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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

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

Development of efficient general purpose Monte Carlo codes used in nuclear engineering

中川 正幸

Proc. of IFIP Working Conf. on the Quality of Numerical Software, 0, p.349 - 360, 1996/00

国際情報処理連盟主催の「実用ソフトウェアの品質」に関する会議で上記発表をした。内容としては、我々が開発したベクトル化モンテカルロコードについて、ソフトウェアの品質として重要な因子となる効率について新しいアルゴリズムとベクトル化手法について述べる。同時に並列化による高速化手法を紹介し従来法よりいずれも10倍以上の高速化を達成した例を示す。又品質に関する他の側面として、入力データの扱い易さを示す例として多重格子形状を開発した点を述べ、精度、信頼性評価のためのベンチマーク計算例を示す。汎用コードとして重要な因子である移植性を良くするための(様々な計算機環境に対応するための)我々が行った手法を示す。

報告書

SCALE-4.2のSunOS4 EWSへのインストールと検証

白井 更知; 須藤 俊幸

PNC-TN8460 95-001, 92 Pages, 1995/09

PNC-TN8460-95-001.pdf:2.49MB

米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全・しゃへい解析及び熱解析を行う計算コードシステムであるSCALE-4.2コードの、sunEWSへのインストール作業及びインストールしたコードの検証作業を行った。SCALE-4.2の開発ベースはIBMEWSであるため、sunEWS機種へのインストールは、OS、FORTRAN、Cコンパイラ等のバージョンやシステム環境の違いにより、ソースコードの修正が必要となった。インストール作業については、特にこの修正点について詳説し、パッケージ解凍方法から、サンプル問題の実行までをまとめた。インストールしたSCALE-4.2の検証作業については、実行したサンプル問題の出力結果とパッケージ添付のIBMEWS機種での出力結果の比較、並びに、臨界ベンチマーク計算により行った。なお、本資料はインストールしたSCALE-4.2コードシステムの品質保証及び今後のバージョンアップ、修正・改造等の保守管理作業、検証作業の必要情報として取りまとめたものである。

論文

Microscopic cross section calculations with NUCLEUS and HETC-3STEP

高田 弘; 中原 康明; 西田 雄彦; 石橋 健二*; 義澤 宣明*

Proc. of NEA/NSC Specialists Meeting on Intermediate Energy Nuclear Data:Models and Codes, 0, p.121 - 136, 1994/00

核内カスケード蒸発モデルに基づく核破砕反応計算コードNUCLEUSとこれに前平衡過程を加えたHETC-3STEPを用いて25~1500MeVの中間エネルギー領域における(p,xn)及び(p,xp)反応の二重微分断面積に関するベンチマーク計算を行った。256MeV以上では、両コード間にパラメータの違いによる蒸発成分の差が見られるものの、両コードとも実験と良い一致を示した。エネルギーが下がるにつれてNUCLEUSは後方への粒子放出を1桁以上過小評価したが、HETC-3STEPはこの過小評価を改善し、実験と良く一致した。この結果、前平衡過程の導入は、低いエネルギー領域での核内カスケード蒸発モデルの計算精度を向上させることがわかった。但し、クラスター粒子の前方ピーク成分については、HETC-3STEPでも実験結果を全く再現できなかったので、更にモデルを改良する必要がある。また、核種生成断面積については現状で、計算は実験と2倍内の差で一致することがわかった。

報告書

Japanese contributions to ITER shielding neutronics design

真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰; 中村 知夫; 森 清治*; 川崎 弘光*

JAERI-M 91-046, 163 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-046.pdf:3.86MB

本レポートは、1990年に開催されたITERの冬期及び夏期専門家会議に提出された遮蔽設計レポートに基づき、超電導マグネットに対する遮蔽と生体遮蔽について加筆してまとめたものである。このレポートでは、インボードのベンチマーク計算、インボードのバルク遮蔽計算、インボード遮蔽体内の非均質効果、ギャップストリーミング解析について超電導マグネットの遮蔽特性に関して議論している。また、中性粒子入射用ダクトのストリーミング計算に関して輸送計算とモンテカルロ計算を比較し、ダクトとの関連でクライオスタット周辺の生体遮蔽を議論している。更に、メンテナンス時に放射化された1モデュールを炉室天井から吊り下げた状態における炉室内の線量率分布、敷地境界の線量率分布を検討している。その結果、ITERの遮蔽特性が評価され、遮蔽設計上の問題点及び解決すべき方向が示された。

報告書

高転換軽水炉の核特性解析法の研究

秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄

JAERI-M 90-109, 49 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-109.pdf:1.4MB

高転換軽水炉の概念成立性の検討に必要とされる精度を持った核計算手法を確立するために、高転換軽水炉の核特性解析法の研究を行なった。ここでは特に、共鳴エネルギー領域の取り扱いと減速材ボイド反応度特性の評価、および燃焼特性の把握に重点が置かれた。また、実験解析やベンチマーク計算により、計算手法とデータの信頼性も評価した。これらの結果は原研の熱中性子炉設計解析コードシステムSRACに反映され、精度の高い核計算コードとして改良された。

論文

Development of a kinetics code, AGNES, for the evaluation of criticality accidents in solution fuel systems

