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Michel-Sendis, F.*; Gauld, I.*; Martinez, J. S.*; Alejano, C.*; Bossant, M.*; Boulanger, D.*; Cabellos, O.*; Chrapciak, V.*; Conde, J.*; Fast, I.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 110, p.779 - 788, 2017/12
被引用回数：65 パーセンタイル：99.16(Nuclear Science & Technology)SFCOMPO-2.0 is the new release of the NEA database of experimentally measured assays, i.e. isotopic concentrations from destructive radiochemical analyses of spent nuclear fuel samples, complemented with design information of the fuel assembly and fuel rod from which each sample was taken, as well as with relevant information on operating conditions and characteristics of the host reactors, which are necessary for the modelling and simulation of the isotopic evolution of the fuel during irradiation. SFCOMPO-2.0 has been developed and is maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA) under the guidance of the Expert Group on Assay Data of Spent Nuclear Fuel (EGADSNF) of the NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS). In this paper, the new database is described. Applications of SFCOMPO-2.0 for computer code validation, integral nuclear data benchmarking, and uncertainty analysis in nuclear waste package analysis are briefly illustrated.
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
山本 敏久*; 森 貴正
日本原子力学会誌, 48(8), p.579 - 585, 2006/08
日本原子力学会計算科学技術部会企画の連載講座「計算科学手法と原子力分野における応用」第5回離散系のシミュレーション(その1)として、モンテカルロ法に基づく中性子輸送計算シミュレーション手法の概要と、最近の話題を取りまとめた。
山本 敏久
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(8), p.804 - 812, 1995/08
炉心核特性詳細解析コードTRITACは、3次元Sn法の解法として有効な拡散合成法を用いている。しかし、計算体系中に、中性子散乱比が1に近い希薄な領域が含まれる場合には、熱中性子束の収束が悪化し計算時間の増大が見られる場合があった。今回拡散合成法の解法に「正負項分離」を新たに適用することによって、解の安定性及び加速効率を大幅に改善することが出来た。典型的な高速炉体系での計算時間は、従来法によるSnコードの約1/10に短縮し、大型高速炉の核特性計算が短時間かつ高精度で行えるようになった。
山本 敏久
PNC TN9410 95-069, 65 Pages, 1995/04
大型高速炉の核特性計算を短時間かつ高精度で行なうことができる計算コードとして、これまでTRITACコードを開発してきた。TRITACコードは、3次元デカルト座標系の中性子輪送方程式(ボルツマン方程式)を離散座標法(Sn法)を用いて解くコードであるが、計算時間を実用的な規模に抑えるためには、数値計算の分野で加速法と呼ばれる手法を道用することが不可欠である。一方、3次元Sn計算の加速法として非常に有効な方法のひとつに拡散布合成法があり、これまでTRITACコードの解法に使用されてきた。しかし、計算体系に中性子散乱比が1に近く、さらに密度が希薄な物質が存在すると、低エネルギーの中性子束の収束が悪化し、計算時間の増大等の問題を生じる場合があった。今回、拡散合成法の解法に「正負項分離」を新たに適用することによって、解の安定性および加速効率を大幅に改善することができた。典型的な高速炉体系での計算時間は、ベクトルプロセッサーを使用しない場合で、同規模の拡散計算の4倍程度となり、従来法によるSnコードの約1/10の計算時間を実現した。
大木 繁夫; 山本 敏久
PNC TN9410 95-001, 54 Pages, 1994/12
WPPR(プルトニウムリサイクルの物理に関するワーキングパーティー)は1992年11月、OECD/NEAのNuclear Science Committeeの中に設けられた。参加国はフランス、イギリス、ドイツ、ロシア、カナダ、アメリカ、日本など先進10ヶ国以上に及んでいる。WPPRの目的はプルトニウムリサイクルの技術に関するいくつかの物理的課題を明らかにすることにある。活動の一環として、プルトニウム利用の異なるシナリオを評価するために、様々なタイプの原子炉(MOX燃料高速炉、金属燃料高速炉、PWR、新型転換炉)についての国際ベンチマークがおこなわれている。本報告書は我々の参加した金属燃料高速炉ベンチマークの計算結果をまとめたものである。それぞれの結果はベンチマーク提案書(NEA/NSC/DOC(93)24)に示された順序にしたがって、表形式にまとめてある。
山本 敏久; 仁科 浩二郎*; 立松 篤*; 三田 敏男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(11), p.1019 - 1028, 1991/00
多次元問題において、中性子検出反応のエネルギー依存性と空間高調波の影響を考慮した、ノイズ・コヒーレンス関数の解析表式を、モード法に基づいて導出した。この理論式に基づいて、JUPITER実験で実施された大型臨界集合体ZPPR-9およびBCのノイズ実験の解析を実施した。解析結果は測定値と良く一致し、理論および解析モデルの妥当性が確認された。また、特定の位置に検出器対を配置した場合、得られるコヒーレンスは基本モードと1次モードのみで記述できることがわかった。
白方 敬章; 山本 敏久
動燃技報, (67), p.76 - 78, 1988/09
高速炉実機の制御棒集合体は従来のセル計算法による均質化では制御棒反応度を3
4%過大評価してしまう。反応率保存の均質化手法を採用することにより、この問題を解消することができた。
川畑 博信*; 新浜 耕栄*; 中鋏 義夫*; 山本 敏久*; 坂東 勝*; 竹田 敏一*
PNC TJ299 84-07, 76 Pages, 1984/03
高速炉炉心計算用の三次元輸送計算コードを作成した。本コードはfine-mesh-rebalancing法及びsystem rebalancing法を用いて解の収束を図っている。この加速法の適用性を調べるための三次元テスト計算を行った。その結果、両rebalancingを適当に組み合せて用いると実効増倍率、中性子角分布が早く収束する事が示された。加速法として最近注目をあびている拡散合成法の三次元体系への適用性を調べるための第一段階として、この手法を二次元体系へ拡張した。テスト計算ではTWOTRAN-2にくらべ1/10以下の計算時間で収束する事が示された。
池上 哲雄; 山本 敏久; 大木 繁夫
NEA/NSCのプルトニウムの物理に関するWorking Party, ,
OECD/NEA/NSCの中に設けられた"プルトニウムの物理に関するワーキングパーティ"で実施することになったベンチマーク計算の結果をまとめた。このベンチマーク計算はMOX燃料を用い、Pu富化度を上げることにより増殖比約0.5のPu燃焼炉心にした600MWeの高速炉炉心において、臨界性、Naボイド反応度ドップラー反応度、燃焼反応度、燃焼による重金属重量変化、崩壊熱、使用済燃料の中性子発生数、放射性毒性等を計算するもので、ここでは動燃の標準的な核計算手法を用いた。
山本 敏久
NEA/NSCのプルトニウムの物理に関するWorking Party, ,
OECD/NEA/NSCの中に設けられた"プルトニウムの物理に関するワーキングパーティ"で実施することになったベンチマーク計算の結果をまとめた。このベンチマークは、Pu-U-Zrの金属燃料を使用した炉心を基本に、ブランケット配置の変更により転換率を0.5、0.75、1.0の3段階に変化させ、各々のプルトニウム燃焼特性の評価を行うものとした。また、燃焼ステップや炉定数の燃焼による変化等、計4項目について、自主的に検討した結果をAppendexの形で添付した。
