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論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

論文

A New cross section adjustment method of removing systematic errors in fast reactors

竹田 敏一*; 横山 賢治; 杉野 和輝

Annals of Nuclear Energy, 109, p.698 - 704, 2017/11

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

核特性の測定と解析に係る系統誤差を推定すると共にそれらを取り除くことが可能な新しい断面積調整法を導出した。系統誤差を推定するために測定データと解析結果の比であるバイアス因子を適用する。バイアス因子の1からのずれは一般に系統誤差と統計誤差により引き起こされる。したがって、バイアス因子の1からのずれが測定と解析に係る誤差の合計の範囲内にあるかどうかを決めることにより、系統誤差を推定する。統計誤差は各々の信頼性のレベルにより決められるので、系統誤差も信頼性のレベルに依存する。高速臨界集合体及び高速炉実機により得られた589個の測定データを用いて、当手法により断面積調整を行った。当手法による調整結果と従来の調整手法を用いた結果との比較を行う。また、信頼性のレベルが調整後の断面積へ及ぼす影響についても議論する。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Development of a fast reactor for Minor Actinides (MAs) transmutation, 3; Evaluation of measurement data with MA transmutation

杉野 和輝; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09

Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.

論文

Effects of nuclear data library and ultra-fine group calculation for large size sodium-cooled fast reactor OECD benchmarks

久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09

本論文は、大型高速炉核特性に関するOECDベンチマーク問題に対して、核データライブラリの効果および超詳細群計算の効果を分析した結果をまとめたものである。臨界性について、JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は約0.4%、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は約-0.1%であった。感度解析の結果、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱、$$^{56}$$Fe非弾性散乱、$$^{238}$$Pu核分裂、$$^{240}$$Pu捕獲、$$^{240}$$Pu核分裂、$$^{238}$$U非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応よるものであった。ナトリウムボイド反応度については、JEFF-3.1およびENDF/B-VII.1は、JENDL-4.0に比べて約8%の過小評価であった。JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$$^{23}$$Na弾性散乱、$$^{23}$$Na非弾性散乱および$$^{239}$$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$$^{23}$$Na非弾性散乱反応によるものであった。超詳細群計算の効果は、ナトリウムボイド反応度を約2%大きくさせることが分かった。

論文

Evaluation of large 3600 MWth sodium-cooled fast reactor OECD neutronic benchmarks

Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。

論文

Comparison and sensitivity analysis of the core characteristics of a sodium-cooled fast breeder reactor with 750 MWe output evaluated by JENDL-4.0 and ADJ2000R

大釜 和也; 大木 繁夫; 杉野 和輝; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.558 - 567, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

新たな核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットを用い、高除染MOXおよび高MA含有燃料を装荷した750MWe出力のナトリウム冷却高速増殖炉の炉心特性を評価した。この炉心特性を、従来より高速炉炉心設計に使用しているADJ2000Rに基づき評価した炉心特性と比較し、両者による違いを分析した。両炉定数セットにおける重要な核種・反応の核データの違いに起因する炉心特性への影響につき、燃焼感度分析により分析した。JENDL-4.0を高速炉設計に適用することにより、ADJ2000Rによる評価結果よりも増殖比,燃焼反応度,制御反応度収支が改善することがわかった。これは、両炉定数セットのU-238およびPu-239の捕獲反応断面積の差のためであることがわかった。また、両炉定数セットにより評価したナトリウムボイド反応度の差は1%以下だった。感度分析の結果、ADJ2000Rに比較して、JENDL-4.0の評価結果では、ナトリウムの弾性散乱断面積、U-238の非弾性散乱断面積および$$mu$$-averageの差に起因するナトリウムボイド反応度増加への寄与が生じるが、この増加への寄与は、Pu-239の捕獲反応断面積、鉄の非弾性散乱断面積およびAm-241の捕獲反応断面積の差によるナトリウムボイド反応度減少への寄与により相殺されることがわかった。

論文

Design studies of a low sodium void reactivity core able to accommodate degraded TRU fuel

川島 克之; 杉野 和輝; 大木 繁夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 185(3), p.270 - 280, 2014/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

