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論文

Maxwellian-averaged neutron-induced reaction cross sections and astrophysical reaction rates for $$kT$$ = 1 keV to 1 MeV calculated from microscopic neutron cross section library JENDL-3.3

中川 庸雄; 千葉 敏; 早川 岳人; 梶野 敏貴*

Atomic Data and Nuclear Data Tables, 91(2), p.77 - 186, 2005/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:19.82(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)

評価済核データライブラリーJENDL-3.3をもとに、中性子捕獲反応, (n,p), (n,$$alpha$$), 核分裂反応及び幾つかの閾反応について、1keVから1MeVの温度範囲でマックスゥエル平均断面積と天体学的反応率を計算し、表及びグラフに示した。計算したマックスゥエル平均断面積をほかの研究者の値と比較し、それらの差異がs-過程元素合成に対するその影響を議論した。

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:43.87(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

Benchmark experiments of thermal neutron and capture $$gamma$$-ray distributions in concrete using $$^{252}$$Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

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

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲$$gamma$$線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び$$gamma$$線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

報告書

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO$$_{2}$$燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245$$^{circ}$$C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO$$_{2}$$炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

報告書

JENDLによる核種生成量予測精度の検討

奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.

JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB

本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13$$sim$$15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO$$_{2}$$又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。

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:48.6(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

JENDL-3.3に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ33

片倉 純一; 片岡 理治*; 須山 賢也; 神 智之*; 大木 繁夫*

JAERI-Data/Code 2004-015, 115 Pages, 2004/11

JAERI-Data-Code-2004-015.pdf:16.52MB

ORIGEN2コード用の断面積データライブラリORLIBJ33を最新の評価済核データライブラリJENDL-3.3をもとに作成した。作成したライブラリは、軽水炉であるPWR, BWR及びそれらのMOX燃料用のライブラリと高速炉用ライブラリである。軽水炉用ライブラリについては、JENDL-3.2に基づく旧ライブラリとの比較及び実燃料の破壊試験の測定値との比較を行った。高速炉用ライブラリについても、旧ライブラリを用いた計算結果との比較を行い燃焼計算への影響を把握した。

論文

Integral benchmark experiments of the Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL)-3.3 for the fusion reactor design

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 柴田 恵一; 和田 政行*; 村田 勲*

IAEA-CN-116/FT/P1-22 (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

JENDL-3.3は最新の実験データをもとに評価した337核種の中性子断面積であり、核融合炉の核設計で重要な非等方中性子輸送で重要となる2重微分断面積の充実,同位体ごとの断面積,共分散データの充実を特徴としている。本報告では、鉄,バナジウム,タングステン等の核融合関連の核種の核データの精度検証を目的として、それらの核種の積分実験を実施し、その結果に対し、JENDL-3.3とその旧版であるJENDL-3.2及びIAEAの核融合核データライブラリFENDL-2を用いてベンチマーク解析を実施した。実験は原研東海研究所の加速器ベースの14MeV中性子発生装置である核融合中性子源FNSにおいて実施した。14MeV中性子発生用トリチウムターゲットの前方に核融合関連材料からなる平板体系を設置して、14MeV中性子を体系に入射し、体系内及び体系外において中性子及び2次$$gamma$$線のエネルギースペクトルを測定した。試験体系としては、単一元素材料として、鉄,銅,バナジウム,タングステン,複合元素材料としてSS316L, LiAlO$$_{2}$$, SiCを使用した。積分ベンチマーク実験の結果、JENDL-3.3は旧版であるJENDL-3.2及びFENDL-2.0に比べて、精度が改善しており、核融合炉の核設計に対し十分な精度を有していることを確認した。

論文

Integral validation of minor actinide nuclear data by using samples irradiated at dounreay prototype fast reactor

辻本 和文; 大井川 宏之; 篠原 伸夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2004), 4 Pages, 2004/09

原研では高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の分離変換技術の研究開発を行っている。核変換システムの核設計を行うためには、マイナーアクチニド(MA)核種の信頼性の高い核データが必要である。本研究では、英国ドーンレイの高速原型炉で照射されたアクチニド試料の化学分析結果を用いて、核データの検証を行った。使用した試料は、トリウムからキュリウムまでの21種類の核種の試料である。主要な核データライブラリーであるJENDL-3.3, ENDF/B-VI, JEFF-3.0を用いて照射試料に対する燃焼解析を行い、計算結果と化学分析結果との比較を行った。その結果、ウランやプルトニウム等の主要な核種に対しては、ライブラリー間の相違は小さく、実験値ともよく一致していることがわかった。一方、アメリシウムやキュリウム等のMA核種に対しては、実験値との不一致が大きく、今後も核データの精度向上が必要なことがわかった。

報告書

最新の評価済み核データに基づくMVP中性子断面積ライブラリーの作成

森 貴正; 長家 康展; 奥村 啓介; 金子 邦男*

JAERI-Data/Code 2004-011, 119 Pages, 2004/07

JAERI-Data-Code-2004-011.pdf:5.93MB

ENDF形式で表現された評価済み核データファイルを処理して、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの中性子断面積ライブラリーを作成するコードシステムLICEMの第2版を開発した。本コードシステムは最新のENDF-6形式の核データを処理することができ、MVPコードの任意温度計算機能に対応したMVPライブラリーの作成機能を有している。本コードシステムを用いて、世界3大評価済み核データファイル(JENDL, ENDF/B, JEFF)の最新ファイルを処理して、MVP中性子断面積ライブラリーを作成した。本報告には、MVP中性子断面積ライブラリーの形式,ライブラリー作成コードシステム及びその使用法と作成されたMVP中性子断面積ライブラリーについて記述されている。

