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論文

JENDL-3.3: A New version of JENDL general purpose library

柴田 恵一

Transactions of the American Nuclear Society, 84, P. 41, 2001/06

JENDL汎用ライブラリーの最新版JENDL-3.3を編集している。このライブラリーは原研シグマ研究委員会の協力の下に、JENDL-3.2で指摘された問題点を解消するために作られている。数10keV以上の主要U及びPu核種の核分裂断面積は同時評価により決定された。重要なU-235の共鳴パラメータはNEANSC評価国際協力ワーキングパーティの推奨値を使用した。U-235及びPu-239の核分裂中性子スペクトルは多チャンネル核分裂理論を用いて計算され、その結果、U-235の熱中性子によるスペクトルはJENDL-3.2に比べ堅くなることがわかった。中重核では、V,Cr,Fe,Co,W等の共鳴パラメータを改訂した。Er及びHg同位体データは新たにライブラリーに収納された。閾反応断面積は統計模型計算により再評価された。主要中重核核種の中性子スペクトルは放出角度に依存した2重微分型のデータを作成した。評価された核データはベンチマークテストによりその信頼度が検証された。熱中性子炉及び高速炉体系の臨界実験の解析から、JENDL-3.3のU-233,235データはJENDL-3.2より測定値を良く再現することがわかった。また、遮蔽積分実験では、14MeV中性子による鉄の$$gamma$$線核発熱の測定値はJENDL-3.3による計算結果と良く一致した。

論文

Sensitivity analysis of failure probability on PTS benchmark problems of pressure vessel using a probabilistic fracture mechanics analysis code

Y.Li*; 加藤 大輔*; 柴田 勝之

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

確率論的破壊力学(PFM)は、重要な機器の信頼性や寿命管理の合理的な評価法として近年適用されつつあるが、解析精度及び信頼性向上の観点から新規の破壊力学モデルや評価手法の導入も必要とされている。この観点から原研では、弾塑性破壊解析モデルや半楕円亀裂の進展解析法に特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、モンテカルロ法により変動荷重のもとでの圧力容器の条件付き亀裂進展・破壊確率を求めることができる。本報では、本コードを用いて行った圧力容器破壊確率のPTSベンチマーク問題に対する各種パラメータの感度解析結果を報告する。感度解析は、初期亀裂分布、初期アスペクト比、クラッドの効果、半楕円亀裂の進展判定法等について行った。この結果、半楕円亀裂について、良好な損傷確率を得るためには、表面方向と深さ方向独立に亀裂進展判定する方法を採用することが必要であること、内面クラッドは損傷確率を若干上昇させる効果を有するなどのことを明らかにした。

報告書

Experimental data on polyethylene shield transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43- and 68-MeV protons via $$^{7}$$Li(p,n) reaction

中尾 徳晶*; 中島 宏; 中尾 誠*; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 田中 進; 田中 俊一; 中村 尚司*

JAERI-Data/Code 98-013, 46 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-013.pdf:2.14MB

原研高崎研の90MV-AVFサイクロトロンに設置された、ビーム状準単色中性子発生装置において、43及び68MeV陽子の$$^{7}$$Li(p,n)反応により生じる中性子を用いて、厚さ183cmまでのポリエチレン遮蔽体を透過する中性子の測定を行った。中性子のエネルギースペクトルを、BC501Aシンチレーション検出器及びボナーボール検出器を用いて、中性子反応率分布を、核分裂計数管及び固体飛跡検出器を用いてそれぞれ測定した。また、中性子レムカウンターを用いて、中性子線量当量を測定した。本報告書は、ベンチマーク計算に供するために、これら実験データを数値によって公開したものである。

論文

International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working Group

M.C.Brady*; 奥野 浩; M.D.DeHart*; A.Nouri*; E.Sartori*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.624 - 630, 1998/00

国際ベンチマーク計算グループにより6年間にわたり実施された臨界安全解析での燃焼度クレジット評価に関する計算法の比較結果及び結論をまとめた。12カ国から約20人が、ほとんどの問題に計算結果を提供した。加圧水型原子炉燃料に対する4つの詳細なベンチマーク問題が完了し、その結果をここに要約した。沸騰水型原子炉燃料についての計算結果もほぼ終了し、その燃焼度クレジットについての議論、混合酸化物燃料を含む追加のベンチマーク計算についての活動計画やその他の活動についても発表する。

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