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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:35.59(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.

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

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

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。

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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