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報告書

多孔質岩盤中の水理/核種移行解析評価プログラムの理論的背景と使用方法の整備

白川 敏彦*; 畑中 耕一郎

JNC-TN8400 2001-027, 131 Pages, 2001/11

JNC-TN8400-2001-027.pdf:0.8MB

不均質多孔質岩盤中の水理/核種移行解析における入出力データ、実行手順を基本マニュアルとして取りまとめることを目的として、既存の不均質透水係数場作成コードの理論的背景と3次元水理解析コード、核種移行経路抽出コード、1次元核種移行計算コードからなる水理/核種移行解析プログラムの使用方法について調査した。本報告書では、調査結果に基づいて不均質透水係数場の作成に関する地質統計学的背景を説明した。さらに、不均質透水係数場作成プログラムおよび水理/核種移行解析プログラムのファイル構成、入出力データ、実行方法、実際の計算例を記載した。以上のように既存の不均質透水係数場作成コードおよび水理/核種移行解析プログラムの理論的背景と使用方法についてまとめることにより、上記の計算プログラムによる解析方法を手順化することができた。また、本報告書でまとめられた情報を活用することにより、自由に不均質多孔質岩盤をモデル化して水理/核種移行解析をすることが可能になった。

報告書

動的信頼性解析プログラムDYANAの改良

田村 一雄*; 入谷 佳一*

JNC-TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB

確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。

報告書

緊急時プラント過渡応答解析(2)

小山 和也*; 菱田 正彦*

JNC-TJ9440 2000-002, 90 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-002.pdf:1.43MB

動的信頼性評価プログラムDYANAの開発に資するため、プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、緊急時に想定される事故シーケンスの解析を行った。本作業では、昨年度作成の解析モデル及び入力データを使用して、DYANA整備に必要な事故シーケンスのうち昨年度未実施のPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)シーケンス9ケースについて、入力データ作成及び解析を行い、その結果を整理した。

報告書

微量生成物のプロセス内挙動に関する研究(IV)

古閑 二郎*; 新里 卓史*

JNC-TJ8400 2000-054, 48 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-054.pdf:1.23MB

再処理プロセスの運転において生成する微量成分のプロセス内挙動について数値シミュレーションを行なう上で、市販のダイナミカルシステムツールである"STELLA"の適用の可能性を検討した。前年度までの検討対象であったアジ化水素酸について、ヒドラジンと亜硝酸との反応から生成するアジ化水素酸について抽出器内の濃度の時間変化を"STELLA"でシミュレーションした。本シミュレーションでは、MIXSET-Xで各抽出器内の主要成分の定常濃度を求めた後、ヒドラジンと亜硝酸との反応から生成するアジ化水素酸について各抽出器内の濃度の時間変化を決定した。シミュレーションの結果は、前年度までの結果と同様であった。本研究の結果から、"STELLA"は微量成分のプロセス内挙動の数値シミュレーションに適用できることがわかった。

報告書

オンライン臨界安全監視システムの開発研究(IV)

山田 澄*

JNC-TJ8400 2000-051, 122 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-051.pdf:2.15MB

