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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

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。

論文

JENDL-3作成計画

浅見 哲夫; 五十嵐 信一

日本原子力学会誌, 23(12), p.904 - 909, 1981/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本の評価済み核データ・ライブラリー、JENDLはシグマ委員会および原研の核データセンターで編集されている。その第1版、JENDL-1は高速炉開発に利用することを主目的として1977年に編集を終了した。第2版のJENDL-2は、高速炉開発以外の核融合炉開発や遮蔽計算などの分野での利用を考慮して、現在編集が進行中である。その第3版、JENDL-3はより本格的な汎用核データ・ライブラリーを目指して、その作成計画が立案された。ここでは、JENDL-3の特長、作成作業計画を述べるとともに、利用者からの要請、JENDLの生いたちについても触れる。

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。

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