS-3の70群構造で行った。感度係数の結果はドップラー反応度不確かさ評価に使用される。

論文

JENDL actinoid file 2008 and plan of covariance evaluation

岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦*; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪

Nuclear Data Sheets, 109(12), p.2885 - 2889, 2008/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:53.24(Physics, Nuclear)

JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC-2008)を2008年3月に公開した。ファイルにはAcからFmまでのアクチノイド核種に対する中性子誘起核反応データが含まれている。JENDL-3.3の62核種のデータを改訂するとともに、半減期1日以上の17核種を新たに追加した。高速エネルギー領域の断面積や2次中性子のエネルギー・角度分布の評価に、核反応モデルコードCCONEを広く使用した。JENDL/AC-2008の重要核種に対する核分裂断面積,捕獲断面積,核分裂中性子数の共分散を評価する予定である。評価手法及び結果また共分散評価計画について発表を行う。

論文

Toward the fourth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL-4)

柴田 恵一; 岩本 修; 市原 晃; 岩本 信之; 国枝 賢; 大塚 直彦*; 深堀 智生; 中川 庸雄; 片倉 純一

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

評価済核データは原子力技術開発において重要な役割を演じる。われわれは約30年前に日本の評価済核データライブラリーの第1版JENDL-1を公開したが、それ以後、利用者からのフィードバックや最新実験値を考慮してJENDLを数回改訂した。2002年に公開したJENDL-3.3は種々の分野で使われており、その信頼性は確認されている。新たに、革新的原子炉等での使用を考え、FPやMAデータの信頼度向上に重点を置いてJENDL-4の作成を進めている。そのため、核反応モデルコードを開発した。アクチノイドデータに関しては、JENDL Actinoid File 2008として公開した。JENDL-4は2009年度の完成を目指している。

論文

Development of JENDL actinoid file

岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦*; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC 2008)のためAcからFmのアクチニドに対する中性子誘起反応の核データを評価した。入手可能な測定データ及び新しく開発した理論モデルコードCCONEを用いて評価を行い、JENDL-3.3のほぼすべてのデータを更新した。JENDL/ACの予備的なバージョンを使用した核分裂炉に対する積分ベンチマークテストを行っている。JENDL/ACは2008年に公開予定である。

報告書

ERRORF; A Code to calculate covariance of self-shielding factor and its temperature gradient

大塚 直彦*; 瑞慶覧 篤*; 高野 秀機*; 千葉 豪; 石川 眞

JAEA-Data/Code 2008-012, 17 Pages, 2008/06

JAEA-Data-Code-2008-012.pdf:1.31MB

自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を計算するためのコードERRORFを開発した。このコードは幾つかのモジュールから構成されている。このコードにより、ENDF形式に格納された評価済み核データライブラリに基づいた自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を計算することができる。

35 件中 1件目~20件目を表示