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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。

報告書

MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MB
JAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Feasibility of local fast ion distribution function measurement on JT-60U by means of neutral heating beams

Mironov, M. I.*; Khudoleev, A. V.*; 草間 義紀

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

JT-60では、イオンサイクロトロン波を用いた少数イオン加熱によってMeV領域まで加速されたイオンは、水素様の軽元素不純物イオンとの荷電交換によって中性化され、プラズマを飛び出して中性粒子分析器で検出される。中性粒子ビーム(NB)との荷電交換で生成される水素様の不純物イオンは、トロイダル方向に動き、分析器の視線を横切る。そのため、NBが分析器の視線を横切らなくても、NBは分析器信号を増大させる。不純物イオンは、トロイダル方向及びポロイダル方向に動くため、分析器の視線に対する各々のビームの寄与を注意深く取り扱うモデルを開発してきた。JT-60では、NBは多様なトロイダル位置から異なった角度でプラズマに入射される。この論文では、各々のNBからの分析器信号への寄与を評価することにより、異なる半径から放出される中性粒子を区別でき、その結果、局所的なエネルギー分布を測定できることを示す。NBによって生成される水素様不純物イオンの空間分布を計算するため、トカマクの配位やNB入射を正確に取り入れ、ビームのプラズマ中での減衰,不純物イオンのトカマク磁場中での運動,プラズマイオンや中性粒子との衝突を取り扱うことができるモンテカルロコードを開発した。

論文

Fluence to effective dose conversion coefficients for electrons from 1MeV to 100GeV

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

KEK Proceedings 2000-20, p.40 - 47, 2000/12

MIRD型数学人体模型と、電磁カスケード・モンテカルロコードEGS4を用いて、1MeVから100GeVまでの電子に対する、臓器線量及び実効線量換算係数を計算した。照射条件は前方、後方、側方、回転及び等方とし、入射電子の単位フルエンスあたりの臓器線量と実効線量を計算して、ほかのデータと比較、検討を行った。今回評価した光核反応の線量への影響を考慮に入れた、電子の換算係数に関する一連の研究のまとめを報告する。

報告書

低減速スペクトル炉心の研究; 平成10~11年度(共同研究)

将来型炉研究グループ; 炉物理研究グループ; 熱流体研究グループ

JAERI-Research 2000-035, 316 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-035.pdf:19.81MB

原研と原電は、低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に、平成10年度より共同研究「低減速スペクトル炉心の研究」を開始、平成11年度に第1フェーズの研究を終了した。炉心概念の検討では、高転換比、長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として、BMW型炉心3炉心、PWR型2炉心の概念を構築した。核計算手法の研究では、モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発、及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った。熱水力設計手法の研究では、炉心の熱工学的成立性を評価した。また、臨界実験の予備調査として、燃料棒本数、プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに、実験施設の改造方法を検討した。

報告書

次世代炉定数の整備

金子 邦男*

JNC-TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB

本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。

報告書

VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度

野尻 直喜; 山下 清信; 藤本 望; 中野 正明*; 山根 剛; 秋濃 藤義

JAERI-Tech 97-060, 34 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-060.pdf:1.08MB

本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%$$Delta$$k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。

論文

Calculation of fluence-to-dose equivalent conversion coefficients for neutrons to be used for calibration of personal dosimeters

吉澤 道夫; 山口 恭弘

IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.41 - 43, 1996/00

ICRUは、個人線量計校正のための基準量として、ICRUスラブ線量当量(ICRU組織等価物質でできた30$$times$$30$$times$$15cmのスラブファントムの中心軸上深さdmmにおける線量当量)を勧告した。校正実務のためには、中性子フルエンスからICRUスラブ線量当量への換算係数Hsl(d,$$alpha$$)/$$Phi$$が必要である。この換算係数に関する勧告は少ないので、換算係数の信頼性を向上させるためには、異なる手法と核データを用いた計算を行う必要がある。そこで、モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いてHsl(d,$$alpha$$)/$$Phi$$を計算し、他の計算結果と比較した。その結果、手法と断面積ライブラリが異なっても、値は15%以内で一致することがわかった。また、最近再評価された中性子線質係数が換算係数に及ぼす影響、及びファントムのサイズを変えた場合の換算係数の差異についても明らかにした。

