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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

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

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

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

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値は$$^{10}$$Bの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%$$Delta$$k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。

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。

論文

DPA Calculation in Japanese Spallation Neutron Source

原田 正英; 渡辺 昇; 今野 力; 明午 伸一郎; 池田 裕二郎; 仁井田 浩二*

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.197 - 204, 2005/06

 被引用回数:23 パーセンタイル:14.4(Materials Science, Multidisciplinary)

JSNSにおけるメンテナンスや保管シナリオ構築のために、構造材の寿命を評価する必要がある。DPA(Displacement per Atom)は、放射線損傷の度合いを示す主要な指標である。そのため、まず、DPA計算の機能を粒子及び重イオン輸送計算コード"PHITS"に追加した。DPA計算には、はじき出し断面積が必要であったので、150MeV以下の中性子のはじき出し断面積はLA150ライブラリよりNJOYコードを用いて作成し、150MeV以上の中性子とすべてのエネルギーの陽子のはじき出し断面積はPHITSコードにおける核反応生成物のエネルギーから計算した。このPHITSコードを用いて、JSNS線源集合体のDPA値とDPAマッピングを計算した。その結果、各部の5000MWh運転によるDPAのピーク値は、ターゲット容器で4.1、反射体及びモデレータ容器で2.8、陽子ビーム窓で0.4となった。これらの結果から、ターゲット寿命は1年、モデレータ及び反射体寿命は6年と評価した。

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。

論文

MATXS files processed from JENDL-3.2 and -3.3 for shielding

今野 力; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1037 - 1040, 2002/08

現在、JENDL-3.3の評価と並行してその積分テストがシグマ委員会の遮蔽積分テストWGで行われている。遮蔽積分テスト活動の一環としてJENDL-3.3からNJOYコードを用いてMATXSファイルを整備し、TRANSXコードで多群ライブラリーを作成した。比較計算のためにJENDL-3.2からMATXSファイルを作成した。本論文は、この断面積処理及び処理の妥当性検証のために行ったテスト計算,ベンチマーク計算についてまとめたものである。

論文

DORT analyses of decay heat experiment on tungsten for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.961 - 965, 2001/11

 パーセンタイル:100

ITERのダイバーターでのタングステンの崩壊熱の精度の良い評価がITERの安全性の大きな課題の一つになっている。タンクステンの崩壊熱の大半は$$^{186}$$W(n,$$gamma$$)$$^{187}$$W反応でできる。$$^{187}$$Wが占め、タングステンの崩壊熱評価の精度は、$$^{187}$$W生成の評価精度によってその大部分が決まる。そこで、原研FNSで実施したITERを模擬した中性子場でのタングステン崩壊熱実験のうち12.6mm厚のタングステン中の$$^{187}$$W生成分布データをDORTコードで解析し、多群ライブラリーを用いた$$^{187}$$W生成評価計算の精度を調べた。多群ライブラリーはFENDL/E-1.1からNJOY,TRANSXコードで作成した。比較計算としてFENDL/E-1.1を用いたMCNP計算も行った。その結果、自己遮蔽補正をすればDORT計算でもMCNP計算と同程度の精度で$$^{187}$$W生成を評価できるものの、実験値を20%過小評価することがわかった。

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

高中性子束照射場におけるJENDL Dosimetry File 99の積分テスト

島川 聡司

JAERI-Data/Code 99-043, p.75 - 0, 1999/09

JAERI-Data-Code-99-043.pdf:3.38MB

改訂JENDLドシメトリーファイル(JENDL/D-99)の積分テストを、高中性子束をもつ核分裂中性子源であるJMTRの照射場で実施した。解析の結果、JENDL/D-99を用いた8種類のスペクトル平均断面積は、改訂前のJENDL/D-91及びIRDF90v2のスペクトル平均断面積に比べて大きな相異はないが、おおむね計算値と実験値の一致度は改善された。C/E比の範囲は、0.86~1.08であり、C/Eの平均値は0.956$$pm$$6.7%であった。テストの結果、JENDL/D-99は高中性子束炉の照射場に対して、有効な評価を与えることが確認できた。

報告書

原子力コードのVPP500におけるベクトル化、並列化及び移植,移植編; 平成8年度作業報告書

根本 俊行*; 川崎 信夫*; 田辺 豪信*; 渡辺 秀雄*; 川井 渉*; 鈴木 信太郎*; 原田 裕夫; 庄司 誠; 久米 悦雄; 藤井 実

JAERI-Data/Code 97-055, 161 Pages, 1998/01

JAERI-Data-Code-97-055.pdf:4.57MB

本報告書は、平成8年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業のうち移植作業部分について記述したものである。原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業は、平成8年度に11件行われた。これらの作業内容は、同種の作業を行うユーザに有益な情報を提供することを意図して、「並列化編」、「ベクトル化編」、「移植編」の3冊にまとめられている。本報告書の「移植編」では、軽水炉安全解析コードRELAP5/MOD3.2及びRELAP5/MOD3.2.1.2、原子核データ処理システムNJOY、2次元多群ディスクリート・オーディネーツ輸送コードTWOTRAN-IIに対して行った移植作業と汎用図形処理解析システムIPLOTに対して行った移行調査作業について記述されている。

