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論文

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:4(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

日本原子力学会「2016年秋の大会」核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会、企画・合同セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」概要報告

中村 詔司

核データニュース(インターネット), (115), p.18 - 23, 2016/10

本件は、日本原子力学会2016年秋の大会(平成28年9月7日(水) 13:00$$sim$$14:30 (L会場))において、核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会の合同で開催された企画セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」についての概要を報告するものである。セッションでは、廃止措置に向けた課題、九州大学で進めている実験施設の廃止措置の状況、廃止措置に伴う放射化量評価に資する核データライブラリの現状について等の発表があり、それらの発表内容をまとめている。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

報告書

Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor

Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二

JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-032.pdf:2.07MB

これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、$$^{90}$$Y, $$^{134}$$Cs, $$^{144}$$Pr, $$^{106}$$Rh, $$^{241}$$Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期に$$^{241}$$Puが大きく影響することも明らかになった。

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

論文

Exploring of peptides with affinity to HER2 from random peptide libraries using radioisotope; Random hexapeptide libraries with fixed amino acid sequence at 1 and 2 positions

佐々木 一郎; 花岡 宏史*; 山田 圭一*; 渡辺 茂樹; 須郷 由美; 大島 康宏; 鈴木 博元; 石岡 典子

Peptide Science 2014, p.257 - 260, 2015/03

We have sought to establish drug discovery system using radioisotope (RI) labeled peptides which have high affinity to target proteins overexpressed in cancers. Of the target proteins, we chose the human epidermal growth factor receptor type 2 (HER2), a membrane protein overexpressed in various cancers to evaluate the drug discovery system. Three series of random hexapeptide libraries introduced a radioiodinated D-tyrosine (y(3-$$^{131}$$I)) to $$N$$-terminal were designed and binding assay with HER2-expressed cell lines were conducted in this study. First, we synthesized a series of random hexapeptide libraries with fixed amino acid sequence at 1 and 2 positions, y(3-$$^{131}$$I)X$$^{1}$$X$$^{2}$$X$$^{3}$$X$$^{4}$$X$$^{5}$$X$$^{6}$$. Non-radioactive random peptide libraries, yXXXXXX, were prepared by Fmoc-SPPS with an automatic peptide synthesizer. Radioiodinated y(3-$$^{131}$$I)XXXXXX were subsequently synthesized in 30-50% radiochemical yield. Binding assay using HER2-overexpressed cell line showed that high affinity (38-50% dose, n=6) was obtained with yIIXXXX, while other random peptide libraries were yielded low affinity (approximately 1% dose), which indicated that the system using RI labeled random peptide libraries have potential to discover peptide drug for cancer therapy. Preparation of other random hexapeptide libraries are being undertaken.

報告書

MVP/GMVP 2; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸

JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06

JAERI-1348.pdf:2.02MB

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、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。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年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。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

光核反応を用いる廃棄体中のウラン濃度検認法のモンテカルロコードによる概念検討

桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12

ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。

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。

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。

論文

モンテカルロセミナー実施報告; 2000年7月$$sim$$2002年7月, 日本原子力研究所

桜井 淳; 久米 悦雄; 前川 藤夫; 野尻 一郎*

日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.196 - 201, 2003/06

セミナーで行った特徴的事項はつぎのとおりである。理論セミナーでは、独自に編集した連続エネルギーモンテカルロ教科書を採用し、実際の計算に役立つ講義内容とした。未臨界セミナーでは実際の核燃料サイクル施設の計算を実施した。遮蔽セミナーと高エネルギーセミナーではウェイト下限値の的確な評価法が身に付くように理論と計算演習を実施した。三つの計算セミナーの教材には、JENDL-3.2から編集した293Kの340核種の汎用中性子断面積ライブラリを採用し、一般的な計算にも対応できるようにした。三つの計算セミナーには、いずれもひとつずつ、研究に使用している世界でも代表的なベンチマーク実験問題を含め、計算法の検証が可能なようにした。三つの計算セミナーでは、モンテカルロ法をまったく知らない初心者でも、5時間の講義及び計算演習により、ひとりで的確な計算ができるようにすることができた。セミナー参加者との質疑応答をくり返し、講義や教材に含まれていた曖昧さを排除し、確実な内容に改善した。

論文

Re-evaluation of the effective delayed neutron fraction measured by the substitution technique for a light water moderated low-enriched uranium core

中島 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1120 - 1125, 2001/12

計算コードと核データ検証用ベンチマークデータを取得するために、軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の実効遅発中性子$$beta_{eff}$$を再評価した。$$beta_{eff}$$は置換法により測定されていたが、今回の評価では、反応度の測定に関する最新の知見をもとに置換反応度を見直すとともに、過去の測定では無視されていた補正(燃料棒と置換した吸収体の吸収断面積の差に関する補正)を計算により行った。この結果、ベンチマークデータとして使える軽水炉系の$$beta_{eff}$$を取得できた。JENDL-3.2ライブラリと輸送コードTWODANTを用いた計算との比較では、計算値が実験誤差をわずかに上回る過大評価となった。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT改訂版

須山 賢也; 清住 武秀*; 望月 弘樹*

JAERI-Data/Code 2000-027, 88 Pages, 2000/07

JAERI-Data-Code-2000-027.pdf:4.08MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された統合燃焼計算コードシステムである。本レポートは、改訂されたSWATの概要とそのマニュアルである。本改訂は、機能拡充、対応マシンの増大、そしてこれまでに報告された不具合の修正より成っている。

