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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

PHITSの医学物理学分野への応用,3; 医学物理計算用補助プログラム

古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

医学物理, 36(1), p.50 - 54, 2016/00

放射線輸送計算コードPHITSを医学物理計算に用いる一例として、放射線治療計画を目的としたシミュレーションがある。通常、治療計画シミュレーションでは、患者CTデータを読み込んでコンピュータ上の仮想空間に患者体系を構築し、外部から照射される治療ビームの輸送計算を実行することで患者体系内での線量分布を計算する。しかし、CTデータから患者位置やCT値の分布などの情報を取得して患者体系を構築すること、非常に複雑で医療用加速器メーカーが公開していない加速器部分をシミュレーションすることは容易ではない。そこで、患者CTデータを用いて患者体系をPHITS形式で構築するためのプログラムDICOM2PHITS、医療用加速器から放出される粒子プロファイルをまとめたIAEA phase-space fileをPHITSで使用可能とするプログラムPSFC4PHITSを開発した。本解説では、これら2つのプログラムについて解説するとともに、プログラムで構築した体系および変換した線源をPHITSコードに組み込み、放射線輸送計算により検証した結果を示す。

報告書

モンテカルロ計算ガイドライン; モンテカルロ法による中性子・光子輸送シミュレーション

原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会

JAERI-Review 2002-004, 401 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-004.pdf:16.2MB

本報告書は、モンテカルロ法を用いた中性子・光子輸送シミュレーションについて、基礎理論から原子力研究における多方面での先端的な応用計算までを集約したものである。第1章から第5章ではモンテカルロ法の歴史的発展,モンテカルロ法の基礎理論,ボルツマン方程式のモンテカルロ法による解法,モンテカルロ法の分散低減法の一般論,連続エネルギーモンテカルロコードで用いられている断面積ライブラリーについて解説する。第6章では各論として、核融合ベンチマーク実験,ITER設計,高速臨界集合体での実験解析,JMTRでの炉心計算,パルス中性子計算のシミュレーション,HTTR炉心の解析,ダクトストリーミング計算,バルク遮蔽計算,広島原爆の中性子・$$gamma$$線の輸送計算について述べる。第7章から第9章では、モンテカルロ法による原子炉雑音実験のシミュレーション方法,MCNP,MVPへの機能拡張,モンテカルロ計算の並列計算について述べる。最後に、用語集と重要参考文献集を添付した。

論文

Performance assessment of ITER-FEAT

村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07

国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化$$beta$$値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH$$_{H}$$=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。

報告書

遮蔽設計基本データベースの改良

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-005.pdf:3.7MB

JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。

論文

作業姿勢を模擬した数学ファントムを用いた線量計算

遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*; 石榑 信人*

ウラン加工工場臨海事故に対する環境測定・線量推定 (NIRS-M-150), p.163 - 175, 2000/00

JCO臨界事故において、沈殿槽周辺で作業を行っていた2名の作業者については、中性子及び$$gamma$$線混在場で著しい不均等被ばくを受けたことが、臨床症状に深く関係していたと考えられている。そのため、身体部位ごとの中性子、$$gamma$$線それぞれの線量寄与と、症状との関係を明らかにすることは極めて重要である。そこで、モンテカルロ計算手法及び数学ファントムを用い、作業時の位置及び姿勢を模擬した臨界事故時の詳細線量評価手法を開発し、人体内の線量分布、$$^{24}$$Na生成量等に関する解析を実施した。本解析結果は、高線量被ばくがもたらす医学的影響の解明及びその治療法の進歩に寄与するものと考えられる。

論文

Improvement of neutron source introduction method for absolute measurements of low reactor power

山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1069 - 1075, 1999/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.28(Nuclear Science & Technology)

