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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:1 パーセンタイル:38.14(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

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

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Estimation of covariance matrices for nuclear data of $$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$ and $$^{243}Am$$

中川 庸雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(11), p.984 - 993, 2005/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.28(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.3に格納されている$$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$及び$$^{243}Am$$の核分裂断面積,捕獲断面積及び核分裂あたりの放出中性子数に対する共分散マトリックスを推定した。核分裂断面積の共分散はGMAコード,捕獲断面積のそれはKALMANコードを用いて推定した。低エネルギー領域では、共鳴パラメータの誤差を与えた。即発中性子数は一次関数を仮定して、共分散を求めた。遅発中性子については誤差のみを与えた。結果はENDF-6フォーマットで編集し、JENDL-3.3のデータと合わせたデータファイルを作成した。

論文

Status of the JENDL project

柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 市原 晃; 岩本 修; 大塚 直彦*; 片倉 純一

AIP Conference Proceedings 769, p.171 - 176, 2005/05

招待講演としてJENDL計画の現状について報告する。内容は、以下の通りである。汎用ライブラリーとして、JENDL-4が開発中である。このライブラリーでは、中性子入射反応に加え、荷電粒子・光子入射反応や自発核分裂データも核種を限定して扱われる。最大入射エネルギーはニーズに応じて、現行の20MeVより拡張される。JENDL-4では、マイナーアクチニドやFPデータの精度向上,共分散データの充実等が図られるとともに、品質保証が重要なテーマとなる。一方、特殊目的ファイルとしてはJENDL高エネルギーファイル、光核反応データファイルを今年公開した。また、ADS開発のために、アクチニドファイルや共分散ファイルの作成を行っている。評価用コードの開発では、核反応断面積計算コードを作成し、最新の原子核理論をデータ評価に活用している。さらに、データ利用者のために、インターネットを介した総合核データ利用システムを開発中である。

論文

Uncertainty analyses of neutron cross sections for $$^{235}$$U in the resonance region

柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.130 - 133, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.09(Nuclear Science & Technology)

種々の設計計算の精度評価のために、$$^{235}$$U中性子断面積の共分散(誤差)を共鳴領域で推定した。入射中性子エネルギーで平均された断面積の共分散を、最小自乗法を用い測定データから求めた。得られた共分散データは評価済核データライブラリーJENDL-3.3のデータと結合され、利用者が必要な共鳴領域断面積の誤差情報を提供することが可能となった。

報告書

Evaluations of heavy nuclide data for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2003-026, 53 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-026.pdf:2.48MB

原子力技術開発において重要なウラン,プルトニウム,トリウムの同位体に対する中性子核データの新たな評価を行った。この評価値は日本の評価核データライブラリであるJENDL-3.3の一部となる。この評価の主たる目的は、前ヴァージョンに対して報告されていた幾つかの問題点の解決,データの精度向上,主要核種に対する共分散の評価、である。JENDL-3.2に格納されている種々の核データを検討し、その多くについて再評価を行うか、もしくはより信頼できる数値に置き直した。JENDL-3.3の重核データに対して種々のベンチマークテストが行われ、臨界性予測精度は以前のJENDLよりも向上していることが報告された。

報告書

Evaluation of covariances for resolved resonance parameters of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

JAERI-Research 2003-001, 36 Pages, 2003/02

JAERI-Research-2003-001.pdf:1.67MB

$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$の分離共鳴パラメータの共分散を評価した。主要アクチニド核種では非常に多くの分離共鳴が観測されているが、原子炉計算では、分離共鳴そのものの誤差よりも、平均断面積の誤差の方が重要である。分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡便な手法を開発した。本手法は、平均断面積の誤差に基づいて分離共鳴パラメータの共分散行列を求めるものである。この方法を用いて、JENDL-3.2に格納されている重要なアクチニド核種の分離共鳴パラメータの共分散を求め、その結果をJENDL-3.2共分散ファイルに収納した。

論文

Uncertainty analyses in the resolved resonance region of $$^{235}U$$, $$^{238}U$$, and $$^{239}Pu$$ with the Reich-Moore $$R$$-matrix theory for JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.807 - 815, 2002/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.4(Nuclear Science & Technology)