使用済み核燃料再処理工場等における安全性の確保のために、安価で即応性の良い臨界安全監視システムの開発が望まれており、基礎研究による知見を基に具体的な臨界安全監視システムとして実現することを目的として開発研究が進められている。本研究に用いている基本的手法は、未臨界体系で観測される中性子信号揺らぎをオンライン計算処理して未臨界度を推定しようとする試みであり、オンラインARMAモデル同定手法を安全監視システムに応用のためのシステム構成要素モジュールの開発、核燃料サイクル開発機構のDCA実験データ解析など実用化に必要となる知見の蓄積も行ってきたが、この間、Microsoft Windowsを基本ソフトとするDOS/V系パーソナル計算機の爆発的な普及により、NECを中心とするMS-DOS系の計算機がその地位を失い、今やMS-DOS系の計算機はその姿を消しつつある。本研究ではMS-DOS系計算機を用いたプログラム開発を行ってきており、その研究成果を今後も有効に利用するためには、これらを商業主義に左右されないOSに基礎を置くワークステーションに移すことが重要な課題となってきた。また、本研究で提案している臨界安全監視システムの設計基本思想は高信頼性、耐雑音性、そして高拡張性にある。近年エンジニアリングワークステーションの性能は飛躍的に向上し、且つ価格もかなり安くなっており、この様にめざましい発展を遂げている計算機に着目すると、信号解析、表示、警報信号発生に、それらのアルゴリズムをROM化したICチップを用いるよりも、高性能の計算機を用意し、各種の信号解析ソフトウェアや、必要に応じて他のシステム同定アルゴリズムを組み合わせた総合的信号処理システムとすることが望ましい。この様な観点から、臨界安全監視用プログラムをワークステーションに移植することは非常に重要である。そこで、今年度より、これまでMS-DOS系計算機上で開発された臨界安全監視用プログラムを順次年次計画を立ててワークステーション上に移植することとなった。今年度は、臨界安全監視システムの中心的ソフトウェアである逐次型ARMAモデル同定プログラム(ARMAX1)の移植作業を行った。なお、本報告書として自己完結性を保つため、理論的な未臨界原子炉のARMAモデル導出を示すとともに、逐次型ARMAモデル同定アルゴリズムに関する要点を再

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version 2.1 使用説明書

大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収

JNC-TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01

JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB

高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。

報告書

CRECTJ:A Computer program for compilation of evaluated nuclear data

中川 庸雄

JAERI-Data/Code 99-041, p.98 - 0, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-041.pdf:3.35MB

評価済み核データをENDFフォーマットで編集するために、CRECTJを開発した。CRECTJには、CRECTJ5とCRECTJ6の2つのバージョンがある。CRECTJ5は、ENDF/B-IVフォーマットとENDF/B-Vフォーマットのデータ、CRECTJ6はENDF-6フォーマットのデータを取り扱う。これらのプログラムは、日本の評価済み核データライブラリーJENDLの開発に利用されてきた。本レポートでは、CRECTJの入力データと使用例を示す。

報告書

WWWのための核図表作成用プログラム

中川 庸雄; 片倉 純一; 堀口 隆良*

JAERI-Data/Code 99-032, 65 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-032.pdf:5.66MB

World Wide Web(WWW)サーバーから核図表を公開するため、WWW用核図表(WWW核図表)を作成するプログラムを開発した。このプログラムは、ENSDFフォーマットに似た形式の核種情報ファイルを処理し、一部の核種に半減期の計算値を補充し、WWW核図表用情報データファイルを作成する。そして、その結果をもとに、gif形式の核図表を作成する。ほかに、WWWで公開するために、htmlファイルやimagemapファイルを作成するプログラム、核種ごとの情報表示をするプログラム、指定された核図表を選択するプログラムなどが含まれる。すべてのプログラムはC言語で書かれている。本報告では、使用するファイル形式、プログラムの説明と使用法、さらに本システムを用いて作成した1998年度版WWW核図表について述べる。

報告書

共鳴パラメータ格納検索システムREPSTORの補助プログラム; XTOREP,ETOREP,REPTOINP,REPRENUM,REPIMRG,TREP,PASSIGN,JCONV

中川 庸雄; 菊池 康之*; 深堀 智生

JAERI-Data/Code 99-030, 81 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-030.pdf:2.83MB