定常臨界実験装置STACYの低炉出力の絶対測定に中性子源挿入法を適用した。中性子源挿入法で必要となる実効中性子源強度を従来の方法よりもより厳密な定義に基づいて求めた。実効中性子源強度をより高精度に求めるために、中性子源を「外部中性子源から放出された中性子が最初に起こした核分裂によって発生した中性子」と定義し直した。この定義に基づく実効中性子源強度を求めるために、外部中性子源によって核分裂が起こる確率を、モンテカルロコードMCNPにより三次元の複雑な炉心構造も考慮に入れて計算した。さらに、このときの核分裂反応の分布、臨界時の基本モードの中性子束、随伴中性子束分布を三次元輸送計算コードTHREEDANTを用いて計算した。臨界状態のSTACYの炉心タンク近傍に中性子源を挿入し、中性子源挿入法の原理に従って炉出力を測定した。この方法で求めた炉出力は、高出力運転によった生成したFP放射能を分析する方法とよく一致した。

論文

Development of source term estimation method during nuclear emergency

北端 秀行*; 茅野 政道

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.1691 - 1698, 1999/00

高濃度の放射能を検知した際に、迅速にその放出源情報(放出地点,放出時間,放出量)を推定する新たな手法を開発した。われわれのモデルは長距離大気輸送計算と統計解析(モニタリングデータと予測結果との比較)を組み合わせた手法であり、数多くのシミュレーションを、並列計算機を有効利用することで短時間で行う。また、操作性を高めるために、シミュレーションの入力パラメータ作成から統計解析結果の表示まで、一連の操作はすべてWebブラウザ上で実行できるようにシステムの構築を行った。なお、基本的な性能を評価するためにETEX(European Tracer Experiment)のデータを使って検証を試みた。その結果、数時間程度で放出量としては実験値と同じオーダーを算出し、本手法の有効性が示された。

報告書

FBR安全性試験炉の集合体内出力分布計算手法の整備

水野 正弘*; 宇都 成昭

JNC-TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11

JNC-TN9400-98-007.pdf:8.32MB

核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。

報告書

原子力研究におけるMCNPの使用経験,2; 分散低減法の検討

桜井 淳; 山本 俊弘

JAERI-Review 98-010, 303 Pages, 1998/03

JAERI-Review-98-010.pdf:15.46MB

平成8年度に原子力コード評価専門部会に「MCNP使用経験」ワーキンググループを設置し、本年度は分散低減法の検討を中心に活動を行ってきた。本報告書では、(1)核融合炉体系の中性子及び$$gamma$$線輸送計算、(2)加速器駆動消滅処理システムの概念設計、(3)JMTR炉心計算、(4)即発中性子減衰定数の計算、(5)被爆評価のための中性子及び$$gamma$$線輸送計算、(6)遮蔽体系の中性子及び$$gamma$$線輸送計算、等における分散低減法について検討を行った。当ワーキンググループでは、さらに、将来モンテカルロ計算の指針となり得るような「モンテカルロ計算ガイドライン」についての検討を開始した。付録として、最近公開されたMCNP 4Bの使用経験、高エネルギー荷電粒子のモンテカルロ法による計算例を示してある。

報告書

NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムによる熱・冷中性子輸送計算

伊賀 公紀*; 高田 弘; 永尾 忠司*

JAERI-Tech 97-068, 58 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-068.pdf:1.67MB

水冷タンタルターゲット・減速材・反射体体系について、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いた熱・冷中性子輸送計算を行い、核破砕中性子源の核設計への本コードシステムの適用性を調べた。計算では、減速材に軽水及び液体水素を用いた場合に放出される中性子のエネルギースペクトルについて、B$$_{4}$$Cデカップラーの有無による強度変化、外部中性子線源位置による強度変化等の計算結果が実験結果に基づく半実験式に物理的に妥当な値のパラメータを用いて再現できることを確認した。しかし、放出中性子の時間スペクトルを精度良く評価するためには、MCNP4Aによる計算で反射体やデカップラー領域に適当なインポータンスを設定する工夫が必要であることがわかった。本計算によって、今後の核破砕値源の核設計にNMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを適用できることを確認した。

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討(2)