分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡易的手法を開発した。主要アクチニド核種では多数の分離共鳴が存在するが、炉物理計算においては共鳴パラメータそれ自身より、それから計算される平均断面積の誤差が重要となる。今回開発した手法では、誤差伝播則により、適切な平均断面積誤差を与えるような分離共鳴パラメータの共分散行列を導出する。この手法を用いて、JENDL-3.2に収納されている$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$のReich-Moore型共鳴パラメータの共分散を算出した。

報告書

JENDL Dosimetry File 99 (JENDL/D-99)

小林 捷平*; 井口 哲夫*; 岩崎 信*; 青山 卓史*; 島川 聡司; 池田 裕二郎; 小田野 直光; 桜井 淳; 柴田 恵一; 中川 庸雄; et al.

JAERI 1344, 133 Pages, 2002/01

JAERI-1344.pdf:7.59MB

中性子束及び中性子のエネルギースペクトルの決定に必要なJENDLドシメトリーファイル99(JENDL/D-99)を作成した。このドシメトリーファイルに収納したデータは47核種,67反応である。そのうち、主たるドシメトリー断面積の33反応と共分散データは同時に評価したが、残りの34反応データは主として初版のJENDL/D-91から引用した。評価作業にあたってはEXFORの実験データを参考にし、大部分の場合、これをGMAコードで処理した。データは、20MeV以下のエネルギー範囲において、ENDF-6フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの二種類が与えられている。データの信頼性を確認するために、IRDF-90V2の評価値との比較,核分裂中性子場,高速/熱中性子炉の中性子場,DT中性子場及びLi(d,n)中性子場での平均断面積値との比較による積分テストを行った。本報告では、JENDL/D-99ファイルの内容と積分テストの結果について述べる。また、付録に当ドシメトリー断面積の図を載せる。

報告書

Estimation of covariances of Cr and Ni neutron nuclear data in JENDL-3.2

柴田 恵一; Oh, S.*

JAERI-Research 2000-007, p.57 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-007.pdf:1.23MB

JENDL-3.2に収納されている2核種の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、Cr及びNiである。共分散が求められた物理量は、断面積及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。共分散推定においては、JENDL-3.2の評価に用いたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値をもとに求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。

報告書

Evaluation of fission cross sections and covariances for $$^{233}$$U,$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Pu,$$^{240}$$Pu,and $$^{241}$$Pu

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2000-004, p.76 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-004.pdf:2.39MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.3作成のために、アクチニド核種の核分裂断面積を決定する計算コードSOKを開発した。このコードでは各反応の絶対測定及び相対測定(例えば、Pu-239の核分裂断面積とU-235の核分裂断面積の比)が考慮でき、それらすべてのデータに対する最小自乗フィットにより断面積を求めることができる。今回求めたのはU-233,U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積及びその共分散(誤差)である。本報告書では、評価の手法及び実験値のデータベースについて述べるとともに、得られた結果を評価済データJENDL-3.2及びENDF/B-VIと比較し検討する。

報告書

定常臨界実験装置STACYにおける線量評価コードにかかわる整備(受託研究)

桜井 淳; 三好 慶典; 中村 剛実*; 佐藤 理*

JAERI-Data/Code 99-021, 99 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-021.pdf:3.03MB

日本原子力研究所・燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、ドシメトリーの一環としてNEUPAC-JLOGコードを用いて測定値及び応答関数の誤差を考慮してスペクトル・アンフォールディングを行うことを予定している。NEUPAC-JLOGは、これまでおもに高速炉のドシメトリーに用いられてきたため、本報告書では熱中性子系用にNEUPAC-JLOGを改良した。主な改良点は、中性子エネルギー群を200群まで拡張、熱群の影響が高速群まで敏感に及ぼさないように結合係数を小さくしたこと、及び箔の厚さを考慮した箔吸収自己遮蔽効果を厳密に評価したことである。これらの処理結果については、STACYの中性子スペクトルを用いて試計算を行い検討及び評価を行った。