報告書

異機種並列計算機間通信ライブラリStampi設計書

今村 俊幸; 武宮 博*; 小出 洋

JAERI-Data/Code 2000-007, p.114 - 0, 2000/03

JAERI-Data-Code-2000-007.pdf:3.75MB

計算科学技術推進センターでは、異なる並列計算機やワークステーションを任意に組み合わせた計算を行うために、MPIに基づいた異機種並列計算機間通信ライブラリStampiを開発した。現在、StampiシステムはStampi並びにStampi/Javaという形で構成されており、複合並列計算機COMPACSのみならずWWWブラウザ上で動作するAppletとの通信も可能になっている。本報告書は、開発したStampiシステムの設計方針並びに詳細仕様等を取りまとめたものである。

報告書

異機種並列計算機間通信ライブラリ: Stampi; 利用手引書第二版

今村 俊幸; 小出 洋; 武宮 博*

JAERI-Data/Code 2000-002, p.75 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-002.pdf:3.05MB

異なる並列計算機を任意に組み合わせ計算を行うために、MPIを通信のための単一のインターフェイスとする異機種並列計算機間通信ライブラリStampiを開発した。StampiはMPI2のインターフェイス仕様に基づき、異なる計算機への動的なプロセス生成とMPIのセマンティクスを保ったまま外部との通信を可能としている。Stampiの主な特徴は次のようにまとめられる。(1)外部通信と内部通信とのプロトコル自動選択機能、(2)通信中継モジュールによるメッセージ中継機能、(3)動的なプロセス生成、(4)異なる2種類の通信路(Master/Slave,Client/Server)の動的形成方法サポート、(5)Java Appletとの通信。従来、ベンダー提供のライブラリでは提供されていなかったこれら外部へのプロセス生成と通信の機能等を実現し、これにより異機種の並列計算機を同時に用いた計算が可能となった。現在Stampiは計算科学技術推進センター所有の並列計算機群COMPACSの5台の並列機とグラフィックサーバ、ほかに8種の並列計算機に実装(計14機種)され、それら計算機間での任意の通信を可能としている。本稿では、Stampiの利用方法を中心に報告している。

報告書

MCNPライブラリ自動編集システムautonjの開発

前川 藤夫; 桜井 淳; 小迫 和明*; 久米 悦雄; 川崎 信夫*; 野村 靖; 内藤 俶孝*

JAERI-Data/Code 99-048, p.52 - 0, 1999/12

JAERI-Data-Code-99-048.pdf:2.34MB

原子力コード委員会原子力コード評価専門部会の「MCNP高温ライブラリ作成ワーキンググループ」の活動として、MCNPライブラリ自動編集システムautonjの開発を行った。これはNJOY-97コードを中核とし、JENDL-3.2等の評価済み核データファイルから容易にMCNP用断面積ライブラリを編集できる効果的なシステムである。このautonjにより、JENDL-3.2に基づく6温度点における温度依存ライブラリを作成した。また、これらのautonjシステム及び温度依存ライブラリを原研のAP3000計算機上にインストールした。

報告書

Development of the DCHAIN-SP code for analyzing decay and build-up characteristics of spallation products

高田 弘; 小迫 和明*

JAERI-Data/Code 99-008, 87 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-008.pdf:3.68MB

核破砕核種の崩壊特性を計算するために、核種の崩壊生成解析コードDCHAIN2について、放射性核種に関する崩壊データを改訂するとともに中性子反応断面積データを加えてDCHAIN-SPコードを開発した。崩壊データはEAF3.1,FENDL/D-1及びENSDFデータライブラリから新規に作成した。FENDL/A-2データライブラリから引用した中性子反応断面積も用意し、生成点における中性子場による核種の核変換を考慮する。本コードは、あらゆる崩壊系列における核種の崩壊生成をBeteman法で解き、核種の蓄積量、誘導放射能、$$alpha$$,$$beta$$及び$$gamma$$線の放出による崩壊熱、さらには$$gamma$$線エネルギースペクトル等を計算する。ここで、高エネルギー核子中間子輸送コードによって評価された核種生成率が入力データとされる。本レポートではDCHAIN-SPコードの使用法を説明する。

論文

大規模構造解析計算による原研並列数値計算ライブラリの評価

岸田 則生*; 加治 芳行; 鈴木 惣一朗*; 清水 大志; 志沢 由久*; 蕪木 英雄

計算工学講演会論文集, 3(1), p.59 - 62, 1998/05

原研で開発中の並列数値計算ライブラリの一つに含まれている安定化双共役勾配法連立一次方程式解法ルーチンを用いて有限要素法プログラムの並列化を行うとともに、高温ガス炉の燃料ブロックの応力解析を行った。有限要素法プログラムの並列化には、連立一次方程式の解法ルーチンを原研開発の解法ルーチンでおきかえる手法を用いた。これはプログラム全体に占める計算時間及び記憶域の大部分が連立方程式解法ルーチンになっているので、ここを並列化することが重要だからである。また、全体を並列化するのに較べて、一部の並列化であっても、その効果が大きいと考えられるからである。実際の応力解析では1200要素から120000要素まで変化させて並列化の効率を調べた。既存プログラムの並列化を行う時、並列ライブラリの使用が極めて有用であることが示せた。

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