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論文

The Joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3

Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.

European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:8.7(Physics, Nuclear)

本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{23}$$Na, $$^{59}$$Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, $$^{3}$$He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:55.45(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

論文

A New cross section adjustment method of removing systematic errors in fast reactors

竹田 敏一*; 横山 賢治; 杉野 和輝

Annals of Nuclear Energy, 109, p.698 - 704, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.48(Nuclear Science & Technology)

核特性の測定と解析に係る系統誤差を推定すると共にそれらを取り除くことが可能な新しい断面積調整法を導出した。系統誤差を推定するために測定データと解析結果の比であるバイアス因子を適用する。バイアス因子の1からのずれは一般に系統誤差と統計誤差により引き起こされる。したがって、バイアス因子の1からのずれが測定と解析に係る誤差の合計の範囲内にあるかどうかを決めることにより、系統誤差を推定する。統計誤差は各々の信頼性のレベルにより決められるので、系統誤差も信頼性のレベルに依存する。高速臨界集合体及び高速炉実機により得られた589個の測定データを用いて、当手法により断面積調整を行った。当手法による調整結果と従来の調整手法を用いた結果との比較を行う。また、信頼性のレベルが調整後の断面積へ及ぼす影響についても議論する。

論文

Methods and approaches to provide feedback from nuclear and covariance data adjustment for improvement of nuclear data files

Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞

NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05

For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data," MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

論文

An Operator assistance system for beam adjustment of JAERI AVF cyclotron

上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 田島 訓

KEK Proceedings 2003-19, p.27 - 29, 2004/03

サイクロトロンの運転操作では、引出しビームが最大になるように何十ものパラメータの調整が必要である。経験豊かなオペレーターは、その経験と直観力で試行錯誤によってこの処理をする。しかし、オペレータはビームの測定データや機器のアラームや状態のようなわずかな情報によってパラメータ調整をする必要があり、未熟者にとってビーム調整は難しい。われわれはJAERI-AVFサイクロトロンのためにコンピュータベースの可視化援助システムを開発した。支援システムは次のようなCRT表示を行う: サイクロトロンのビーム軌道,設定可能領域,調整履歴,ビーム調整パラメータを最適化するために設計された外部ビーム輸送のビームエンベロープ。支援システムの評価実験を行った結果、サイクロトロンの入射領域でのビーム条件を達成させるための操作時間はおよそ65%減らされた。また、支援システムはビーム輸送、例えばビームの軌道,エンベロープ,プロファイル,スポットサイズ,その他の問題を調査するために非常に役に立つ。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu by using results of in-pile measurements of effective delayed neutron fraction

桜井 健; 岡嶋 成晃

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 12 Pages, 2002/10

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCA における合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$ベンチマーク実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。さらに、調整後の収率をテストするために、高速炉臨界実験装置ZPRで実施された$$beta_{eff}$$実験の解析を行った。調整後の収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Evaluation of Delayed Neutron Data for JENDL-3.3

吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08

核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近の$$beta_{eff}$$の積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差$$pm$$5%以内で得ることができた。特に、$$^{238}$$Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction $$beta_{eff}$$

桜井 健; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.31(Nuclear Science & Technology)

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、$$^{238}$$Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、$$^{239}$$Puの収率は2.6%大きくなり$$^{235}$$Uの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Determination of neutron spectra formed by 40-MeV deuteron bombaredment on a lithium target with multi-foil activation technique

前川 藤夫; 和田 政行*; Von-Moellendorff, U.*; Wilson, P. P. H.*; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.815 - 820, 2000/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Nuclear Science & Technology)

ドイツ・カールスルーエ研究所のサイクロトロン施設に設けられた40-MeV重陽子ビームによる重陽子-リチウム中性子源について、多数箔放射化法により照射場スペクトルを決定した。同中性子源を用いて12種類の放射化箔を照射し、$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)反応や$$^{209}$$Bi(n,xn)反応を含む約30の閾反応率を求めた。一方、モンテカルロ計算により同照射場の中性子スペクトルを計算し、これを初期推定値としてSAND-IIコードにより実験で得られた閾反応率と整合するようにスペクトルの調整を行い、最大中性子エネルギーが55MeVにまで及ぶ照射場スペクトルを約10%の不確実性で決定した。スペクトル調整に必要な反応断面積は微分実験データやロシアで評価されたデータに基づいて作成された。今回決定したスペクトルは、同中性子場で照射された核融合炉の構造材料の誘導放射能解析に用いられる。

