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論文

Great achievements of M. Salvatores for nuclear data adjustment study with use of integral experiments

横山 賢治; 石川 眞*

Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。

論文

高速炉の炉心設計最適化を支援する統合評価手法における核-熱-構造連成解析手法の開発

堂田 哲広; 上羽 智之; 根本 俊行*; 横山 賢治; 田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 4 Pages, 2021/05

高速炉の設計最適化に向け、従来の設計解析では考慮できなかった炉心温度上昇時の炉心の熱変形によるフィードバック反応度を考慮するため、核-熱-構造連成解析法を開発した。本手法では、核特性,プラント動特性,構造力学の各解析コードをPythonスクリプトの制御モジュールを用いて連成させる。本稿では、本連成手法と実プラント試験へ適用した結果について概説する。

報告書

ORIGEN2用断面積ライブラリセットとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算コードCRAMOの開発

横山 賢治; 神 智之*

JAEA-Data/Code 2021-001, 47 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2021-001.pdf:1.85MB

国産の評価済み核データライブラリJENDLに基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーを組み合わせることで、新たな燃焼計算コードCRAMOを開発した。今回開発したCRAMOは、JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40と汎用炉心解析システムMARBLEに実装された燃焼計算ソルバーを利用している。ORLIBJ40を使った燃焼計算や放射化計算のサンプル問題にCRAMOを適用し、ORIGEN2の計算結果とよく一致することを確認した。これにより、ORIGEN2を使わずにORLIBを利用することが可能になった。今後は、燃焼計算や放射化計算等で使いやすく処理したJENDLのデータをチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーと組み合わせて提供できると考えられる。なお、現状のCRAMOの計算機能はORIGEN2のサブセットとなっており、CRAMOで計算できるのは燃焼後の組成と放射能である。ただし、ORIGEN2が出力する計算結果は燃焼後の組成に基づいているので、今後、後処理機能を追加していくことで、ORIGEN2の機能を再現できるようになると考えられる。

論文

Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

論文

HPRL; International cooperation to identify and monitor priority nuclear data needs for nuclear applications

Dupont, E.*; Bossant, M.*; Capote, R.*; Carlson, A. D.*; Danon, Y.*; Fleming, M.*; Ge, Z.*; 原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; et al.

EPJ Web of Conferences, 239, p.15005_1 - 15005_4, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.19

The OECD-NEA High Priority Request List (HPRL) is a point of reference to guide and stimulate the improvement of nuclear data for nuclear energy and other nuclear applications. The HPRL is application-driven and the requests are submitted by nuclear data users or representatives of the user's communities. A panel of international experts reviews and monitors the requests in the framework of an Expert Group mandated by the NEA Nuclear Science Committee Working Party on International Nuclear Data Evaluation Cooperation (WPEC). After approval, individual requests are divided in two priority categories only, whereas a third category now includes groups of generic requests in a well-defined area (e.g., dosimetry, standard). The HPRL is hosted by the NEA in the form of a relational database publicly available on the web. This contribution provides an overview of HPRL entries, status and outlook. Examples of requests successfully completed will be given and new requests will be described with emphasis on updated nuclear data needs in the fields of nuclear energy, neutron standards, dosimetry, and medical applications.

論文

Overview of the OECD-NEA Working Party on International Nuclear Data Evaluation Cooperation (WPEC)

Fleming, M.*; Bernard, D.*; Brown, D.*; Chadwick, M. B.*; De Saint Jean, C.*; Dupont, E.*; Ge, Z.*; 原田 秀郎; Hawari, A.*; Herman, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 239, p.15002_1 - 15002_4, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.19

The OECD Nuclear Energy Agency (NEA) Working Party on International Nuclear Data Evaluation Cooperation (WPEC) was established in 1989 to facilitate collaboration in nuclear data activities. Over its thirty year history, fifty different subgroups have been created to address topics in nearly every aspect of nuclear data, including: experimental measurements, evaluation, validation, model development, quality assurance of databases and the development of software tools. After three decades we will review the status of WPEC, how it integrates other collections and activities organised by the NEA and how it dovetails with the initiatives of the IAEA and other bodies to effectively coordinate international activities in nuclear data.

