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丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09
This study developed a new method for evaluating the uncertainty in reactor core/shielding characteristics attributable to the scattering angle distribution, employing a random sampling (RS) technique integrated with continuous energy Monte Carlo (CEMC) calculations. The impact of neutron scattering angle is not negligible in the analysis of fast reactor cores and shielding. Recent advancements have enabled the high-accuracy assessment of nuclear data-induced uncertainty by merging CEMC calculations and the RS technique. Nonetheless, a method to quantify uncertainty due to scattering angle distribution remains unestablished. This study introduces a new approach for uncertainty quantification related to scattering angle distribution in CEMC-RS, utilizing the maximum entropy method. The effectiveness of this method was verified through comparison with results from the classical deterministic uncertainty quantification approach based on generalized perturbation theory. Overall, this method offers a more accurate tool for nuclear engineers and researchers in evaluating and managing uncertainties in reactor design and safety analysis.
遠藤 知弘*; 丸山 修平; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.363 - 374, 2024/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)中性子増倍率の不確かさの定量化は、安全裕度を調査するために重要である。ランダムサンプリング法は実用的で有用な不確かさ定量化手法であるが、統計誤差を減ずるために大きな計算コストが必要となる。さらに、入力変数が標準偏差の大きい正規分布に従う場合、摂動された入力変数は物理的に不適切な負値になる可能性がある。これらの問題に対処し、効率的で堅牢な不確かさの定量化を行うため、シンプレックスアンサンブル法とスケーリング法を使用した修正された決定論的サンプリング法を提案する。提案手法の特徴は次のように纏められる:(1)サンプルサイズはr+2である(rは共分散行列の実効ランク)。(2)ターゲットの不確かさに応じて入力パラメータの摂動量をスケーリングファクタ法によって任意に与えることができる。(3)摂動された入力変数が物理的に不適切になることを避けるため、スケーリング係数を更新することができる。提案された方法の有効性は、典型的なPWRピンセル燃焼計算における燃料製造の不確かさに起因する中性子増倍率の不確かさの定量化を通じて実証される。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.31 - 43, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、データ同化技術を利用して、原子炉物理と放射線遮へいといった異なる分野間で実験データベースを共有することにより、高速炉炉心設計に関連する不確かさを低減することの可否を検討した。本研究テーマの最初のステップとして、ORNLのナトリウム遮へい実験に着目し、ナトリウム冷却高速炉の最も重要な安全パラメータの1つであるナトリウムボイド反応度の不確かさを低減するために実験データを利用することを検討した。一般化摂動論に基づく感度解析をナトリウム遮へい実験に対して実施し、ここで評価した感度係数と、これまでに原子力機構で評価したナトリウムボイド反応度の感度係数を用いて、炉定数調整を実施することにより、ナトリウム遮へい実験データがナトリウムボイド反応度の不確かさ低減に寄与できることを示した。本研究に基づくと、中性子漏洩現象が支配的なナトリウムボイド反応度において、特に不確かさ低減効果は大きくなると予測される。ナトリウムボイド反応度に関する新たな炉物理実験データの取得は今後困難かもしれないが、ナトリウム遮へい実験データがこの役割を部分的に代替できることを本研究は示唆している。高速炉設計における積分実験データの相互利用の価値が本研究によって証明された。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：63.33(Nuclear Science & Technology)A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.