共鳴パラメータを収集し、評価するための計算機プログラムREPSTORの補助プログラムとして作成した8本のプログラムの機能と使用法をまとめた。それらは、EXFORに格納された実験データをREPSTORの入力形式に変換するXTOREP、ENDFフォーマットの評価済みデータをREPSTORの入力形式に変換するETOREP、REPSTORファイル形式のデータをREPSTORの入力形式に変換するREPTOINP、レベル番号の付け替えをするREPRENUM、XTOREPの出力データの整理をするREPIMRG、REPSTORファイルを処理し、共鳴パラメータの平均値や個々の共鳴の中性子幅等の計算を行うTREP,軌道角運動量をBayse理論を用いて決めるPASSIGN、未定の全スピン値を決定するJCONVである。

報告書

ASREP: 非分離共鳴パラメータ自動探索コード

菊池 康之*; 中川 庸雄; 中島 豊*

JAERI-Data/Code 99-025, 46 Pages, 1999/04

JAERI-Data-Code-99-025.pdf:2.04MB

JENDL等の評価済み核データライブラリーでは、中性子エネルギーの低いところを分離共鳴領域として扱い、個々の共鳴のパラメータを与える。それよりエネルギーの高いところで、ドップラー効果が効くエネルギー領域(通常は数十keV以下)を非分離共鳴領域と呼び、平均断面積を再現する平均の共鳴パラメータを与える。ASREPは、平均断面積を再現するパラメータを自動探索するプログラムである。結果はENDFフォーマットで出力される。ASREPは日本の評価済み核データライブラリーJENDLのための核データ評価で、長年にわたって使用されてきた。本レポートでは、ASREPで使用する式、ASREPの使用法及び使用例を説明する。

報告書

動力炉・核燃料開発事業団、研究開発課題評価委員会平成10年度、新規研究開発課題評価資料

not registered

PNC-TN1000 98-001, 73 Pages, 1998/05

PNC-TN1000-98-001.pdf:5.65MB

1.高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発幌延町における深地層試験(環境技術開発推進本部)2.放射性廃棄物処理・処分核燃料サイクル廃棄物の廃棄体化の技術開発(環境技術開発推進本部)3.MOX燃料製造技術の高度化MOX燃料製造工程の簡素化(ショートプロセス)に関する研究開発(核燃料施設計画部)(プルトニウム燃料工場)4.高速増殖炉高速炉におけるナトリウム伝熱流動数値実験に関する研究(動力炉開発推進本部)(大洗工学センター)

報告書

54本クラスタ燃料による破断実験解析

松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘

PNC-TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03

PNC-TN1410-98-005.pdf:2.17MB

動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。

報告書

汎用詳細炉定数の整備

高野 秀機*; 金子 邦男*

PNC-TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-002.pdf:2.51MB

これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.43$$sim$$0.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。

報告書

高速炉配管合流部におけるサーマルストライピング条件の解析的検討(I); 配管合流部における流速比に関する検討

村松 壽晴

PNC-TN9410 98-007, 93 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-007.pdf:7.52MB

高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本研究では、高速炉配管合流部におけるサーマルストライピング条件を解析的に検討するため、内径の等しい90゜エルボ付き主配管と枝管から成る配管系合流部に対し、流速比をパラメータ(主配管流速/枝管流速:0.25,0.50,1.00,2.00および4.00)としたサーマルストライピング解析を、直接シミュレーションコードDINUS-3で行った。得られた結果は、次の通りである。(1)配管合流部下流側に形成される温度ゆらぎ挙動は、主配管流れと枝管からの噴流との相互干渉により生じる比較的周波数の低い変動($$<$$7.0Hz)に、枝管外縁から放出される比較的周波数の高い変動($$<$$10.0Hz)が重量したものである。(2)主配管内天井面における温度ゆらぎ振幅のピーク値は、主配管内流速を増加させることによって減少した後増加する傾向を示し、その発生箇所位置は主配管内下流側に移動する。(3)主配管内床面における温度ゆらぎ振幅のピーク値は、主配管内流速を増加させることによって増加する傾向となり、その発生箇所位置は主配管内下流側に移動する。今後の研究では、配管径比、流量比、合流部上流のエルボ個数、レイノルズ数、温度差などの効果を含め、実験的研究による現象論的な考察結果を加味しながら、挙動の定量化を図ってゆく必要がある。