中島 健; 柳澤 宏司

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.427 - 430, 1987/00

溶液燃料を取扱う核燃料施設における臨界事故の物理的特性を明らかにする目的で、臨界事故解析コードAGNESを開発した。溶液燃料体系の臨界事故時の過渡的挙動は、水の放射線分解によって生成する水素ガスボイドの挙動に支配される。AGNESコードでは、この放射線分解ガスボイドによって生じる圧力パルス及びフィードバック反応度をそれぞれ圧力モデル、エネルギーモデルで計算し、圧力、出力等の過渡的挙動を再現する。ここでエネルギーモデルについては従来のモデルに改良を加え、バースト時の第1出力パルス以降の後続出力パルスまで再現可能となった。 AGNESコードのベンチマーク計算はKEWB(米国)、CRAC(仏国)実験に対して行い、両実験結果を良く再現できることが解った。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,6; 各種形状下のプルトニウムの臨界

野村 靖; 内藤 俶孝; 山川 康泰*

JAERI-M 9201, 51 Pages, 1980/11

JAERI-M-9201.pdf:2.78MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、各種形状下におけるプルトニウム燃料に関する実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$水溶液、Pu純金属あるいはPuO$$_{2}$$-ポリスチレン-コンパクトが、球、円筒あるいは直方体形状で存在するときの臨界データ33ケースについて実効増倍率を計算すると、この値は0.955から1.045までの範囲に巾広く分布する。これはとり扱った実験体系のプルトニウムの形態、同位体組成、H/Pu比などが多種多様であるからである。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,9; UO$$_{2}$$燃料棒格子配列の3連クラスター

野村 靖; 片倉 純一; 下桶 敬則; 鈴木 雅之*

JAERI-M 9168, 34 Pages, 1980/11

JAERI-M-9168.pdf:2.21MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のUO$$_{2}$$燃料棒格子配列の3連クラスターの体系の臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施した結果を報告する。実験体系には、3連クラスターばかりでなく1連クラスターを扱ったものもある。また中性子吸収板の付いたクラスターばかりでなく、これの付かないものもある。データの数は全部で48ケースとなり、これらについて実効増倍係数を計算すると、平均値0.9902の周りに標準偏差0.0028で正規分布をなし、実験体系のパラメータ変化に対する傾向は認められなかった。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,10; 軽水型原子炉臨界集合体による臨界実験

小室 雄一; 野村 靖; 内藤 俶孝; 鶴田 新一郎; 片倉 純一

JAERI-M 9147, 46 Pages, 1980/11

JAERI-M-9147.pdf:2.08MB

原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムのうち、モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリーMGCLとの組合せによる部分の臨界計算精度検証のために、一連のベンチマーク計算作業が実施された。本報告書では、原研の軽水臨界集合体(TCA)に関する実験データを用いて実施されたベンチマーク計算の結果を記す。UO$$_{2}$$あるいはUO$$_{2}$$+PuO$$_{2}$$燃料棒の軽水減速正方格子体系の実験125ケースについての解析結果は、実効増倍率の平均値が0.095、標準偏差が0.004の分布をなすことがわかった。とくに中性子吸収板つきの炉心体系の実験データ26ケースの計算結果は、実効増倍率が0.098$$pm$$0.003の範囲に入り非常に精度よく計算された。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,5; 硝酸ウラニル水溶液のシリンダ群又はタンク

野村 靖; 倉重 哲雄*; 片倉 純一

JAERI-M 9108, 53 Pages, 1980/10

JAERI-M-9108.pdf:1.47MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、硝酸ウラン水溶液のシリンダ群又はタンクに関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。プレクシグラスあるいはコンクリート製反射体のついた最大4$$times$$4配列シリンダ群の実験31ケース、および反射体つきあるいは裸の単一タンクの実験45ケースについての結果は、全76ケースの実効増倍率keffの平均値が0.959、標準偏差が$$pm$$1.0%の分布をなす。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,2; PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$-ポリスチレンのコンパクトのブロック積み

小室 雄一; 野村 靖; 川上 数雄*

JAERI-M 9105, 26 Pages, 1980/09

JAERI-M-9105.pdf:0.73MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリMGCLとの組合せにより、ステンレス・スチール、ボラールなどの中性子吸収板を間に挟んだPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$-ポリスチレン・コンパクト燃料のブロック積みに関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された解析作業の一環として実施されたものである。全部で51ケースある実験データについて計算した結果は実効増倍率の平均値が1.020で標準偏差が$$pm$$0.6%の分布となった。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,8; 弗化ウラニル水溶液の配管交差配位

野村 靖; 城 克彦*

JAERI-M 9085, 32 Pages, 1980/09

JAERI-M-9085.pdf:0.86MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、弗化ウラニル水溶液の配管交差配位に関する実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。30$$^{circ}$$枝管つき垂直管あるいは十字管が軽水タンク内に配位した体系で、KENO-IVの一般形状入力によ少計算した結果、全45ケースの実効増倍率は、平均値が0.973で標準偏差が$$pm$$0.6%の範囲に分布した。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,7; プルトニウム富化燃料棒の三角格子配列

野村 靖; 下桶 敬則; 山川 康泰*

JAERI-M 9079, 45 Pages, 1980/09

JAERI-M-9079.pdf:1.48MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のプルトニウム富化燃料棒の三角格子配列に関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、KENO-IVコードとMGCLライブラリーとの組合せによる多種多様な臨界安全実験データを用いた広範囲なベンチマーク計算プロジェクトの一環として実施されたものである。Al-Pu合金あるいはUO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$混合酸化物の燃料棒を用いた軽水減速三角格子配列に関する実験データは全部で28ケースある。このうち格子ピッチが1.9cmより大きい体系あるいは軽水中にボロンが含まれていないか含まれていてもその量が僅かである体系は22ケースあり、実効増倍率keff計算値は平均値が0.991で標準偏差が$$pm$$1.4%となった。残りのケースのkeff計算値は1.0からの偏差が大きく、これからの検討課題である。

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