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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.
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MBJAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB
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、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。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、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。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。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸
JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06
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。
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。
須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04
本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。
奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02
連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い
Np,
Pu,
Am及び
Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。
森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 安藤 弘栄
Transactions of the American Nuclear Society, 83, p.283 - 284, 2000/00
燃料コンパクト中の被膜粒子燃料による非均質性がHTTRの核特性に与える影響を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの確率論的幾何形状モデルを用いた評価した。本モデルで必要となる最近接セル分布(NND)として計算コストの高いモンテカルロ充填模擬法コードMCRDFによる高精度NNDと理論的近似式NNDの両者を用いて評価した結果、30燃料カラム全装荷のコールド炉心において、その非均質効果は約1%
k/kk'であった。また、代表的なHTTR燃料ロッドセルを対象とした燃焼解析の結果、非均質性に起因する増倍係数の差異(k)は、HTTRの最大取り出し燃焼度である33GWd/tまではほぼ一定であることがわかった。
森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 中川 正幸
Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.987 - 996, 1999/09
連続エネルギーモンテカルロ法による現用炉の現実的なモデルによる高精度解析に必要となる任意温度における中性子断面積を簡便に得る手法を、非分離共鳴領域と熱中性子散乱領域に内挿法を適用することによって開発した。連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNの信頼性と有用性をBWR格子を対象とした数値ベンチマークと使用済燃料の核種組成解析によって確認した。さらに、PWRの全炉心解析をIntel-Paragon 512プロセッサーを使用して行った。1,300万ヒストリーの計算時間は約1時間であり、ピンパワーを約6%以下の統計精度で評価することができた。本研究の結果、モンテカルロ法による現用炉の全炉心燃焼計算が近い将来に実現することが示された。
安藤 真樹; 岡嶋 成晃
JAERI-Research 97-014, 22 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-014.pdf:0.77MB
箔加熱・反応率測定によるドップラー効果測定実験の解析を、1次元セル計算コードPEACO-Xを用いて球モデルで行うことを念頭に置き、反応率計算を精度良く行うことのできる計算モデルを得ることを目的とした。モンテカルロ計算によりモデル化の問題点として、炉心燃料セルの非均質効果による中性子スペクトルの相違とディスク形状箔の球モデル化に伴う自己遮蔽効果の相違の2点に着目し、ベクトル化連続エネルギー・モンテカルロ計算コードMVPを用い、1)炉心燃料セル非均質効果がドップラー効果の計算値に及ぼす影響。2)ディスク形状箔の球モデルとして適切なモデルの選択、について検討した。その結果、炉心燃料セルの均質化により、2keV以下のエネルギー領域においてUの中性子捕獲反応率への寄与が減少したが、ドップラー効果に対する炉心燃料セル均質化の影響は無視できる程小さいことが分かった。ディスク形状箔のU捕獲反応率のエネルギー分布を各球モデルでの値と比較した結果、背景断面積をディスク形状箔と等しくした球モデルが適切なモデルであることが分かった。
奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*
Proc. of SARATOGA 1997, 1, p.495 - 508, 1997/00