JSFRの設計では、ボイド反応度の設計目安値を6ドル程度としているが、JSFRが受け入れるTRU燃料組成の影響を考慮すると、レファレンス炉心とは別に、低ボイド反応度炉心の検討を進めておくことは意味があると考えられる。本検討では、ボイド反応度の低減を図る新しい炉心概念として、炉心上部にNaプレナムを分散配置した炉心(BUMPY炉心と称する)を提案した。BUMPY炉心の特徴は、上部にNaプレナムを設けた部分長燃料を炉心内に分散配置して、燃料集合体間で燃料長さに段差をつけたことである。部分長燃料を分散配置することで、段差部のNaプレナム領域に隣接する燃料領域の面積が大きくなり、ボイド時に、燃料領域からNaプレナム領域への中性子漏洩(上方向及び横方向)が促進される。これによりボイド反応度を低減するものである。JSFRにBUMPY炉心概念を適用した。部分長燃料の装荷割合と段差の調整により、ボイド反応度の設計目標値にフレキシブルに対応できる。ボイド反応度は、レファレンス炉心の5.3ドル(高速炉多重リサイクル組成TRU燃料)に対して、BUMPY炉心では2.5ドルと大幅に低減された。ドップラー係数はレファレンス炉心の値と大きく変わらない。

論文

Application of the cross section covariance data to fast reactor core design

杉野 和輝

JAEA-Conf 2013-002, p.53 - 58, 2013/10

種々の設計手法を用いた場合の核設計上の不確かさ評価法として、従来採用されてきた解析値と実験値との比較結果から見積もる方法を用いた場合と、核データ等にかかわる不確かさを積み上げることにより評価する方法を採用した場合の不確かさを比較検討し、断面積共分散データの検証の一助とする。

報告書

JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ40

奥村 啓介; 杉野 和輝; 小嶋 健介; 神 智之*; 岡本 力; 片倉 純一*

JAEA-Data/Code 2012-032, 148 Pages, 2013/03

JAEA-Data-Code-2012-032.pdf:6.99MB

JENDL-4.0を中核とする近年の評価済み核データに基づき、核反応断面積,核分裂収率,核異性体比,半減期を修正した、核種崩壊生成計算コードORIGEN2用の断面積ライブラリセット(ORLIBJ40)を作成した。作成した断面積ライブラリは、PWRとBWRの代表的なUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料用のライブラリ(24個)と種々の高速炉燃料用のライブラリ(36個)である。本ライブラリを使用した軽水炉使用済み燃料の照射後試験解析等により、従来のORIGEN2ライブラリに比べて、特に、Am及びCmの同位体といったマイナーアクチノイド、EuやSmの同位体等の断面積に大きな感度を有する核分裂生成核種、並びに$$^{79}$$Se等の長寿命核分裂生成核種のインベントリや放射能評価において、予測精度が向上することを確認した。

論文

Evaluation on calculation accuracy of the sodium void reactivity for low void effect fast reactor cores with experimental analyses

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

安全性をより重視した高速炉炉心概念における冷却材ボイド反応度の解析精度について、過去に実施された臨界実験の解析結果を通じて評価を行った。当炉心概念では、低Naボイド反応度とするために、非均質炉心概念の採用やNaプレナムによる置換等を検討している。それに関し、過去にZPPR臨界実験装置を用いて非均質炉心の臨界実験が行われた。また、BFS-2臨界実験装置を用いて、Naプレナム付炉心も対象とされた。日本の最新の解析手法を用いて、これら過去に実施されたNaボイド反応度の臨界実験の解析を行ったところ、次のことがわかった。(1)径方向非均質炉心の計算精度は改良の余地がある。軸非均質炉心は均質炉心に対して同等か若干劣る程度である。(2)Naプレナム付炉心のNaボイド反応度は、Naプレナム領域のボイド時において計算精度に改良の余地がある。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

論文

高速炉核設計における不確かさ評価

杉野 和輝

日本原子力学会第44回炉物理夏期セミナーテキスト, p.165 - 180, 2012/08

高速炉の開発において、炉心設計の核特性予測精度を高めることは、合理的で高性能な炉心を実現してプラントの経済性を向上させ、また、信頼性及び安全性の裕度をより一層確保するために、極めて重要な研究開発課題となっている。日本においては、高速炉は開発段階にあるために、過去の核設計においては、臨界実験装置を用いて行われた実規模工学モックアップ実験のデータをもとに外挿誤差を計上し、工学的判断等による大きな保守性を持たせた不確かさが適用されている。近年では、計算機の性能の向上や核データの充実により、核設計においても非常に精度の良い解析が可能となってきている。このような設計システムを高品位な積分実験データを用いてV&Vと不確かさ評価を行うことにより、将来的には安全審査にも対応できるような高い信頼性で核特性を予測することが可能になると期待できる。本報では、過去と将来の核設計について、不確かさ評価の観点から具体的に示し、今後のあるべき方向性の選定につなげていく。

報告書

核設計基本データベースの整備,14; JENDL-4.0に基づく高速炉核特性解析の総合評価

杉野 和輝; 石川 眞; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 長家 康展; 羽様 平; 千葉 豪*; 横山 賢治; 久語 輝彦

JAEA-Research 2012-013, 411 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-013.pdf:18.72MB
JAEA-Research-2012-013-appendix(CD-ROM).zip:75.82MB

