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論文

Random media criticality analysis methods in Monte Carlo solver Solomon

植木 太郎

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

モンテカルロ法ソルバーSolomonは、C++14標準で記述されたオブジェクト指向の中性子輸送計算コードである。Solomonは、通常の臨界安全解析機能と乱雑化媒質の臨界性評価機能で構成されており、後者に関して、不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF)による乱雑化媒質のクラスが装備されている。このため、乱雑化媒質の臨界性揺らぎを、多数のIRWFレプリカを生成して、レプリカ毎に臨界計算を実施することにより評価できる。一方で、必要とされるIRWFレプリカ数を事前に知ることは不可能である。この問題への対処のため、Solomonに、乱雑化増幅機能を装備した。具体的には、オン-オフ型への有界増幅をIRWFレプリカに適用することにより、中性子実効増倍率の上限値推定に関して、レプリカ生成数の95%以上の削減が可能となる。また、Solomonには、ボクセル重ね合わせ機能も装備されている。この機能の有望な応用として、ステンレス鋼(SUS304)中の鉄同位体による共鳴吸収反応の評価例を示す。

論文

Solomon; A Monte Carlo solver for criticality safety analysis

長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。

口頭

臨界安全解析用モンテカルロ計算ソルバーSolomonの開発,1; ACE形式に基づく衝突解析モデルの実装

長家 康展; 羽倉 洋行*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故で生じた燃料デブリの回収作業では、性状の不確かさも考慮した燃料デブリの慎重な臨界管理が必要である。このような臨界管理方針の検討には、想定される燃料デブリ性状を網羅した基礎臨界特性データのデータベース(DB)を構築しておくことが重要である。DB作成に資するため、モンテカルロ法(MC法)による乱雑化モデルにより、燃料デブリ体系をより忠実に取り扱うことができる新規モンテカルロ計算ソルバーの開発を開始した。ACE断面積表現形式に基づく衝突解析モデルを実装し、単純球体系に対する実効増倍率を計算することにより、衝突解析モデルが正しく実装されていることを確認した。

口頭

臨界安全解析用モンテカルロ計算ソルバーSolomonの開発,2; 非分離共鳴断面積に対する確率テーブル法の実装

長家 康展; 羽倉 洋行*

no journal, , 

基礎臨界特性データのデータベースの作成に資するため、燃料デブリ体系を取り扱うことができる新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発している。非分離共鳴の自己遮へい効果を正確に取り扱うため、確率テーブル法をSolomonに実装し、単純球体系に対する実効増倍率を計算することにより実装を検証した。

口頭

確率的乱雑化モデルの拡張とモンテカルロ計算ソルバーSolomonへの実装

植木 太郎

no journal, , 

乱雑な体系のモデリングに有用な確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルを拡張し、広範な物質混合状態に関して、臨界性評価の揺らぎ定量化を可能にした。また、拡張モデルによる解析例を、モンテカルロ計算ソルバーSolomomに実装することにより示した。

口頭

多種物質系乱雑化モデルの開発とモンテカルロソルバーSolomonでの検証

植木 太郎

no journal, , 

ワイエルシュトラス関数による確率的乱雑化モデルは、2種類の物質からなる分布不明の系の臨界性評価に対して有効である。本予稿では、さらに多くの物質からなる分布不明の系を取り扱えるように、各物質の平均体積割合の分割指定と異なる物質間組み合わせペアにより構成される乱雑化モデルを開発し、Solomonにより検証したことを報告する。

口頭

臨界安全解析用モンテカルロ計算ソルバーSolomonの開発,3; 熱中性子散乱モデルの実装

長家 康展

no journal, , 

臨界リスク基礎データベースの作成に資するため、燃料デブリ体系を取り扱うことができる新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発している。熱炉体系へ適用範囲を拡張するため、熱中性子散乱モデルをSolomonに実装し、簡単な体系に対する実効増倍率をモンテカルロコード間で比較することにより実装を検証した。

口頭

Adjoint-weighted kinetics parameter calculation using multigroup version of Solomon solver

Tuya, D.; 長家 康展

no journal, , 

Adjoint-weighted kinetics parameters have been calculated using the multigroup version of a Monte Carlo solver Solomon. Three iterated fission probability (IFP) algorithms/methods have been implemented and compared for multigroup infinite geometry systems.