報告書

Estimation of covariances of $$^{10}$$B, $$^{11}$$B, $$^{55}$$Mn, $$^{240}$$Pu and $$^{241}$$Pu neutron nuclear data in JENDL-3.2

柴田 恵一; 中島 豊*; 村田 徹*

JAERI-Research 98-045, 48 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-045.pdf:1.64MB

JENDL-3.2に収納されている5核種の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、$$^{10}$$B,$$^{11}$$B,$$^{55}$$Mn,$$^{240}$$Pu及び$$^{241}$$Puである。共分散が求められた物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。共分散推定においては、JENDL-3.2の評価に用いられたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値を基に求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。

報告書

Estimation of covariances of $$^{16}$$O,$$^{23}$$Na,Fe,$$^{235}$$U,$$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu neutron nuclear data in JENDL-3.2

柴田 恵一; 中島 豊*; 河野 俊彦*; S.Oh*; 松延 廣幸*; 村田 徹*

JAERI-Research 97-074, 68 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-074.pdf:1.78MB

JENDL-3.2に収納されている6種類の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、$$^{16}$$O,$$^{23}$$Na,Fe,$$^{235}$$U,$$^{238}$$U及び$$^{239}$$Puである。共分散が求められた物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。$$^{235}$$Uに関しては、核分裂における平均中性子発生数の共分散も求められた。共分散推定においては、JENDS-3.2の評価に用いられたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値を基に求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。

報告書

Proceedings of the 1996 Symposium on Nuclear Data; November 21-22, 1996, JAERI, Tokai, Ibaraki, Japan

井口 哲夫*; 深堀 智生

JAERI-Conf 97-005, 317 Pages, 1997/03

JAERI-Conf-97-005.pdf:10.76MB

1996年核データ研究会が、1996年11月21日と22日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表ではJENDL-3.2の積分テスト、国際協力、遅発中性子、特殊目的ファイル、高エネルギー核データ、新しい実験・測定の18件の報告があった。ポスター発表では、32件の発表がありそれらは、核データの測定、評価や評価済核データのベンチマークテスト、オンラインデータベース等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

論文

Error estimations and their biases in Monte Carlo eigenvalue calculations

植木 太郎*; 森 貴正; 中川 正幸

Nuclear Science and Engineering, 125(1), p.1 - 11, 1997/00

モンテカルロ法による固有値(実効増倍率)計算における、分散及びサイクル間の共分散の評価法に対する理論的検討を行った。その結果、真の分散及び共分散と、通常のモンテカルロ計算で評価されている見かけの分散及び共分散との関係式が得られた。この関係式に基づいて、通常のモンテカルロ計算の結果から反復法による真の分散(分散のバイアス)の評価法を考案した。いくつかの問題に本評価法を適用した結果、真の分散と見かけ分散の比が1.4から3.1の問題に対しては極めて有効であることが明らかになった。さらに、分散の比が5以上となる問題においても、本評価法によって70%以上の確率で真の値の40%以内で標準偏差(分散の平方根、計算結果の統計誤差)を評価することが可能であった。

論文

照射専用炉JMTRの中性子スペクトルの測定法と評価

桜井 淳

原子力工業, 29(10), p.44 - 52, 1983/00

JMTRにおける中性子スペクトル評価の概要を解説したものである。その目的、実験法、unfolding法、評価法について述べてある。また、covariance matrixを考慮した誤差解析にもふれており、いくつかの新しい情報を含んでいる。

報告書

1980年核データ討論会報告

シグマ研究委員会

JAERI-M 9523, 221 Pages, 1981/06

JAERI-M-9523.pdf:5.9MB

1980年12月10・11日に原研東海研において、シグマ研究委員会主催の1980年核データ討論会が開催された。この討論会の主題は、(1)JENDL-2の現状およびJENDL-3のスコープ、(2)共分散ファイルおよび共分散の評価であった。本報告書のその講演内容および討論をまとめたものである。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ,3; Validation

石川 眞; 横山 賢治; 杉野 和輝

no journal, , 

臨界実験装置・実機プラントにおける多様な核特性を含む高速炉実験データベースを妥当性確認実験として、次世代高速炉核設計手法のValidationに対する方法論を構築し成立の見通しを得た。

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