報告書

Generation of a WIMS-D/4 multigroup constants library based on the JENDL-3.2 nuclear data and its validation through some benchmark experiments analysis

M.Rahman*; 高野 秀機

JAERI-Research 96-056, 51 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-056.pdf:1.76MB

JENDL-3.2核データを用いて格子計算コードWIMS-D4用の群定数ライブラリーを作成した。このライブラリー作成においては、NJOY91.108プロセスコードを用いて、共鳴領域の計算を改良して行った。また、ENDF/B-VI核データについても同様の計算を行いライブラリーを作成した。これらの群定数ライブラリーを用いてウラン及びプルトニウム燃料熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果は、JENDL-3.2とENDF/B-VIともに良く似た傾向を示し実験値とも概略良い一致を示した。さらに、格子計算コードSRAC95の結果とも良く似た傾向を示した。

論文

Production and verification of the MCNP cross section library FSXLIB-J3R2 based on JENDL-3.2

小迫 和明*; 山野 直樹*; 前川 藤夫; 大山 幸夫

Proc., 1996 Topical Meeting on Radiation Protection and Shielding, 1, p.1088 - 1095, 1996/00

JENDL-3.2に基づくMCNP用連続エネルギー断面積ライブラリFSXLIB-J3R2を、修正を加えた断面積処理コードNJOYを使って作成した。FSXLIB-J3R2ライブラリはJENDL-3.2に与えられている全340核種の断面積を300Kの温度で処理したデータが収納されている。本ライブラリの妥当性を示すために元のJENDL-3.2のデータとの比較、及びいくつかのベンチマーク実験の解析を行った結果、その妥当性が実証された。

報告書

FSXLIB-J3R2: A continuous energy cross section library for MCNP based on JENDL-3.2

小迫 和明*; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋

JAERI-Data/Code 94-020, 42 Pages, 1994/12

JAERI-Data-Code-94-020.pdf:1.18MB

1994年6月に公開された最新の日本の評価済み核データファイルであるJENDL-3.2に基づいた、モンテカルロ輸送計算コードMCNP用の連続エネルギー断面積ライブラリ、FSXLIB-J3R2を作成した。ライブラリの作成には、核データ処理システムNJOYとMCNPライブラリ編集・検証コードMACROSに必要な修正を行い、これを使用した。ライブラリ中のデータをJENDL-3.2と比較し、その信頼性を確認した。FSXLIB-J3R2ライブラリはJENDL-3.2に収納されている全340核種を含んでおり、今後原子力分野での幅広い利用が期待される。

報告書

Shielding benchmark tests of JENDL-3

川合 將義*; 長谷川 明; 植木 紘太郎*; 山野 直樹*; 佐々木 研治*; 松本 誠弘*; 竹村 守雄*; 大谷 暢夫*; 桜井 淳

JAERI 1330, 129 Pages, 1994/03

JAERI-1330.pdf:5.52MB

JENDL-3に格納されている主要な遮蔽物質の中性子断面積に対する積テストを種々の遮蔽ベンチマーク問題を解析することにより実施した。核分裂中性子問題として、次の実験を解析した。(1)ORNLにおける酸素、鉄、ナトリウムに対するブルームステック実験,(2)ASPISにおける鉄に対する深層透過実験,(3)KfKにおける鉄球からの漏洩スペクトル測定,(4)ORNLにおける鉄、ステンレススチール、ナトリウム、グラファイトに対する中性子透過実験,(5)RPIにおけるグラファイトブロックからの角度依存中性子スペクトル測定。D-T中性子問題として以下の2つの実験を解析した。(6)LLNLにおけるグラファイト、鉄球からの漏洩スペクトル測定,(7)原研FNSにおけるベリリウム、グラファイトからの角度依存中性子スペクトル測定。解析は一次元S$$_{N}$$輸送計算コードANISN,DIAC,二次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5および三次元ポイントモンテカルロコードMCNPを用いて実施した。S$$_{N}$$輸送計算に用いて群定数はPROF-GROUCH-G/BおよびRADHEAT-V4で作成した。

報告書

Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems

M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-203, 39 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-203.pdf:1.0MB

熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。

論文

FSXLIB-J3: MCNP continuous cross section library based on JENDL-3

小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 洋

Proc. of the Topical Meeting on New Horizons in Radiation Protection and Shielding, p.357 - 363, 1992/00

核融合中性子工学への応用を主目的として、JENDL-3に基づいたMCNP用連続エネルギー断面積ライブラリーを作成した。本ライブラリーを作成するために、JENDL-3に適合するように修正した核データ処理システムNJOYとライブラリー編集・確認コードとして新たに開発したMACROSコードを使用した。NJOYに施した修正点とFSXLIB-J3の作成条件について説明し、ライブラリーの信頼性を確認するために行ったJENDL-3との比較方法について説明し、その過程で得られた結果(プロット)を説明する。

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