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論文

IAEA Technical Meeting "Nuclear Data Processing"に関する会合報告

多田 健一

核データニュース(インターネット), (122), p.9 - 21, 2019/02

2018年9月3日から6日まで、ウィーンのIAEA本部で開催された、Technical Meeting「Nuclear Data Processing (核データ処理)」についての会議の様子を国内の核データ関係者に向けて紹介するものである。本会議では各機関で開発中の核データ処理コードの現状報告と、IAEAが実施している核データ処理コード間の処理結果の比較であるACE File Verification Projectについて議論があった。本稿ではこれらについて詳しく報告する。

論文

純国産次世代核データ処理コードFRENDYの開発

多田 健一

炉物理の研究(インターネット), (71), 13 Pages, 2019/02

核データ処理は評価済み核データライブラリと粒子輸送計算コードを繋ぐ重要な技術であるものの、原子力に関わる多くの技術者にとってあまり馴染みのないものである。そこで本資料では、核データ処理に興味を持ってもらうことを目的として、核データ処理の概要と、核データ処理コードの国産化の重要性、そしてFRENDY開発の経緯について、簡単に説明する。また、核データ処理について理解を深めるため、核データ処理に関連する資料をまとめた。

報告書

Nuclear data processing code FRENDY version 1

多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MB
JAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB

評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。

論文

Improvement of probability table generation using ladder method for a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.2929 - 2939, 2018/04

原子力機構では核データ処理システムFRENDYの開発を進めており、それに併せて従来の核データ処理手法の問題点の調査・解決を進めている。本論文ではNJOYのPURRモジュールでも用いられているラダー法を用いた確率テーブル作成手法の改良について説明する。適切な確率テーブルを高速に作成するため、カイ二乗分布に従う乱数生成手法と、複素誤差関数の計算手法を改良した。従来の手法と新しい手法で実効増倍率を比較したところ、確率テーブル作成手法が実効増倍率に与える影響は小さいことが分かった。また、最適なラダー数について検討したところ、ラダー数は100程度で確率テーブルが十分収束していることが分かった。

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。

論文

Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07

AA2016-0417.pdf:1.93MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.96(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。

論文

IAEA Consultants' Meeting "The New Evaluated Nuclear Data File Processing Capabilities"に関する会合報告

多田 健一

核データニュース(インターネット), (113), p.7 - 23, 2016/02

2015年10月5日から9日までウィーンのIAEA本部で開催された、Consultants Meeting (CM)、"The New Evaluated Nuclear Data File Processing Capabilities"についての会合報告を行う。本資料では、CMで発表された諸外国の核データ処理システムの開発状況について詳しく報告する。

論文

国産核データ処理コードFRENDYの開発

多田 健一

核データニュース(インターネット), (113), p.41 - 45, 2016/02

日本原子力学会2015年秋の大会において「国産核データ処理コードFRENDYの開発」に対して2015年度核データ部会賞 奨励賞を受賞した。本資料では、核データ部会賞を受賞した当該研究について紹介する。本資料では、国産核データ処理コードFRENDYの概要としてFRENDYの特徴とクラス構造について、核データ処理の例としてドップラー拡がりの処理結果とNJOYとの差異の要因について説明する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,2; 熱中性子散乱断面積の処理

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では平成25年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、平成26年度の進捗内容として、熱中性子散乱断面積の処理について報告する。JENDL-4.0でS($$alpha$$,$$beta$$)が含まれる全物質に対し、FRENDYとNJOYでポイントワイズの熱中性子散乱断面積を作成し、比較した。その結果、FRENDYの熱中性子散乱断面積の処理が妥当であることを確認した。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発

多田 健一

no journal, , 

核データから炉心計算までの全てを国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では2013年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの概要及び処理結果の妥当性検証について報告する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの概要と各国の核データ処理システム開発の現状

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では2013年より、核データ処理システムFRENDY (FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの概要と、各国の核データ処理システム開発の現状について報告する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,3; 非分離共鳴領域の確率テーブル作成

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの非分離共鳴領域の確率テーブル作成について報告する。

口頭

核データ処理コードFRENDYの開発状況と今後の展開

多田 健一

no journal, , 

原子力機構が現在開発を進めている国産核データ処理コードFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の概要について説明する。本発表では、FRENDY開発の背景、FRENDYの特徴と今後の予定について説明する。