中村 孝史*; 山本 幸男*; 荒川 正和*; 丸山 晃生*; 吉越 章隆
産業応用工学会論文誌, 11(2), p.109 - 114, 2023/09
SPring-8のBL23SUに設置された表面化学実験ステーションは、放射光軟X線を使って様々な機能性材料の表面および界面の研究に利用されている。固体表面とガスとの化学反応の理解を進めるためには、ガスの精密流量制御が必須である。本論文では、超高真空(分子流領域)におけるガスと表面の反応の実験精度および再現性を改善するための自動ガス流量コンピュター制御システムを報告する。ガス圧力制御のために、スローリークバルブのフィードバック制御システムを開発した。開発したシステムによって、装置エキスパートの実験者と同等以上の反応実験が可能となった。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
EPJ Web of Conferences, 281, p.00008_1 - 00008_9, 2023/03
炉定数調整法における共分散モデリングの良さを表す指標として、赤池のベイズ情報量規準(ABIC)の適用可能性を検討した。信頼性の高い炉定数調整法において、最も重要な要素の1つは適切な共分散行列を与えることである。しかし、事前に真の共分散行列を知ることはできないため、通常はこれを推定・仮定して炉定数調整を行っている。そのため、共分散行列のモデリングの良し悪しを判断するために何らかの指標があることが望ましい。本論文では、この指標の候補として、ベイズ推定における情報量規準の一つであるABICに着目した。原子力機構ではこれまで、高速炉の積分実験データベースを整備してきており、このデータベースに基づいて高速炉用統合炉定数を作成している。このデータベース内の多くの炉心特性は決定論的手法で解析されており、炉心特性の計算値には数値近似に伴う相関付きの不確かさが付随している。しかしながら、その適切な不確かさと相関の設定は未だ困難な課題の1つである。加えて解析者が認識できていない未知の不確かさも存在している。これらの不確かさに関連する共分散行列の良否を判断するため、ABICの炉定数調整法への適用性を数値的に検討した。
福井 悠平*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 丸山 修平
EPJ Web of Conferences, 281, p.00006_1 - 00006_9, 2023/03
外れ値を含む実験データの新しい核データ調整方法を開発した。本手法は感度係数を用いた従来の核データ調整法にロバスト推定の一種であるM推定を適用することで、外れ値の影響を軽減するものである。本論文では、M推定に基づいて重み付けされた核データ調整式を導出し、重み付けの計算方法を開発した。各実験データの重みは、核特性の測定値と計算値の差から計算される。この重みは特異値分解を用いて核特性間の相関を考慮することにより評価することができる。さらに、提案手法と従来手法を双子実験により比較検証した。双子実験では、核データは意図的に外れ値を含む実験データを使用した。結果、外れ値を含む実験データであっても核データがロバストかつ適切に調整されていることを確認した。
宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 茅野 栄一*; 丸山 結*; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*
JAERI-Research 2001-047, 35 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-047.pdf:1.63MB
原子炉のシビアアクシデント時には、損傷炉心から流入する高温気体からの伝熱や核分裂生成物の崩壊熱によって原子炉冷却系配管が加熱されるが、内圧が高い場合には、高温での短時間クリープで配管が破損する可能性がある。このような配管の構造健全性評価のためには、従来ほとんど考慮されなかった第3期クリープ挙動をも考慮したクリープ構成式を用いて、精度の良い予測法を開発する必要がある。そのため、Kachanov-Ravotnovの等方性損傷理論を用いて第3期クリープ挙動を考慮したクリープ構成式を作成し、別途取得した実験データをもとに構成式の定数を決定するとともに、得られた構成式を用いて等温及び非等温の各クリープ条件で配管の局所有限要素法解析を行った。その結果、損傷変数によって内部損傷の定量評価が可能であり、特に、配管外壁から破損するという、円管を用いた配管高温負荷試験での結果を良く再現することができた。
茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06
高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 日高 昭秀; 杉本 純
Nuclear Technology, 134(1), p.62 - 70, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入そせたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11
シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800
以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06
シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.923 - 933, 1999/10
被引用回数：3 パーセンタイル：28.69(Nuclear Science & Technology)軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800
C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.171 - 175, 1999/07