報告書

天然ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(XI)(文献集)

not registered

PNC-TJ1308 98-002, 92 Pages, 1998/02

PNC-TJ1308-98-002.pdf:2.23MB

本文献集は、報告書の巻末に示した参考文献のうち特に報告書の論旨に影響するものを収録したものである。なお、参考文献リストに記載され本文献集に収録していないものは、1989年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関するナチュラルアナログ研究(I)」(PNC SJ4308 89-001)、1990年度の報告書「火山ガラス及びベントナイト長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-4308 90-001)、1991年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-1308 92-001)、1992年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-1308 93-001)、1993年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(VII)」(PNC SJ-1308 94-001)、1994年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(VII)」(PNC SJ-1308 95-002)、1995年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(IX)」(PNC SJ-1308 96-002)、そして96年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(X)」(PNC SJ-1308 97-002)、の文献集を参照されたい。

報告書

ニアフィールド水理/核種移行評価におけるモデルの検証および体系化に関する研究(1/2・2/2)

長坂 和佳*; 篠崎 剛史*; 中嶋 研吾*; 野辺 潤*

PNC-TJ1222 98-009, 610 Pages, 1998/02

PNC-TJ1222-98-009.pdf:17.71MB

本研究では、不均質多孔質媒体における信頼性の高いニアフィールドの水理/核種移行計算を行なうために、有限要素法による三次元飽和-不飽和浸透流解析プログラム「TAGSAC」、ランダムウォーク法による核種移行経路抽出プログラム「S-SURF3D/TR3D」、一次元核種移行解析プログラム「CRYSTAL」の一連の解析プログラムを用い評価モデルについて、三次元水理物質移動モデルとの比較を実施することにより妥当性の検証を行い、また、この評価モデルにおいて三次元水理/核種移行パラメータを一次元パラメータに変換する手法の体系化を実施した。また有限要素法による三次元水理/核種移行解析プログラム「MIGR96」を対象として、解析結果の信頼性を示すため解析プログラムの内容の調査・確認、解析プログラムの性能解析を実施し、数値解上の問題点を検討し、効率的に高精度な解を得るための指針を示した。また、計算を効率的に実施するために解析プログラムの改良、およびデータ生成機能の整備を実施した。

報告書

Fast Reactor Calculational Route for Pu Burning Core Design

Hunter

PNC-TN9460 98-001, 156 Pages, 1998/01

PNC-TN9460-98-001.pdf:5.71MB

この報告書では、炉新技術開発室において用いられている高速炉心の感度解析や初期炉心設計の最適化に関する解析手順について解説する。この報告書の主目的は、将来、この計算手順を追うことになる日本語に不慣れなユーザーの助けとなるように、英語でこの計算手順について解説することにある。また、その他のすべてのユーザーの助けとなるよう、この報告書には、この計算手順の各部分についての詳細な情報も記述した。著者は、プルトニウム燃焼炉心の-これらの変更点についても、本報告書に記載した。この解析手順では、複数のコンピュータプログラムを利用する。SLAROMコードは、均質、非均質モデルを用いて、燃料組成から実行断面積を計算する。CITATIONコード、MOSESコードは炉心の燃焼方程式や中性子拡散方程式を解く。CITATIONコードは、2次元(RZモデル)体系の計算に対して用い、MOSESコードは3次元(HEX-Zモデル)体系の計算に用いる。PENCILコード、CITDENSコードは、CITATIONを特殊目的利用のために書き換えたものである。(PENCILコードは、計算データの準備等の機能を持つ。)MASSNコードは、燃料サイクル物質収支を計算する。PERKYは、1次摂動計算や厳密摂動計算と計算コード間のデータ交換の機能を持つ。解析手順について簡単な述べた後、この解析の流れをステップ毎に詳細に説明する。また、付録にはサンプルJCLとデータファイルを添付し、ユーザーが必要なコードについては、完全に解説を行った。なお、この報告書は、それぞれの計算コードについては、解説を行っていない。通常、無視できるオプションや、通常、固定値を用いるデータに関する記述は省いた。この報告書には、種々の計算で行ったモデル化や仮定についてもコメントや説明を記載した。また、この計算手順やコンピュータシステムを利用する上で必要となる実際的な情報についてあわせて記載した。