口頭

核データ処理システムFRENDYを用いたMVPライブラリの作成

長家 康展; 多田 健一

no journal, , 

原子力機構では、核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、新規の核データ処理システムFRENDYを開発している。今回、FRENDYモジュールを用いて評価済み核データJENDL-4.0を処理してMVPライブラリを作成し、様々な炉心体系に対して積分ベンチマーク計算を実施した。MVPライブラリ作成コードシステムLICEMで作成された従来のMVPライブラリを用いた計算結果と比較し、ほぼ同等の結果が得られることを確認した。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,4; ACEファイル作成機能の実装

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢

no journal, , 

原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。FRENDYの開発では、連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリ作成機能の実装を第一の目標としている。連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリの作成を行うためには、(1)ポイントワイズ断面積の作成、(2)確率テーブルの作成、(3)熱中性子散乱データの処理、(4)連続エネルギーモンテカルロ計算コード用断面積ライブラリの作成の四つの処理を実施する必要がある。FRENDYでは既に1 - 3の処理機能を実装しており、今年度はPHITSやMCNPなど、多くのモンテカルロ計算コードで採用されているACEファイルの作成機能の実装について報告する。FRENDYで作成したACEファイルの妥当性検証のため、JENDL-4.0をFRENDYおよびNJOY99で処理したACEファイルを使用して積分実験のベンチマーク計算を実施し、実効増倍率を比較した。その結果、どの体系においても0.05%以下の精度でNJOY99の結果と一致することが分かった。このことから、FRENDYのACEファイル作成機能は妥当であると考えられる。

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。

口頭

Comparison of the processing results between FRENDY and NJOY

多田 健一

no journal, , 

原子力機構で開発中の核データ処理システムFRENDYの概要と、ACEファイル作成までの各処理(断面積再構成、ドップラー拡がりの処理、確率テーブル作成、熱中性子散乱則の処理及びACEファイル作成)について、NJOYの処理結果との比較と、差異の要因について説明する。また、FRENDYとNJOYの処理結果が解析結果に与える影響を評価するため、IAEAが発行したINDC(NDS)-0701に記載されているICSBEPベンチマークの入力を用いて、U-235, U-238の処理をFRENDYにした場合とNJOYとした場合での実効増倍率の差異を評価した。

口頭

Generation of thermal neutron scattering cross section from evaluated nuclear data

多田 健一

no journal, , 

本発表では、熱中性子散乱データを処理する際の参考になることを目的とし、評価済み核データの概要と、評価済み核データから断面積ライブラリ作成までの核データ処理の流れとその手法を解説する。また、評価済みデータではなく、熱中性子散乱の実験データや解析結果から断面積ライブラリを作成する際に必要なデータや処理の流れについても併せて解説する。

口頭

Improvement of probability table generation using ladder method

多田 健一

no journal, , 

核データ処理システムFRENDYの開発に反映させるため、従来の核データ処理システムNJOY等で用いられてきた核データ処理手法の問題点について調査・解決を進めている。本発表ではNJOYのPURRモジュールでも用いられているラダー法を用いた確率テーブル作成手法の改良について説明する。確率テーブルの作成を高速化するため、カイ二乗分布に従う乱数生成手法と、複素誤差関数の計算手法を改良した。従来の手法と新しい手法を比較したところ、計算速度は約2割向上することを確認した。

口頭

FRENDYを用いたACE形式断面積のランダムサンプリング実装

近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一

no journal, , 

核データ処理コードFRENDYのモジュールを用いて、ACE形式の断面積に任意の摂動を与える機能を開発した。この摂動機能を用いて、ACE形式の断面積を共分散データに基づいてランダムサンプリングし、断面積起因の核特性の不確かさ評価手法であるランダムサンプリング法を、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPに適用した。GODIVA炉心を用いて摂動機能の検証を行ったところ、摂動論に基づく決定論的手法(TSUNAMI-1D)と統計誤差の範囲内で一致することを確認した。

口頭

ラダー数の違いが確率テーブル作成に与える影響評価

多田 健一

no journal, , 

非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を考慮するため、確率テーブル法が使われている。この確率テーブルの作成において、ラダー数の設定は断面積ライブラリ作成時間に大きな影響を与える。断面積ライブラリ作成時間を低減するためには、ラダー数を低減させる必要があるが、最適なラダー数やラダー数の違いが確率テーブルや臨界性に与える影響は今まで評価されていなかった。そこで、本研究では核データ処理コードFRENDYを用いて、ラダー数の違いが確率テーブルや臨界性に与える影響を評価し、最適なラダー数について検討を行った。検討の結果、ラダー法を用いた確率テーブルの作成では、ラダー数を100とすればよいことが分かった。

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