論文

Development of visual beam adjustment method for cyclotron

上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 横田 渉; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫

JAERI-Review 95-019, p.211 - 213, 1995/10

サイクロトロンのビーム軌道可視化調整技術の開発は、サイクロトロンの設計に用いた計算コード等により、多変数操作空間における最適値の探索を行うとともに、ビーム軌道等を模擬し、実運転に反映される新しい加速器制御技術の手法を開発することを目的としている。主な機能は、ビーム軌道の可視化、パラメータ設定可能領域表示とビーム調製履歴の表示である。計算上の軌道と実ビーム軌道の差の要因を検討した。垂直入射および中心領域については、追加実験を行い、引出し領域については、本システムの軌道モデルと実軌道から求めたエネルギーを比較し、その補正方法を検討した。その結果、軌道半径法と3点計測法で補正を加えたエネルギーは、引出しエネルギーに対して誤差が$$pm$$0.5~2%であることがわかった。

論文

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.22(Nuclear Science & Technology)

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N$$_{BP}$$、棒半径r)を、実効増倍率(k$$_{eff}$$)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はN$$_{BP}$$とrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積$$Sigma$$a$$_{BP}$$,N$$_{BP}$$及び$$gamma$$間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せの$$Sigma$$a$$_{BP}$$とその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のk$$_{eff}$$の変化を本方法により2%$$Delta$$k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

論文

Development of visual beam adjustment method for cyclotron

上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 横田 渉; 奈良 孝幸; 福田 光宏; 石堀 郁夫; 岡村 哲也*; 立川 敏樹*

Proc. of the 9th Symp. on Accelerator Science and Technology, p.65 - 67, 1993/00

サイクロトロンの設計に用いた計算コード等により、ビーム軌道をシミュレーションするプログラムの作成を行った。これは、軌道可視化と設定可能領域表示をすることにより、ビーム調整の支援を行うシステムである。これらのプログラムは、垂直入射領域、中心領域、引出し領域の3ブロックに分かれる。垂直入射領域と引出し領域において、実運転によるビーム軌道との比較実験の結果、このシステムが、実ビームを良くシミュレーションしていることがわかった。また、シミュレーションの誤差を生じる原因についても評価を行った。

論文

Actinide integral measurements in FCA assemblies

向山 武彦; 大部 誠; 中野 正文; 岡嶋 成晃; 小圷 龍男

Nuclear Data for Basic and Applied Science,Vol.l, p.483 - 488, 1986/00

アクチノイド核種核断面積データの信頼性向上のため主要核種について、FCAを用いた積分実験を行なった。核分裂率比及び試料反応度価値を中性子スペクトルの系統的に異なる8つのFCA炉心において測定した。この積分測定値をもとに最小二乗法核データ・フィッティング・システムを用いて核データの修正を行った。会議においては、積分実験法、実験値、修正核データについて報告する。

論文

文献検索における検索式の自動修正,翻訳

佐々木 芳雄

ドクメンテーション研究, 28(5), p.175 - 187, 1978/05

本稿はユーラトムでの検索式自動修正法の実験に関する翻訳である。この検索システムの目的は、利用者の負担を最小にし、しかも高性能の検索を実行することにある。このシステムには、今までのサーチャーの検索式作成で得られた経験が随所に盛り込まれている。その主な点は、次の通りである。検索回答の適否判定は、サーチャーではなく、利用者自身が行う。ブール論理を用いる検索式作成をコンピュ-タにさせる。利用者に提示する回答には、あらかじめ適合性フィードバックを適用して、ヒット確率の高い順にランキングする等である。実験の結果、この検索式自動修正法は在来式検索法よりもすぐれていることが実証された。

論文

Adjustment to cross section data to fit integral experiments by least squares method

黒井 英雄; 三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(11), p.663 - 680, 1975/11

 被引用回数:12

積分量の計算値が測定値とよく一致するように最小自乗法により核断面積データを修正する方法は1964年のジュネーブ会議で初めて報告された。しかしこの方法は、以後開かれた多くの国際会議において一部の著名な研究者より強い批判にさらされ、この方法の受入れに関し意見はするどく対立した。しかしこの方法に興味をもつ多くの研究者によって修正方法の改良が行われ多くの批判に答える努力がつづけられた結果、この最小自乗法による核断面積の修正は1973年に開かれた東京シンポジウムに於いて大きな成功をおさめるに至った。本報告はこの修正法の進歩と問題点を解説したものである。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$gamma$$)測定断面積の持つ不確定性について; 断面積の統計解析