配管信頼性実証試験では、シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管の耐性を明らかにするための配管高温付加試験を実施している。配管試験体から切り出した試験片を用いた引張り試験及びクリープ破断試験を行っている。引っ張り試験及びクリープ破断試験の結果に基づいて、316ステンレス鋼の降伏応力、引っ張り強さ及びクリープ破断時間の応力及び温度依存性に関する相関式を導出した。クリープ破断時間については、800C以下の温度領域ではNorton則、800Cを越える場合はNorton則を改良することにより試験結果を再現できることが明らかになった。内圧により発生する配管試験体外面における周方向応力と流動応力を比較した。流動応力と破損した配管試験体の外面周方向応力が同程度になった。このことは、原子炉冷却系配管破損の有無を評価する上では、流動応力が有効な指標になり得ることを示すものと考えられる。破断した試験片及び配管試験体の観察では、応力の増大により炭化物の析出及び成長が促進されること、960C程度の温度になると析出した炭化物が再固溶により消失すること、亀裂が金属組織の結晶粒界から発生していることが判明した。
前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.165 - 170, 1999/07
シビアアクシデント時には炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入等により配管が高温に加熱され、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。現在までに口径や材質を変えた7回の破損試験を実施している。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970Cにて温度を保持した。温度保持中は急激な配管外径の増加が観測され、温度保持後1時間で破損した。試験後には、3次クリープを含む改良
法を用いた解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、3次元モデルによる解析結果も含め、破損時刻を良好に再現した。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.191 - 196, 1999/07
FPエアロゾルの再蒸発挙動はシビアアクシデントのソースターム及び配管への熱負荷となり得る崩壊熱分布を評価する上で重要である。そのため配管信頼性実証試験(WIND)計画では、様々な条件下におけるエアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。メタホウ酸を装荷していない試験では、セシウムとヨウ素の沈着密度はほぼ等しく、CsIの化学形で再蒸発し、後段試験部に沈着したと考えられる。一方、メタホウ酸を装荷した試験では、セシウムの沈着密度がヨウ素のそれより著しく大きいことが観測された。これは沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウムを生成し、再蒸発したホウ酸セシウムが後段試験部に沈着したためと推定される。
工藤 保; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 丸山 結; 前田 章雄; 原田 雄平; 橋本 和一郎; 杉本 純; 吉野 文人*; 鈴木 健祐*
JAERI-Conf 99-005, p.197 - 201, 1999/07
配管信頼性実証試験(WIND)計画では、配管内壁からのエアロゾル再蒸発挙動を解明するためにエアロゾル再蒸発試験を行っている。再蒸発試験のエアロゾル沈着段階、WAV1-D及びWAV2-D試験を、ART及びVICTORIAコードの解析能力の確認とモデルの検証のため、両コードを用いて解析を実施した。FPを模擬したヨウ化セシウムの沈着質量は両コードにおいて異なる数値が得られた。これは、エアロゾル生成時の粒径分布の取り扱いに関する仮定及び蒸気状FPの配管壁面への凝縮モデルの違いによるものと考えられる。配管内壁にホウ酸を装荷したWAV2-D試験では、沈着量は両コードとも実験値と異なる結果が示された。この違いの原因はホウ酸の影響が大きいと考えられる。本解析ではホウ酸を考慮に入れていないため、今後、ホウ酸を考慮した解析を実施して行く。
橋本 和一郎; 原田 雄平; 前田 章雄; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.161 - 164, 1999/07
軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されたFPが原子炉冷却系配管の内表面に沈着する。また、炉心から高温ガスが配管に流れ込んでくる。このような状態では、沈着したFPの崩壊熱などによる熱負荷と内圧による応力負荷が配管に作用し、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、シビアアクシデント時のFPエアロゾル挙動と、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。エアロゾル挙動試験では、小・中口径配管を対象とした試験を行うと共に、蒸気発生器伝熱管試験の準備を進めた。配管高温負荷試験では、配管の口径や材質、圧力条件等を変えた7回の試験を実施し、破損条件を取得した。解析に関しては、種々のコードを導入又は開発し、最終的にシビアアクシデント時の原子炉冷却系配管の健全性を評価することとしている。
丸山 結; 柴崎 博晶*; 五十嵐 実*; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.433 - 442, 1999/05
被引用回数：9 パーセンタイル：57.31(Nuclear Science & Technology)原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、軽水炉のシビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内壁へのエアロゾル沈着挙動を明らかにするためにエアロゾル沈着試験を実施した。本試験では、水平直管から成る長さ2m及び内径約0.1mの試験部にヨウ化セシウムエアロゾルを導入した。高温の過熱蒸気雰囲気下においてもヨウ化セシウムの著しい分解は観測されなかった。本試験及びWINDFLOWコードを用いた熱流動解析の比較から、ヨウ化セシウムの空間沈着分布が自然対流に起因する二次流れの形成に強く影響されることが明らかとなった。主要沈着メカニズムは、エアロゾル搬送気体、試験部内壁の温度及び両温度の差に依存するヨウ化セシウム蒸気の凝縮及びエアロゾルの熱泳動であると評価した。
