検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

IAEA Technical Meeting "Nuclear Data Processing"に関する会合報告

多田 健一

核データニュース(インターネット), (122), p.9 - 21, 2019/02

2018年9月3日から6日まで、ウィーンのIAEA本部で開催された、Technical Meeting「Nuclear Data Processing (核データ処理)」についての会議の様子を国内の核データ関係者に向けて紹介するものである。本会議では各機関で開発中の核データ処理コードの現状報告と、IAEAが実施している核データ処理コード間の処理結果の比較であるACE File Verification Projectについて議論があった。本稿ではこれらについて詳しく報告する。

論文

純国産次世代核データ処理コードFRENDYの開発

多田 健一

炉物理の研究(インターネット), (71), 13 Pages, 2019/02

核データ処理は評価済み核データライブラリと粒子輸送計算コードを繋ぐ重要な技術であるものの、原子力に関わる多くの技術者にとってあまり馴染みのないものである。そこで本資料では、核データ処理に興味を持ってもらうことを目的として、核データ処理の概要と、核データ処理コードの国産化の重要性、そしてFRENDY開発の経緯について、簡単に説明する。また、核データ処理について理解を深めるため、核データ処理に関連する資料をまとめた。

報告書

Nuclear data processing code FRENDY version 1

多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MB
JAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB

評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。

論文

Improvement of probability table generation using ladder method for a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.2929 - 2939, 2018/04

原子力機構では核データ処理システムFRENDYの開発を進めており、それに併せて従来の核データ処理手法の問題点の調査・解決を進めている。本論文ではNJOYのPURRモジュールでも用いられているラダー法を用いた確率テーブル作成手法の改良について説明する。適切な確率テーブルを高速に作成するため、カイ二乗分布に従う乱数生成手法と、複素誤差関数の計算手法を改良した。従来の手法と新しい手法で実効増倍率を比較したところ、確率テーブル作成手法が実効増倍率に与える影響は小さいことが分かった。また、最適なラダー数について検討したところ、ラダー数は100程度で確率テーブルが十分収束していることが分かった。

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。

論文

FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09

 パーセンタイル:100

原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。

論文

Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07

AA2016-0417.pdf:1.93MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.96(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。

論文

日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,4; 核データ検証自動実行システムVACANCEの開発

多田 健一

核データニュース(インターネット), (117), p.23 - 29, 2017/06

積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。また、これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。そこで、次期JENDLに向けた効果的な核データ検証サイクルを実現するため、これらの作業を自動化し、核データ評価者自身が積分実験を用いた核データの検証が行えるシステムを構築するため、臨界実験解析と解析結果を編集する自動核計算実行システムVACANCE(Validation Environment for Comprehensive and Automatic Neutronics Calculation Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。

論文

Development of an automatic nuclear data validation system VACANCE

多田 健一; 須山 賢也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/04

評価済み核データライブラリJENDLの品質と精度向上には、積分実験による核データの妥当性検証が必要である。積分実験を用いた妥当性検証には、多くの手間と時間が必要であり、自動化システムの開発が求められてきた。自動化システムの実現には、核データ処理、積分実験解析及び解析結果の編集が必要となる。これらのうち、核データ処理については原子力機構が開発を進めている国産核データ処理システムFRENDYを用いることで核データ処理の自動化が実現された。そこで本研究では、積分実験解析及び解析結果の編集を自動化させるため、自動核データ検証システムVACANCEを開発した。VACANCEは入力の自動探索機能や編集機能の他に、並列計算機能やリスタート計算機能など、積分実験解析で必要な多くの機能を有している。FRENDYとVACANCEを組み合わせることで、効果的な核データ検証が可能となる。本発表では、VACANCEの機能の概要について報告する。

論文

IAEA Consultants' Meeting "The New Evaluated Nuclear Data File Processing Capabilities"に関する会合報告

多田 健一

核データニュース(インターネット), (113), p.7 - 23, 2016/02

2015年10月5日から9日までウィーンのIAEA本部で開催された、Consultants Meeting (CM)、"The New Evaluated Nuclear Data File Processing Capabilities"についての会合報告を行う。本資料では、CMで発表された諸外国の核データ処理システムの開発状況について詳しく報告する。