長谷川 明; 桂木 学

JAERI-M 5536, 43 Pages, 1974/01

JAERI-M-5536.pdf:1.2MB

積分実験結果を正しく理解するために精度のよい断面積セットを必要とする。それ故、最近断面積評価の方策が広く研究されている。これと関連して評価者にとって測定断面積の誤差を知ることがより重要となってきている。今回我々は高速炉において重要となるエネルギー領域における最重要核種$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)について現状の核データの不確定さを検討するために、実験データについての測定点の分布を調べた。データはCCDNのNEUDADAに求めた。その結果、断面積Adjustment等において断面積の動かし得る範囲の目安として次のような結果を得た。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)50KeV~1MeV$$pm$$7%(但し、100KeV~200KeV$$pm$$4%)、1KeV~50KeV$$pm$$30~10%、、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)100KeV~1MeV$$pm$$4~5%、1KeV~100KeV$$pm$$30~10%、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)10KeV~1MeV$$pm$$13~17%、1KeV~10KeV$$pm$$30~16%

口頭

Reactor physics experiments using transmutation physics experimental facility for research and development of accelerator-driven system

岩元 大樹; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫

no journal, , 

The effectiveness of reactor physics experiments using Transmutation Physics Experimental Facility (TEF-P) in J-PARC was analysed from the viewpoint of the reduction of uncertainties in the calculated reactor physics parameters (criticality and coolant void reactivity) of the ADS proposed by JAEA. The analysis was conducted by the nuclear-data adjustment method using JENDL-4.0 on the assumption that several types of reactor physics experiments using minor actinide bearing fuel will be performed in TEF-P. It was found that a combination of various experiments and database of existing experimental data was effective in reducing the uncertainties. As the typical result, 1.0% of uncertainty in calculated criticality value can be reduced to 0.4%. As an elemental device development for TEF-P, we developed an online subcriticality monitor. Through experiments using Kyoto University Critical Assembly (KUCA) and the FFAG proton accelerator, it was confirmed that this device could be applicable to measure deep subcriticality around 10${$}$ below the critical condition.

口頭

JENDL-4.0 based cross-section adjustment by adding new experiments on the basis of the SG33 benchmark

横山 賢治; 沼田 一幸; 石川 眞

no journal, , 

OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のサブグループ39(SG39)の活動で新たに整備された積分実験データを追加した炉定数調整計算を行うことでどのような結果が得られるかを調査した。炉定数調整計算の基準ケースとして、SG39の前身のSG33で整備された炉定数調整ベンチマーク問題を用いた。新しく追加した実験データは、PSIが解析評価を行ったHCLWR-PROTEUSのCore 7とCore8の無限増倍率、JSIが解析評価を行ったSNEAK-7Aと-7Bの実効増倍率の4核特性である。これらの実験データを追加することで、調整結果が変わり、新たな情報が得られることを確認した。一方で、PROTEUSの実験データを追加することにより、他の核特性に悪影響を与えてしまうことが分かった。

口頭

A "Tiny" adjustment of nuclear data and associated correlation factor

横山 賢治; 石川 眞

no journal, , 

炉定数調整法の理論式を考慮すると、核データ評価者が積分実験データのC/E値を参考にして、何か特定の核種、反応、エネルギーの核データを微調整した場合には、他の核種、反応、エネルギーの核データと相関がつくと考えられる。しかしながら、この議論は定性的なものであり、定量的にどのような条件のときに有意な相関を付けるべきかについてはそれほど明確ではない。また、炉定数調整法の理論式から、この相関は核データの調整量とは関係がないことが分かる(相関係数の式に核データの調整量は含まれていない)が、この事実は直感的には理解しにくい。相関係数の大きさは、核データの不確かさや感度係数、積分実験データの不確かさ等によって決まると考えられるため、単純なケースでの炉定数調整法の理論式を考えて、核データを微調整した場合に、相関を付ける必要があると考えられる条件、逆に相関を付けなくても良いと考えられる条件について考察した。得られた結果は、炉定数調整法の理論式から推測される定性的な傾向と一致していることが確認できた。

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