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論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,6; 核データの利用のために; ミクロからマクロへの橋渡し

多田 健一; 小迫 和明*; 横山 賢治; 今野 力

日本原子力学会誌, 60(3), p.168 - 172, 2018/03

放射線輸送計算コードは評価済み核データを直接取り扱えず、コードが使える形式に変換する、核データ処理と呼ばれるプロセスが必要となる。核データ処理は単なる形式の変換だけでなく、放射線輸送計算で用いる物理量を求めるための様々な処理を含んでおり、評価済み核データ(ミクロ)と放射線輸送計算(マクロ)を繋ぐ重要な役割を担っている。本稿では、核データ処理の概要と核データの妥当性評価について解説する。

報告書

Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems

M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-203, 39 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-203.pdf:1.0MB

熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。

報告書

Improvements on burnup chain model and group cross section library in the SRAC system

秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄; 金子 邦男*

JAERI 1323, 68 Pages, 1992/01

JAERI-1323.pdf:1.79MB

高転換軽水炉(HCLWR)の燃焼解析の精度を向上するために、SRACシステムの格子燃焼計算に用いられるデータの改訂と、その機能の追加が行われた。核分裂生成核種(FP)とアクチナイド核種の燃焼を精度よく扱うために、新しい燃焼チェーンモデルが開発された。JENDL-2に基づく群定数ライブラリSRACLIB-JENDL2が、特にFPと高アクチナイド核種に重点をおいて作成された。核分裂当りの放出エネルギー等のデータも修正された。さらに、炉心燃焼計算に用いられる巨視的断面積の作成の便のために、新たな機能がSRACの格子燃焼計算に追加された。HCLWR格子モデルを用いて、これらの改良の効果を調べるための燃焼計算が行われた。

口頭

講義4; 評価済み核データライブラリの処理

多田 健一

no journal, , 

核データ処理はJENDLなどの評価済み核データライブラリとMVPやPHITS、MARBLEなどの輸送計算コードとを繋ぐ非常に重要なプロセスである。しかし、核データ処理は新しい核データライブラリが公開された時や、核データライブラリが修正された時など、非常に限られた場面でしか行われないこと、また核データ処理に関する資料がほとんどないことなどから、専門家の育成や技術の継承が困難な分野の一つである。そのため、炉物理を専攻する学生はもとより、炉物理分野の若手技術者・研究者でも核データ処理に関する知識を有している人がほとんどいないのが現状である。そこで評価済み核データライブラリと核データ処理に関する基礎的な知識を身に着け、評価済み核データや核データ処理に関する知見を深める端緒とすることを目的に、本講義を実施する。本講義では、評価済み核データライブラリの読み方と多群断面積ライブラリを作成するまでのそれぞれの処理の概要について説明する。

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