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*

PNC-TJ2222 93-001, 88 Pages, 1993/03

PNC-TJ2222-93-001.pdf:3.54MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法(MSM法)の適用を前年度より検討してきた。本年度は、前年度の課題である、MSM法で検出器応答の比から反応度の比を求めるための補正係数の計算精度の向上及び誤差評価を行い、実機での反応度測定の精度向上に資するために以下の検討を行った。(1)固定中性子源問題の解法の検討(2)中性子束計算方法の精度評価(3)MSM法の反応度測定精度の予備検討固定中性子源問題の解法の検討では、補正係数の精度を更に向上させるため、浅い未臨界系を含め、固定中性子源を含む増倍系での中性子東計算方法(収束性)の検討を実施した。固有値計算で得られた中性子束と随伴中性子束を用いて作成した初期中性子分布を用いることにより、従来難しいとされていた浅い未臨界系での固定線源問題が解けることがわかった。この方法を前年度行ったMSM法の適用性検討に用いることにより、補正系数の計算精度の向上を得た。たとえば、比較的深い未臨界度(実効増倍率=0.9671)の体系では、MSM法により予測した反応度と直接計算値との差異が約7.3%から約0.4%に減少した。MSM法の補正係数を計算する場合には、計算体系を分割し、各々の中性子輸送計算を接続させる必要があるので、XY体系とR$$theta$$体系の接続計算による中性子束計算方法の精度の検討を簡単なモデルで行った。

報告書

2次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5用入力データ自動作成パソコンプログラム; DOG-IIの開発

小泉 興一; 林 克己*; 半田 博之*; 山田 光文*; 鴨川 進*; 高津 英幸; 関 泰; 佐藤 聡

JAERI-M 92-106, 62 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-106.pdf:1.0MB

2次元放射線輸送計算コードDOT3.5の入力データ作成用のパソコンプログラムを作成した。本プログラムは、幾何形状作成部とパラメータ作成部に分けられ、特に幾何形状入力に関して省力化が図られているので、複雑な形状のモデル作成に有効である。また、既存データの表示と修正を簡易に行うことができ、作業結果は大型計算機へ入力するカードイメージのデータとして得られる。本報告書では、これらの機能の設定と概略機能をまとめると共に、操作マニュアルを添付した。

報告書

燃料装荷時の検出器応答計算

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*

PNC-TJ2222 92-002, 131 Pages, 1992/03

PNC-TJ2222-92-002.pdf:4.91MB

「もんじゅ」燃料初装荷時の中性子検出器応答を評価するために、2次元輸送計算法により、燃料装荷の各ステップ毎の炉内NISおよび炉外NIS検出器応答を計算する。計算された検出器毎の中性子応答を逆増倍係数により整理し、臨界近接時の検出器応答を予測した。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、以下の4ケースの燃料装荷ステップについて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答を計算した。ケース1 第1ステップ終了時(内側炉心84体)ケース2 第2ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心16体)ケース3 第4ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心52体)ケース4 第9ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心62体)Cf-252外部中性子源、自発核分裂中性子源、およびO(アルファ,n)反応中性子源から成る固定中性子源と、核分裂中性子源とからの検出器応答をそれぞれ計算した。固定中性子源に近い側に設置された炉外NIS検出器では、燃料装荷数が少ない場合に固定中性子源からの寄与が大きく、臨界近接時に急激に核分裂中性子源からの寄与が大きくなるために、臨界近接時の逆増倍係数が装荷燃料体数に対して急激に変化する場合が見られた。

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*

PNC-TJ2222 92-001, 145 Pages, 1992/03

PNC-TJ2222-92-001.pdf:4.74MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法の適用を検討することを目的として、2次元輸送計算法により炉内・炉外中性子検出器の実効線源比、検出効率比および応答比を求めた。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答、検出器効率、および実効線源強度を様々な制御棒挿入パターンについて計算した。従来の中性子源増倍法による反応度測定に較べて、修正中性子源増倍法を用いることにより、制御棒の挿入位置と検出器の位置の関係により反応度測定値が受ける影響を非常に小さくできることが判った。今後、修正中性子源増倍法での深い未臨界系での予測精度を向上するために、固定中性子源を含む増倍系での中性子輸送問題を効率的に解く方法を検討する必要がある。

報告書

Japanese contributions to ITER shielding neutronics design

真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰; 中村 知夫; 森 清治*; 川崎 弘光*

JAERI-M 91-046, 163 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-046.pdf:3.86MB