論文

The Joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3

Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.

European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07

 被引用回数:60 パーセンタイル:98.82(Physics, Nuclear)

本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{23}$$Na, $$^{59}$$Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, $$^{3}$$He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。

論文

高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 25, 4 Pages, 2020/06

高速炉の設計を最適化するため、3次元核特性コード(MARBLE)とプラント動特性解析コード(Super-COPD)をPythonプログラミングによってプラットフォーム上で連成させ、炉心の中性子束分布の時間変化を考慮できる核-熱流動連成解析手法を開発した。本稿では、解析コードの連成方法、実プラントの仮想事故解析への適用結果、今後の展開について概説した。

論文

第31回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (124), p.23 - 34, 2019/10

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)で行われている核データ評価に関する国際協力の枠組みである核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)の第31回年会とその下で活動しているサブグループの会合が、2019年6月24$$sim$$28日の日程でパリ近郊のブローニュ=ビヤンクールにあるOECD/NEA本部において開かれた。本年会では、各地域や各国の核データに関する測定及び評価の進捗とサブグループの活動状況が報告され、サブグループ会合ではそれぞれの活動に関する議論が行われた。これらの会合の概要について報告する。

論文

汎用炉心解析システムMARBLE2の燃焼計算機能(ライブ実行デモ)

横山 賢治

日本原子力学会第51回炉物理夏期セミナーテキスト「燃焼計算の基礎と実践」, p.95 - 135, 2019/08

汎用炉心解析システムMARBLE2に含まれる燃焼計算機能について、実際にMARBLE2を対話的に実行させながら紹介する。MARBLE2は高速炉の核特性解析を主目的とした解析コードシステムであるが、ユーザは目的に応じて小さな部品を組み立てながら使うことができる。このため、高速炉の核特性解析以外にも適用することができる。MARBLEでは、このような使い方を実現するために、Pythonという汎用のオブジェクト指向スクリプト言語を使って開発している。Pythonによる実装はプログラムが短く内容を理解するのが容易であるので実装例を示しながら、MARBLEの燃焼計算機能について紹介する。また、MARBLEの部品を使って簡易的な燃焼計算システムを構築する例を紹介する。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Generalized formulation of extended cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased linear estimation

横山 賢治; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.77(Nuclear Science & Technology)

線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。

論文

第30回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

原子炉物理分野の研究開発ロードマップ2017; 次世代が考える炉物理の未来

山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 60(4), p.241 - 245, 2018/04

日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

論文

炉定数調整法と拡張バイアス因子法の理論統合

横山 賢治

炉物理の研究(インターネット), (70), 12 Pages, 2018/04

2017年度の日本原子力学会論文賞の受賞記念寄稿として、受賞対象となった論文の内容を紹介する。研究の背景となった炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係から、新たに拡張炉定数調整法が開発された。拡張炉定数調整法が開発されたことによって、炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係は明らかになったが、拡張バイアス因子法と拡張炉定数調整法の導出では用いられている正規分布に関する仮定が異なるという課題が残った。この課題を解決したのが受賞対象となった論文の研究内容であり、この研究により、拡張炉定数調整法と拡張バイアス因子法の間には矛盾はなく、両者の理論統合に成功した。また、その後の研究成果として、炉定数調整法における正規分布の仮定の役割に関する議論から新たに開発された次元削減調整法の概要についても紹介する。

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:5 パーセンタイル:57.64(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

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ATOMO$$Sigma$$, 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

もう一つの重要なピース; キラーソフトとしての国産一点炉燃焼計算コード

須山 賢也; 横山 賢治

核データニュース(インターネット), (119), p.38 - 47, 2018/02

我が国は数多くの核計算コードを開発してきたが、未だに広く使用されるORIGEN2コードを置き換える一点炉燃焼計算コードの開発には至っていない。一点炉燃焼計算コードは我が国で増大する使用済燃料の特性評価に欠かせず、また断面積だけでは無く核分裂収率や崩壊データまでを含むあらゆる評価済核データを使用するために、核データや核計算コード分野においてキラーソフトと成り得るものである。本稿では、このような一点炉燃焼計算コードを我が国で開発する必要性や、筆者の考えるコードの機能及び性能を論じる。

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