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論文

FEMAXI-7 analysis for modeling benchmark for FeCrAl

山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行

IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07

FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UO$$_{2}$$システムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。

論文

Bonding study on trivalent europium complexes by combining M$"o$ssbauer isomer shifts with density functional calculations

金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*

Radioisotopes, 66(8), p.289 - 300, 2017/08

Eu錯体の配位結合におけるf電子の役割を理解することを目的として、相対論密度汎関数計算をEu(III)錯体に適用した。既報の$$^{151}$$Euメスバウアー異性体シフト実験値とEu原子核位置での電子密度計算値の線形性を比較することによって、B2PLYP理論がメスバウアー異性体シフトを最もよく再現することが分かった。また、分子軌道に基づく電子密度の解析によって、d及びf電子が配位結合に大きく関与していることを明らかにした。

論文

日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,2; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク

須山 賢也

核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06

経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。

報告書

JENDL開発のための軽水炉ベンチマークに関するデータ集の整備; 公開データベースICSBEP及びIRPhEPにおける実効増倍率データの活用

JENDL委員会リアクタ積分テストWG

JAEA-Data/Code 2017-006, 152 Pages, 2017/05

JAEA-Data-Code-2017-006.pdf:13.46MB
JAEA-Data-Code-2017-006-appendix1(CD-ROM).zip:115.88MB
JAEA-Data-Code-2017-006-appendix2(CD-ROM).zip:110.88MB

次期JENDLの軽水炉臨界性に対する性能を評価・検証するために、公開データベースであるOECD/NEAのICSBEPハンドブック及びIRPhEPハンドブックを活用して、ベンチマークデータ集を整備した。本データ集の特徴は以下の通りである。(1)公開データベースのドキュメント及びその関連情報について、技術的に妥当な評価がなされているかレビューし、JENDL-4.0による解析結果も勘案しながら、次期JENDL開発のための推奨ベンチマークデータセットを選定した。(2)MOX燃料を用いた臨界データについて、燃料中のPuO$$_{2}$$粒子による非均質反応度を可能な限り忠実に計算するため、モンテカルロコードを用いた有限燃料ピンバンドルモデルを新たに開発し、これを用いて、今回検討対象とした全MOX実験を横並びで評価した。(3)核データにおけるライブラリ間の差異が中性子実効増倍率に与える影響を分析するツールとして一次元燃料ピンセルモデルに基づく感度解析手法を導入し、現時点で最新である世界の3大ライブラリを用いて、その具体的な適用例を与えた。

報告書

ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト

桑垣 一紀*; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB

これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。

論文

Benchmark analysis of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental validation of fluid-structure thermal interaction code for sodium-cooled fast reactor

田中 正暁; 長澤 一嘉*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6650 - 6663, 2015/08

流体-構造熱連成解析コードMUGTHESの基本検証として、平行3噴流体系のWJECO試験およびPLAJEST試験を対象としたベンチマーク解析を実施した。解析結果と実験結果との比較により、3噴流の混合により発生する熱流体混合過程および大スケールの渦構造について明らかにし、また、温度変動発生メカニズムと大スケール渦との関係について明らかにした。また、流体から構造への熱伝達の減衰過程について知見を得た。

論文

Analysis of a BWR turbine trip experiment by entire plant simulation with spatial kinetics

朝日 義郎; 鈴土 知明; 石川 信行; 中塚 亨

Nuclear Science and Engineering, 152(2), p.219 - 235, 2006/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

BWRタービントリップの実験をTHYDE-NEUコードを用いて解析した。プラントは(コンデンサを含む)閉ループとして扱った(このような解析例は著者は他には知らない)。このためには湿分分離器モデルとジャンクションでの流路面積変化による可逆圧変化を考慮に入れることが必要である。反応度概念を用いない3次元動特性モデルを使用した。THYDE-NEUはこの体系の熱水力結合の零過渡解析ができることを確認した。本実験での3次元動特性に影響を与える諸因子の中にはバイパス弁開度の時間変化,気液非平衡モデル,断面積のテーブル内挿で使う冷却材密度の表現法がある。これらを調整すれば炉平均LPRM値が0.63sでスクラム信号発生の設定値に達するという実験条件を満足させることができることがわかった。他の計算結果も実験結果とよく一致した。

論文

Analyses of streamed neutron spectra at TIARA using DUCT-III

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 林 克己*; 秦 和夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.46 - 49, 2004/03

DUCT-IIIは、ダクト内の散乱線束の空間-エネルギー分布を表す秦の式に基づくもので、大強度陽子加速器施設(JPARC)の遮へい設計のために開発された高エネルギー中性子ストリーミング簡易計算コードである。本コードの精度検証の一貫として、DUCT-III を2回屈曲を持つTIARA迷路におけるストリーミング中性子スペクトル測定の解析に適用した。DUCT-IIIは測定された中性子スペクトル及びモンテカルロ計算を十分によい精度で再現し、線量評価には十分に適用可能であることを確認できた。ただし、DUCT-III,モンテカルロ計算ともに、熱中性子に関してはファクタ2, 3で測定値を過大評価した。

論文

シグマ委員会の2001, 2002年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03

2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。

論文

Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.76(Nuclear Science & Technology)

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10$$^6$$秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10$$^6$$秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

論文

モンテカルロ法による原子炉線量評価の現状

桜井 淳

日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.368 - 374, 2003/09

この論文は、JMTR,常陽,PWR及びBWRのモンテカルロ法による原子炉線量評価の典型的な問題を引用し、モンテカルロ法の有用性と効果性を論じている。JMTRのような照射専用炉では、ユーザーに提供する中性子にかかわる照射データは、モンテカルロ計算で対応できるレベルに対しており、実測はモンテカルロ法の精度確認のためのベンチマーク実験問題の作成のためのものに制限する必要がある。