論文

国産核データ処理コードFRENDYの開発

多田 健一

核データニュース(インターネット), (113), p.41 - 45, 2016/02

日本原子力学会2015年秋の大会において「国産核データ処理コードFRENDYの開発」に対して2015年度核データ部会賞 奨励賞を受賞した。本資料では、核データ部会賞を受賞した当該研究について紹介する。本資料では、国産核データ処理コードFRENDYの概要としてFRENDYの特徴とクラス構造について、核データ処理の例としてドップラー拡がりの処理結果とNJOYとの差異の要因について説明する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,2; 熱中性子散乱断面積の処理

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では平成25年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、平成26年度の進捗内容として、熱中性子散乱断面積の処理について報告する。JENDL-4.0でS($$alpha$$,$$beta$$)が含まれる全物質に対し、FRENDYとNJOYでポイントワイズの熱中性子散乱断面積を作成し、比較した。その結果、FRENDYの熱中性子散乱断面積の処理が妥当であることを確認した。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発

多田 健一

no journal, , 

核データから炉心計算までの全てを国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では2013年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの概要及び処理結果の妥当性検証について報告する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの概要と各国の核データ処理システム開発の現状

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では2013年より、核データ処理システムFRENDY (FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの概要と、各国の核データ処理システム開発の現状について報告する。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,3; 非分離共鳴領域の確率テーブル作成

多田 健一; 長家 康展

no journal, , 

原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの非分離共鳴領域の確率テーブル作成について報告する。

口頭

核データ処理コードFRENDYの開発状況と今後の展開

多田 健一

no journal, , 

原子力機構が現在開発を進めている国産核データ処理コードFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の概要について説明する。本発表では、FRENDY開発の背景、FRENDYの特徴と今後の予定について説明する。

口頭

核データ処理システムFRENDYを用いたMVPライブラリの作成

長家 康展; 多田 健一

no journal, , 

原子力機構では、核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、新規の核データ処理システムFRENDYを開発している。今回、FRENDYモジュールを用いて評価済み核データJENDL-4.0を処理してMVPライブラリを作成し、様々な炉心体系に対して積分ベンチマーク計算を実施した。MVPライブラリ作成コードシステムLICEMで作成された従来のMVPライブラリを用いた計算結果と比較し、ほぼ同等の結果が得られることを確認した。

口頭

国産核データ処理システムFRENDYの開発,4; ACEファイル作成機能の実装

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢

no journal, , 

原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。FRENDYの開発では、連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリ作成機能の実装を第一の目標としている。連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリの作成を行うためには、(1)ポイントワイズ断面積の作成、(2)確率テーブルの作成、(3)熱中性子散乱データの処理、(4)連続エネルギーモンテカルロ計算コード用断面積ライブラリの作成の四つの処理を実施する必要がある。FRENDYでは既に1 - 3の処理機能を実装しており、今年度はPHITSやMCNPなど、多くのモンテカルロ計算コードで採用されているACEファイルの作成機能の実装について報告する。FRENDYで作成したACEファイルの妥当性検証のため、JENDL-4.0をFRENDYおよびNJOY99で処理したACEファイルを使用して積分実験のベンチマーク計算を実施し、実効増倍率を比較した。その結果、どの体系においても0.05%以下の精度でNJOY99の結果と一致することが分かった。このことから、FRENDYのACEファイル作成機能は妥当であると考えられる。

口頭

確率テーブル作成方法の違いが解析結果に与える影響評価

多田 健一

no journal, , 

原子力機構では、2013年度より国産核データ処理システムFRENDYの開発を進めており、平成28年度までにMCNP用の断面積ライブラリであるACE(A Compact ENDF)ファイル作成に必要な断面積再構成、ドップラー拡がりの処理、熱中性子散乱則の処理、非分離共鳴領域の確率テーブルの作成、ガス生成断面積の作成及びACEファイルの作成の各機能を実装してきた。FRENDYの開発では、世界中で広く利用されているNJOYと同じ核データ処理方法を採用しているが、開発中に判明したNJOYの処理方法の問題点を改善したFRENDY独自の処理方法の実装も進めている。今般、FRENDY単体でACEファイル作成が可能になったため、NJOYの問題点が積分実験解析に与える影響について評価を進めている。本発表では、NJOYとFRENDYの確率テーブル作成方法の違いが解析結果に与える影響について報告する。

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。

25 件中 1件目~20件目を表示