本レポートは、1990年に開催されたITERの冬期及び夏期専門家会議に提出された遮蔽設計レポートに基づき、超電導マグネットに対する遮蔽と生体遮蔽について加筆してまとめたものである。このレポートでは、インボードのベンチマーク計算、インボードのバルク遮蔽計算、インボード遮蔽体内の非均質効果、ギャップストリーミング解析について超電導マグネットの遮蔽特性に関して議論している。また、中性粒子入射用ダクトのストリーミング計算に関して輸送計算とモンテカルロ計算を比較し、ダクトとの関連でクライオスタット周辺の生体遮蔽を議論している。更に、メンテナンス時に放射化された1モデュールを炉室天井から吊り下げた状態における炉室内の線量率分布、敷地境界の線量率分布を検討している。その結果、ITERの遮蔽特性が評価され、遮蔽設計上の問題点及び解決すべき方向が示された。

論文

Monte Carlo calculations on vector supercomputers using GMVP

中川 正幸; 森 貴正; 佐々木 誠*

Prog. Nucl. Energy, 24, p.183 - 193, 1991/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:36.87

中性子と$$gamma$$線の輸送計算をモンテカルロ法を用いて、高速に行うため新しいコードを開発した。これはベクトルスーパーコンピュータ用に作成したものであり、新しいアルゴリズムを考案して最適化を計った。コードは多群用のGMVPと連続エネルギー法を用いたMVPがある。共に固有値問題と外部線源問題を解く事ができ、幾何形状として多種類の組合わせ形状、及び格子形状が使用できる汎用コードである。コードの機能・性能を実証するため各種の問題を解いた。その結果従来のスカラーコードに比べGMVPは7~10倍の高速化を実現した。特に格子形状の採用は原子炉の炉心形状を極めて詳細にモデル化できる上に、一層の高速化が可能となった。これ等のコードの手法、性能、興味ある計算結果について発表する。

報告書

FCA XI-1集合体による大型高速炉臨界実験

大杉 俊隆; 飯島 進; 小圷 龍男; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 中野 正文

JAERI-M 84-075, 53 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-075.pdf:1.42MB

本報告書は、FCAXI-1集合体にて得られた、サンプルワース、核分裂反応率、ナトリウムボイド効果およびB$$_{4}$$C制御棒反応度評価に関する測定データをまとめたものである。上記の測定データの内、主要なものについては、70群定数セットと拡散あるいは輸送系算コードを用いて解析し併せて報告する。XI-1集合体のテスト領域は、以前にFCAにて実験が行われた各種集合体と比較して、最も軟らかな中性子スペクトルを形成しており、大型高速炉心の炉物理特性を良く模擬していることを測定データにより確認した。

報告書

一次元輸送コードXSDRNによるUO$$_{2}$$燃料の臨界量に関する検討

北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進

JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05

JAERI-M-7085.pdf:0.7MB

UO$$_{2}$$燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO$$_{2}$$燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO$$_{2}$$燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO$$_{2}$$燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。

論文

Absolute fission-rate distributions in lithium and hybrid fusion blanket assemblies, 2; Analysis and evaluation

関 泰; 前川 洋

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(3), p.210 - 225, 1977/03

 被引用回数:18

リチウム、天然ウランと黒鉛の組み合せにて作成された4通りの球状ブランケット体系において$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂率分布の絶対測定が行われた。その結果をENDF/B-IVにより作成した100群中性子断面積セットを用いた1次元輸送計算結果と比較したところ、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂率のC/Eは、D-T中性子源が置かれた球体系の中心から遠ざかるにつれて小さくなり、黒鉛反射体領域において$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂率の計算値は数十パーセントも測定値より大きくなった。さらに詳細な検討の結果これらの不一致は主として計算において弾性散乱中性子以外の2次中性子の非等方性を考慮していないためであることが明らかにされた。解析の結果より核融合炉ブランケットの反射材として黒鉛より重い材料を用いて高速中性子の遮蔽性能と中性子の反射性能を向上させることが提案された。

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