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version2.0 使用説明書

石川 浩康; 大野 修司; 三宅 収; 二神 敏; 清野 裕

PNC-TN9520 97-001, 185 Pages, 1997/12

PNC-TN9520-97-001.pdf:4.82MB

高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏洩燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPSが開発された。本報告書は、ASSCOPSVERSION2,0の使用説明書として、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについてとりまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国ATOMICS INTEMATIONAL社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIRE2と米国HANFORD ENGINEERING DEVELOPMENT LABORATORYで開発されたスプーレイ燃焼計算コードSPPAYの二つのコードをベースとして両者を結合し、さらに動燃における各種ナトリウム燃焼実験で得られた知見を反映し改良を加えた計算コードである。ASSCOPSでは、ナトリウムの漏洩条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積、厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。

報告書

サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの整備 -燃料ピン伝熱モデルおよび圧力損失モデルの検証解析-

成田 均; 大島 宏之

PNC-TN9410 97-104, 69 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-97-104.pdf:1.56MB

単相サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの整備の一環として、燃料ピン伝熱モデルおよび圧力損失モデルの検証解析を実施した。燃料ピン伝熱モデルの検証では、構造解析コードFINASによる解析を行い、ASFREコードの解析結果との比較を実施した。これらの比較より、ASFRE燃料ピン伝熱モデルの結果は燃料ピン内部において、FINASによる解析結果と最大で1%未満の差であったことから、燃料ピン伝熱モデルにおける熱伝導計算の妥当性を確認した。圧力損失モデルの検証解析では、ASFREコードにおけるワイヤスペーサモデル(Distributed Resistance Model(D.R.M.))を用いて、169本および127本ピンバンドル燃料集合体を用いた流動試験結果との比較を実施した。軸方向差圧については、定格流領域において両試験ともに解析結果と実験結果はほぼ一致した傾向となった。また、周方向圧力分布については試験結果の傾向とASFREコードの解析結果の間にピーク値となる位置に違いが生じた。この原因を調べるため実施した、SPIRALコードによる解析結果や周方向圧力分布を測定した他の試験との比較ではASFREコードの傾向は非常に良く一致することを確認した。従って、D.R.M.による周方向圧力分布予測は妥当であり、周方向分布についての差の原因は燃料バンドルの偏り、ワイヤ巻き誤差および測定位置におけるワイヤの影響であると考えられる。

報告書

JENDL FP核データ評価用プログラムシステム(スムースパート)

中川 庸雄; 渡部 隆*; 飯島 俊吾*

JAERI-Data/Code 97-050, 103 Pages, 1997/12

JAERI-Data-Code-97-050.pdf:2.73MB

評価済み核データライブラリーJENDLに格納された核分裂生成物核種(FP)の核データ評価に使用した計算機プログラムのうち、共鳴領域より上のいわゆるスムースパートでの評価に使用したプログラムについてまとめた。多数のプログラムが、核データ評価のためのパラメータの決定、理論計算、計算値や実験データの処理のために使われた。その中で、レベル密度パラメータ決定に使われたプログラム(ENSDFRET,LVLPLOT,LEVDENS)、理論計算用プログラムCASTHYのJCLを作成するプログラム(JOBSETTER,INDES/CASTHY)、CASTHYの出力データをENDFフォーマットに変換するプログラム(CTOB2)について、その使用法を説明する。

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