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。

論文

Analysis of critical experiment BFS-61 by using the continuous energy Monte Carlo code MVP and the JENDL-3.1 nuclear data

秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*

Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00

鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。

報告書

ミキサセトラ工程のプルトニウム不均一濃度分布の臨界性への影響

阿見 則男; 三好 慶典; 館盛 勝一

JAERI-M 91-184, 31 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-184.pdf:0.94MB

再処理抽出工程では、有機溶媒流量減少のような工程異常時に4価プルトニウム(Pu(IV))が抽出器内に蓄積をする可能性がある。このような蓄積で、Pu(IV)濃度がある限界を超えると第3相と呼ばれるPu(IV)、硝酸、TBPを高濃度で含む相が形成され、界面位や濃度分布、更に有機溶媒組成に大きく影響する。本報告では、界面位や濃度分布、有機溶媒組成等が抽出器の臨界性に及ぼす影響をMULTI-KENOを用いて調べた。多群核定数ライブラリはENDF/B-IVから作成したMGCL-26群とよび137群のデータセットを用いた。その結果、蓄積により高濃度になった有機相を、水相とみなして臨界計算を行っても中性子実効増倍係数の相違は1%程度であること、抽出器内で考えられる濃度範囲では燃料が抽出器中央に集まるような分布が中性子実効増倍係数をより大きくすること、TBPが通常濃度の30%より高くなると中性子実効増倍係数が減少することがわかった。

論文

Application of KENO-IV code to calculation of kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/l

片倉 純一; 塩田 雅之*; 内藤 俶孝

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.II-19 - II-23, 1991/00

モンテカルロコードKENO-IVを動特性パラメータ実効遅発中性子分率/lの計算に適用した。実効遅発中性子分率値は体系中の核分裂性核種の遅発中性子割合の平均値と、遅発中性子による実効増倍率の実効増倍係数に対する割合とを用いて計算した。l値についてはKENO-IVコードで計算されるgeneration timeを用いた。計算結果をUO$$_{2}$$及びPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子体系とUF$$_{4}$$-パラフィン体系での測定値と比較した。計算値は測定値の$$pm$$10%以内に入った。

報告書

水中の2ユニット体系における中性子相互干渉効果の測定と解析

三好 慶典; 須崎 武則; 石川 利光; 小林 岩夫

JAERI-M 90-112, 45 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-112.pdf:0.88MB

原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、水平断面が正方形の2つの矩形炉心を配列した相互干渉体系に関する臨界実験を行なった。矩形炉心は濃縮度2.6w/oのUO$$_{2}$$燃料棒を17$$times$$17本配列して構成され、燃料棒格子の間隔は1,956cm、単位燃料セルの水対燃料体積比は1.83である。実験ではユニット間距離(水ギャップ厚さ)をパラメータとして臨界水位を測定し、各炉心の臨界水位の差から水位法を用いて、一方のユニットが他方のユニットへ与える反応度寄与、水ギャップの負の反応度効果、及び片側ユニットの未臨界度を評価した。またモンテカルロコードKENO-IVを用いて、臨界体系に関するベンチマーク計算を行うと共に、反応度効果を解析し、実験値との比較検討を行なった。

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,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。

口頭

連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの開発状況と今後の展開

長家 康展

no journal, , 

原子力機構では、モンテカルロコードMVP-GMVPを開発し、その第2版を2005年に公開したが、それ以降も、炉心解析計算に対応する様々な機能拡張を行ってきた。本発表では、近年行われた機能拡張を中心に、MVPコード開発の現状について報告する。MVPの開発の経緯、一般的な特徴、物理モデル、断面積データについて説明する。また、近年MVPに実装した新機能(実効断面積に対する摂動計算機能、厳密共鳴弾性散乱モデル、動特性パラメータ計算機能、光核反応モデル、遅発中性子のシミュレーション、群断面積計算機能)についてレビューする。さらに、今後の開発予定についても述べる。

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