最新知見に基づいた高速炉の核設計精度の評価を行うため、国内で最新の評価済核データファイルJENDL-4.0を用いて、高速炉の種々の核特性にかかわる実験及び試験の解析を行った。具体的には、臨界実験装置としてZPPR, FCA, ZEBRA, BFS, MASURCA, LANLの超小型炉心、実機プラントとしてSEFOR,「常陽」,「もんじゅ」で行われた炉物理実験/試験及び照射試験にかかわる合計643特性を対象とした。解析においては、基本的に標準的な高速炉の核特性解析手法を採用し、最確評価となるように詳細な計算を行った。また、得られた解析結果について、実験誤差、解析モデルにかかわる誤差、核データに起因する誤差の観点から検討を行い、炉心間あるいは核特性間の整合性を総合的に評価した。さらに、これらの評価結果を活用して、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で設計が進められている高速炉炉心の核特性予測精度の評価を行った。

報告書

JENDL-4.0を用いた核変換システムの解析

岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文; 杉野 和輝; 沼田 一幸*

JAEA-Research 2011-036, 64 Pages, 2012/01

JAEA-Research-2011-036.pdf:3.76MB

汎用評価済核データライブラリJENDLの最新版JENDL-4.0と旧版JENDL-3.3を用いて、核変換システムの積分核特性(臨界性,冷却材ボイド反応度,ドップラー反応度)及びそれらの解析値に対する核データ起因誤差の解析を実施した。解析は、鉛ビスマス冷却加速器駆動未臨界システム(ADS)とマイナーアクチノイド(MA)添加型ナトリウム冷却高速炉(FR)を対象とした。両者のライブラリによる解析値の相違は、ADSとFRの両方で見られ、特にADSの核特性値で相違が顕著であることがわかった。この原因を感度解析及び誤差解析を用いて調査した結果、ADS核特性値の差は、おもにPb同位体の非弾性散乱断面積及び$$^{241}$$Amの各核反応断面積に起因すること等がわかった。さらに、FRの冷却材ボイド反応度誤差の相違は、おもに$$^{23}$$Naの非弾性散乱断面積に関する共分散評価値の差に起因することが明らかになった。

報告書

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備; NSHEX, MINIHEX, MINISTRIコードの整備

杉野 和輝

JAEA-Data/Code 2011-018, 125 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-018.pdf:4.04MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用離散座標法(SN法)輸送計算コード、すなわち、ノード法に基づくNSHEXコード,六角メッシュ有限差分法に基づくMINIHEXコード,三角メッシュ有限差分法に基づくMINISTRIコードをそれぞれ整備した。NSHEXについては、精度向上のためのノード内多項式展開次数の拡張と収束性改善のための初期有限差分計算の導入を行った。MINIHEXについては、負の中性子束発生時の処理の見直しを行った。また、MINIHEXの基本アルゴリズムを変更することによりMINISTRIを新たに作成した。整備後のNSHEX, MINIHEX, MINISTRIの各計算コードを種々の高速炉炉心体系に適用した。その結果、計算精度の観点からは十分な性能を有することを確認した。しかしながら、各計算コードに共通した問題点として、適切な加速法の導入等により、計算時間の短縮や収束性の改善が必要であることがわかった。さらに、摂動計算等の後処理を行うための機能の整備が望まれる。そこで、計算コードを改善するうえでの今後の主要課題を整理した。

報告書

JENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数UFLIB.J40及びJFS-3-J4.0の作成

杉野 和輝; 神 智之*; 羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2011-017, 44 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-017.pdf:2.23MB

国内最新の評価済み核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットUFLIB.J40及びJFS-3-J4.0を作成した。UFLIB.J40については詳細群炉定数として70群,73群,175群,900群構造のものを作成するとともに超微細群炉定数も用意した。また、JENDL-4.0における核分裂収率データ付与核種の拡張に合わせて、ランプ化FP断面積の核種数を拡張した。

論文

JENDL-4.0 integral testing for fission systems

奥村 啓介; 杉野 和輝; 千葉 豪; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1135 - 1140, 2011/08

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

最新の日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0について、核分裂体系に対する積分テストを行った。本テストは幅広い積分データ(評価済み臨界安全ベンチマーク実験ハンドブックに収納されている臨界データ,プルトニウムの経年効果に関連したMOX燃料装荷臨界集合体の実験データ,さまざまな高速臨界集合体や常陽,もんじゅといった実機高速炉の臨界データ,加圧水型軽水炉である高浜3号炉及び常陽の照射後試験データ)を用いて実施した。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP-II及び最新の決定論的中性子輸送計算コードにより行った。また、JENDL-4.0に加えて、その他の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)についてもベンチマーク計算を行い、各ライブラリの性能の違いについて感度係数を用いて検討した。

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