報告書

Analysis of the TRIGA MARK-II benchmark IEU-COMP-THERM-003 with Monte Carlo code MVP

Mahmood, M. S.; 長家 康展; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-027, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-027.pdf:2.26MB

ICSBEPハンドブックに掲載されているTRIGA Mark-II炉心のベンチーマーク実験を核データライブラリーJENDL-3.3, JENDL-3.2及びENDF/B-VI.8とモンテカルロコードMVPを用いて解析した。また、MVPコードとMCNPコードの比較のためにENDF/B-VI.6を用いたMCNPの計算も行った。炉心構成の異なる炉心132及び133についてMVPコード及びJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VI.8を用いて得られたC/E値はそれぞれ0.999, 1.003, 0.998であった。MCNPコードを用いて得られたC/E値は炉心132と133についてともに0.998であった。すべての結果は実験値と実験誤差の範囲内で一致した。MVPとENDF/B-VI.8及びMCNPとENDF/B-VI.6を用いて得られた結果は炉心132については0.02%、炉心133については0.01%の差異しか見られなかった。

論文

シグマ委員会の2001, 2002年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03

2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。

報告書

TRACY水反射体付き炉心の核特性評価

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-096.pdf:3.6MB

過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を6$$sim$$10%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。

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。

論文

Evaluation of the $$^{210it m}$$Bi/$$^{210it g}$$Bi branching ratio of the $$^{209}$$Bi(${it n,$gamma$}$)$$^{210}$$Bi cross section in the neutron energy range from 200keV to 3.0MeV

市原 晃; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.980 - 982, 2003/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.74(Nuclear Science & Technology)

高速炉の冷却材の候補として、Pb-Bi合金が研究されている。$$^{209}$$Biの中性子捕獲による$$^{210}$$Bi生成の断面積を、中性子入射エネルギー200keV$$leq$$En$$leq$$3.0MeVの範囲内で、Hauser-Feshbach統計模型計算により評価した。さらに、基底状態($$^{210g}$$Bi)と準安定状態($$^{210m}$$Bi)の$$^{210}$$Bi生成比を、$$gamma$$線カスケード計算により見積もった。統計模型計算にはKoning-Delarocheの光学ポテンシャルと、核の殻効果を考慮したMengoni-Nakajimaのレベル密度関数を用いた。計算で得られた$$^{210}$$Bi生成断面積及び$$^{210m}$$Bi/$$^{210g}$$Bi分岐比は、最新の実験結果を定量的に再現した。そして今回の評価で、核データライブラリー(JENDL-3.3)とその特殊目的ファイル(JENDL/A-96)間で$$^{210}$$Bi生成断面積が異なっていた問題を解決した。

報告書

Evaluations of medium-heavy nuclide data for JENDL-3.3

柴田 恵一; 浅見 哲夫*; 渡部 隆*; 渡辺 幸信*; 山室 信弘*; 井頭 政之*; 北沢 日出男*

JAERI-Research 2003-021, 49 Pages, 2003/09

JAERI-Research-2003-021.pdf:2.82MB

JENDL-3.3のために中重核領域の中性子核データ評価を行った。この仕事は、前版JENDL-3.2の欠点を解消するために行われた。最新の測定値及び理論計算値を考慮して、評価済データの精度向上に努めた。同位体データとの不一致を解消するために、JENDL-3.3では炭素,バナジウム以外天然元素データは作成しなかった。

論文

Validating JENDL-3.3 for water-reflected low-enriched uranium solution systems using STACY ICSBEP benchmark models

山本 俊弘; 三好 慶典; 清住 武秀*

Nuclear Science and Engineering, 145(1), p.132 - 144, 2003/09

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

国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのハンドブックのSTACYのベンチマークデータが低濃縮溶液ウランの臨界解析手法の検証データとして有用である。JENDL-3.2ではSTACYの水反射体付体系に対しては実効増倍率を約0.7%過大評価していた。これらの過大評価を考慮したJENDL-3.3への改訂にあたっては、U-235の核分裂スペクトル,核分裂断面積,N-14の(n,p)反応断面積などが修正され、実効増倍率の計算値が大きく改善された。JENDL-3.2またはENDF/B-VI.5に対するJENDL-3.3の変化の寄与を摂動計算により調べた。また、Fe-56のMeV領域の弾性散乱断面積が大きかったこともJENDL-3.2の過大評価の原因の一つである。JENDL-3.3ではこの断面積が見直され実効増倍率に0.2%ほど寄与する。JENDL-3.3でも実効増倍率の濃度依存性は依然として見られる。また、JENDL-3.3によるSTACYに対する過大評価は大きい場合で0.6%ほどある。

報告書

棒状燃料格子間隔1.5cmのSTACY非均質炉心の核特性解析

曽野 浩樹; 深谷 裕司; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-065, 61 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-065.pdf:3.11MB

日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYでは、2003年度に、非均質炉心での臨界実験が計画されている。当該炉心は、硝酸ウラニル溶液($$^{235}$$U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmの二酸化ウラン棒状燃料($$^{235}$$U濃縮度5wt%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的とする核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRAC,断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。計算された核特性値からそれらを補間するための簡易推定式及び当該炉心の核的制限値を評価した。また、当該実験のすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。

報告書

The Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明

JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB

JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。

報告書

Evaluation of neutronic characteristics of STACY 80-cm-diameter cylindrical core fueled with 6% enriched uranyl nitrate solution

柳澤 宏司; 曽野 浩樹

JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB

定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。

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