スーパーコンピューター用に開発した高速な連続エネルギーモンテカルロコードMVPに燃焼計算機能を加えて、MVP-BURNを開発した。これにより、従来のコードでは精度良く扱えなかった複雑幾何形状に対する燃焼問題が現実的な計算時間内で解析可能となった。MVP-BURNによる燃焼計算結果の妥当性を検討するため、二種類の格子(高転換軽水炉格子、可燃性毒物入りBWR格子)に対する国際ベンチマーク問題を解き、決定論的手法に基づくSRAC95コードとの比較を行った。その結果、中性子増倍率、転換比、出力分布、燃料組成などの燃焼変化は良く一致した。また、実機照射済み燃料組成の解析を、JENDL-3.2ライブラリーを用いてMVP-BURNで行い、主要な重核種に対する組成が測定値と10%以内で一致することを確認した。
森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*
JAERI-Data/Code 96-018, 121 Pages, 1996/05
JAERI-Data-Code-96-018.pdf:3.38MB
ENDF/B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を開発した。本コードシステムは9つの単体コードによって構成されており、最新のENDF/B-VI形式の核データを処理することができる。本コードシステムを用いて、4つの評価済み核データファイル(JENDL-3.1、JENDL-3.2、JENDL-FUSIONファイル及びENDF/B-VI)から、原子炉の炉心解析や遮蔽計算あるいは核融合中性子工学において重要な核種の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について記述されている。
村田 勲; 森 貴正; 中川 正幸
Nuclear Science and Engineering, 123, p.96 - 109, 1996/00
被引用回数：38 パーセンタイル：92.97(Nuclear Science & Technology)従来の連続エネルギーモンテカルロ法では、ペブルベッド型高温ガス炉のように多数の燃料球が不規則に分散する体系を取り扱うことは困難であった。そこで、粒子の飛行軌跡に沿った燃料球の存在確率分布(NND)を用いて確率的に球状燃料体の位置をサンプルするという方法を考案し、これを従来コードに組み込んだ。NDD分布は、モンテカルロ剛体球充填模擬コードを新しく開発し評価し、燃料球が分散する燃料コンパクトの断面写真とX線回折実験から得られた存在分布との比較により、その妥当性を確認した。更に、本手法の妥当性は、高温ガス炉臨界実験の結果を解析することにより確認した。以上のことから、本手法は、不規則に多数の燃料球が分散する体系を、連続エネルギーモンテカルロ法の優位性を損なうことなく取り扱える新しい手法であると言える。
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。
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。
森 貴正; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 94-007, 152 Pages, 1994/08
JAERI-Data-Code-94-007.pdf:3.92MB
高速高精度中性子・光子輸送モンテカルロ計算の実現のために、新しいベクトル化アルゴリズムを開発し、ベクトルスーパーコンピュータFACOM VPシリーズ用に、2つのモンテカルロコードMVPとGMVPを開発した。前者は連続エネルギー法、後者は多群法に基づいている。これらのコードの計算速度はFACOM VP-2600上で多くの問題に対して、既存スカラーコードの10倍以上の高速化を実現している。両コードは汎用コードとして必要な機能(物理モデル、幾何形状表現法、分散低減法等)を有している。また、ベクトルスーパーコンピュータだけでなく、ベクトル-パラレル方式のスーパーコンピュータ上での並列計算やUNIXをOSとするワークステーション上での実行も可能となっている。さらに、連続エネルギー計算のために、主にJENDL3に基づいた多くの核種の核データライブラリーも用意されている。
U-H
O系の臨界量; MCNP-4コードとJENDL-3ライブラリーを用いた計算松浦 重和*; 奥野 浩
JAERI-M 93-212, 39 Pages, 1993/10
GODIVAでの濃縮度93.7wt%の裸球体系金属ウランのベンチマーク実験を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4とJENDL-3ライブラリーを用いて解析し、実効増倍率1.003
0.001という結果を得た。この最新の方法を反射体のないU100%金属の基本形状に適用し、同じ実効増倍率を与える寸法を求めた。球体系での臨界質量が47.30.4kgU(半径8.440.02cm)、無限円柱体系での臨界直径が11.920.04cm、無限平板体系での臨界厚さが6.400.02cmという結果を得た。欧米のハンドブック記載データとの相違は、濃縮度と反射条件の微妙な違いに起因すると推定される。また、ロッキーフラッツで実施された円筒容器入り高濃縮硝酸ウラニル水溶液の実験についても解析し、U-HO系の臨界質量を計算してハンドブックのデータと比較した。最小臨界質量1.480.02kgUの値を得た。
森 貴正; 中川 正幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1061 - 1073, 1992/11
厚さ3mの鉄平板体系中の14MeV中性子深層透過計算ベンチマークをJENDL-3およびENDF/B-IVとベクトル化連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。さらに多群計算も行い結果を比較した。鉄平板中のいくつかの位置における中性子スペクトルと平均断面積の参照解が得られた。これらはMVPコードによる高速計算によって高い統計精度で評価できた。JENDL-3とENDF/B-IVの比較では共鳴領域の中性子束に最大1桁の差異がみられた。295群および125群のJSSTDL/J3ライブラリーによる多群計算は断面積の谷でのストリーミング効果を過小評価し、その結果3mの位置では24keV以上の中性子束に対して連続エネルギー法と比較して2桁以上の過小評価となった。平均断面積の空間依存性を考慮することによってこの過小評価は約1桁まで減少した。しかし、多群法によってストリーミング効果を正確に評価するのはかなり困難であることが明らかになった。