口頭

Preliminary implementation of adjoint-weighted tally capability in Solomon solver

Tuya, D.; 長家 康展

no journal, , 

A new continuous energy Monte Carlo solver Solomon (Solver of Monte Carlo) is under development at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Solomon features a new model for handling a continuous and random spatial distribution of materials based on the randomized Weierstrass function. This new model is suitable for analyzing criticality characteristics of fuel debris generated in severe nuclear accidents such as Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS) accident. Currently there are various development activities on going for Solomon. This work focuses on an implementation of the sensitivity analysis capability because the composition and spatial distribution of fuel debris are uncertain. The implementation is based on an iterated fission probability method, which calculates adjoint-weighted tallies such as kinetic parameters and k-eigenvalue sensitivity coefficients to nuclear data. Currently, the kinetic parameters can be calculated by one of three methods: Non-Overlapping Block (NOB), Multi-Overlapping Blocks (MOB), and Superhistory (SH) methods, while the k-eigenvalue sensitivity coefficients can be calculated via the NOB method. The implemented adjoint-weighted capability was then applied to simple fissile systems to verify the capability. The preliminary verification calculation results showed good agreement with analytic results.

口頭

臨界安全研究グループの研究概要

郡司 智; 渡邉 友章; 外池 幸太郎; 荒木 祥平

no journal, , 

臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題に対し、燃料デブリの取りうる組成・性状を網羅した臨界リスク基礎データベースを開発整備している。その妥当性については、臨界実験装置STACYを改造の上、臨界実験によって確かめる。臨界事象によりどの程度の被ばく影響があるのかリスク管理ができるデータベースも構築している。燃料デブリは組成・密度の分布が乱雑であることが予想されているため、従来の解析計算では取り扱えない乱雑さを取り扱うための計算モデルを開発している。燃料デブリの燃焼度評価のため、軽水炉照射済燃料を用いた分析試験を実施している。

口頭

スペクトル範囲設定機能付き逆冪乗則乱雑媒質の臨界性評価

植木 太郎

no journal, , 

自然・工学現象のパワースペクトル測定においては、周波数領域変数に上下限が存在する。そこで、本予稿においては、逆冪乗則パワースペクトルの周波数領域変数の範囲を任意に設定できる機能を、確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数に導入したことを報告する。この新機能は、ワイエルシュトラス関数のフラクタル性への収束との関係性を断ち切ることから生まれるため、不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF: incomplete randomized Weierstrass function)と命名される。IRWFの工学的有用性を示す中性子実効増倍率の不確かさ評価例を、十分に中性子減速されている環境下での燃料デブリ体系について、報告する。

口頭

モンテカルロ乱雑化臨界計算における有界増幅の極値統計による評価

植木 太郎

no journal, , 

デブリ臨界管理手法整備において開発中のモンテカルロ法ソルバーSolomonには、不完全乱雑化ワイエルシュトラス関数(Incomplete Randomized Weierstrass Function)に基づく乱雑化レプリカ生成機能が備わっている。また、Solomonには、中性子のデルタ追跡法も備わっており、多数のレプリカの実効増倍率(keff)計算を通して臨界性揺らぎを評価することが可能である。ところが、keffの上限値を得るために必要なレプリカ数について、目安・指標となるものが存在しない。そこで、本発表においては、有界増幅された乱雑化により、100レプリカ程度でkeff上限値を得ることができることを示す。また、有界増幅の手法を、有界増幅なしの6000レプリカから得られるkeffに対して、一般化極値統計解析から厳密に評価した結果を示す。

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