論文

Validating JENDL-3.3 for water-reflected low-enriched uranium solution systems using STACY ICSBEP benchmark models

山本 俊弘; 三好 慶典; 清住 武秀*

Nuclear Science and Engineering, 145(1), p.132 - 144, 2003/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのハンドブックのSTACYのベンチマークデータが低濃縮溶液ウランの臨界解析手法の検証データとして有用である。JENDL-3.2ではSTACYの水反射体付体系に対しては実効増倍率を約0.7%過大評価していた。これらの過大評価を考慮したJENDL-3.3への改訂にあたっては、U-235の核分裂スペクトル,核分裂断面積,N-14の(n,p)反応断面積などが修正され、実効増倍率の計算値が大きく改善された。JENDL-3.2またはENDF/B-VI.5に対するJENDL-3.3の変化の寄与を摂動計算により調べた。また、Fe-56のMeV領域の弾性散乱断面積が大きかったこともJENDL-3.2の過大評価の原因の一つである。JENDL-3.3ではこの断面積が見直され実効増倍率に0.2%ほど寄与する。JENDL-3.3でも実効増倍率の濃度依存性は依然として見られる。また、JENDL-3.3によるSTACYに対する過大評価は大きい場合で0.6%ほどある。

報告書

高エネルギー中性子ストリーミング計算コードDUCT-IIIの検証

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*; 平山 英夫*; 秦 和夫*

JAERI-Tech 2003-018, 42 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-018.pdf:1.7MB

高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計では、膨大でかつ複雑多岐にわたる条件のストリーミング計算が必要である。それら全てを詳細計算に頼ることは困難であり、簡易計算法がしばしば用いられる。高エネルギー中性子を対象として開発された簡易ストリーミング計算コードDUCT-IIIの精度評価を目的として、2種類のストリーミングベンチマーク計算を実施した。実験値及びモンテカルロコードによる詳細計算結果との比較検討の結果、本コードが大強度陽子加速器施設のストリーミング計算に十分適用可能な計算精度を有することを実証した。

論文

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

論文

Analyses of high energy neutron streaming experiments using DUCT-III

増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄; 中野 秀生*; 田山 隆一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1268 - 1271, 2002/08

NMTC/JAERI97とJENDL-3.2ベースのライブラリを用いた。MCNP4Aによる計算で整備された高エネルギー中性子アルベドを追加して、ストリーミング簡易計算コードDUCT-IIIが作成された。このコードを高エネルギー中性子ストリーミング実験の解析に適用した。本コードは非しきい反応の反応率の測定値とモンテカルロ計算を十分に再現することができた。しかしながら、しきい反応の反応率に対する再現性は不十分であった。

論文

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.96(Nuclear Science & Technology)

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%$$Delta$$kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

論文

Nuclide composition benchmark data set for verifying burnup codes on spent light water reactor fuels

中原 嘉則; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 永石 隆二; 黒沢 節身; 河野 信昭; 大貫 守; 望月 弘樹*

Nuclear Technology, 137(2), p.1 - 16, 2002/02

使用済軽水炉燃料に関する燃焼計算の精度検証に必要な核種組成ベンチマークデータセットを確立した。3本のPWR使用済燃料棒及び2本のBWR使用済燃料棒から切断採取したそれぞれ16試料(PWR)及び18試料(BWR)について、放射化学的分析により、U,Pu,Np,Am,Cmのアクチノイド及びNd,Sm及び$$gamma$$線放出下p核種の組成及び量の精密測定を行った。試料の燃焼度範囲は、4~50GWd/t,$$^{235}$$U初期濃縮度は2.6~4.1%の範囲にある。試料の燃焼度は、分析結果をもとに$$^{148}$$Nd法により求めた。本報告は、分析結果及び関連する照射条件データをとりまとめたものである。

論文

MPI-2用ベンチマークプログラムライブラリMBL2の構築と評価

上原 均; 津田 義典*; 横川 三津夫

情報処理学会研究報告2001-HPC-87, 2001(77), p.67 - 72, 2001/07

代表的なメッセージ通信APIであるMPIには、基本仕様としてのMPI-1と、拡張仕様としてのMPI-2がある。MPI-1で定義される関数のベンチマークは幾つか提案されているものの、MPI-2で定義される関数のベンチマークプログラムは少なく、その計測項目も限られている。そこでわれわれはMPI-2の、特に並列I/O(MPI-I/O)と片側通信(RMA)の性能を詳細に測定する MPI Benchmark program Library for MPI-2(MBL2)を構築した。本稿ではMBL2概要と幾つかの計算機のMPI-2性能データを報告する。

論文

MPI-2用ベンチマークプログラムライブラリMBL2の開発

上原 均; 津田 義典*; 横川 三津夫

並列処理シンポジウム(JSPP2001)論文集, 2001(6), p.91 - 92, 2001/06

代表的なメッセージ通信APIであるMPIには、基本仕様のMPI-1と拡張仕様のMPI-2がある。MPI-1向けのベンチマークは幾つか提案されているが、MPI-2向けのベンチマークは少なく計測項目も限られている。そこでMPI-2(特に並列I/O(MPI-I/O)と片側通信(RMA))のベンチマーク(MBL2: MPI Benchmark program Library for MPI-2)の構築を試みた。

論文

モンテカルロ計算による核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析の経緯

桜井 淳; 植木 紘太郎*

日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04

モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。

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