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論文

リスク情報を活用した臨界安全評価に関する国内外の動向

玉置 等史; 内藤 俶孝*; 鈴木 忠和*; 三橋 雄志*

日本原子力学会誌, 50(2), p.97 - 102, 2008/02

近年、我が国では、原子力施設の潜在的危険性(リスク)を定量的に評価することにより得られるリスク情報を活用した安全規制導入の検討や安全管理へのリスク情報の反映方法の検討が進められている。安全規制にリスク情報を活用することにより、規制の合理性・整合性・透明性の向上、さらに効果的な規制活動が期待される。一方、海外諸国のうち、特に米国及び英国では、原子力施設すべてを対象に、リスク情報を活用した規制や管理を行うとしている。これまで、核燃料サイクル施設へのリスク情報の活用例はほとんど公開されていなかったが、2007年サンクトペテルスブルグで開催された臨界安全国際会議において、英国及び米国より核燃料サイクル施設へのリスク評価の応用研究についての報告があった。そこで、臨界安全に関する国内のリスク評価研究の現状と上記会議での報告内容を紹介する。

論文

再処理施設安全評価用基礎データの調査・検討・分析・評価

野村 靖; 岡田 幸衛*; 小幡 祐司*; 中山 忠和*; 田辺 安雄*; 西尾 軍治; 三谷 鉄二郎*; 倉重 哲雄*; 鈴木 賢一*; 杉山 俊英*; et al.

日本原子力学会誌, 33(4), p.318 - 328, 1991/04

再処理施設の事故時安全性評価を行うために必要となる、火災、爆発、臨界事故等の事故時における放射性物質の放出率、フィルタ透過率等の移行挙動に関する各種基礎データを調査し、安全裕度を分析・評価した。調査対称としては、米国及びわが国において標準的に用いられているANSI推薦の基礎データとし、これらの値の導出根拠を元の文献に立ち返って調査することとした。また、これに関連して最近公開されたデータを記載した報告書もできるだけ調査対象とした。これにより、従来、安全側の評価を与えるとされてきたANSI推薦値の安全の度合を明らかにし、より適切な安全裕度を有する基礎データの提案を行うようにした。本資料は、原研が(財)原子力安全研究協会に委託して「再処理施設安全評価用基礎データの調査」専門委員会の下に設置したワーキンググループによる2年間にわたる調査・検討の成果をまとめたものである。

報告書

BITNET中継システム; システム概要

山田 孝行; 大谷 哲也; 鈴木 忠和*; 新発田 貞夫*

JAERI-M 90-045, 160 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-045.pdf:3.12MB

近年、情報通信技術の進歩は目覚しく、国際的なネットワークを利用して研究者が研究情報交換を行うことは一般的である。計算センターでは、1987年から大型計算機を介した国際的なネットワークであるBITNETを利用するためのネットワーク中継ソフトウェアを開発した。このソフトウェアにより、1989年4月から大型計算機の端末よりBITNETが利用できるようになった。本報告書では、BITNET中継システムの概要について記述する。

報告書

非線形最適化プログラム・パッケージ使用説明書

堀上 邦彦; 鈴木 忠和; 藤村 統一郎; 中原 康明

JAERI-M 9154, 79 Pages, 1980/11

JAERI-M-9154.pdf:2.81MB

非線形最適化問題を解くための16種類のプログラムをFACOM M200機用に整備し、テストを完了した。また、これらのプログラムを使用し易くするために、補助プログラム群を作成し、ユーザがメイン・プログラムを作成するために費やされる労力を軽減するとともに、入出力形式をできるだけ統一した。各プログラムを制約条件付き問題に対して適用し得るものと、制約条件を持たない問題に対してのみ適用し得るものとに大別し、さらに後者に属するプログラム群を、その解法の中で目的関数値だけを用いるもの、目的関数の第1次偏導関数を必要とするもの、第2次偏導関数をも必要とするものの3種類に分類した。これらのプログラムの利用を一般ユーザに解放するために、それぞれのプログラムについて計算手順、呼び出し形式、ならびに補助プログラムの入力形式を説明し使用例を掲げた。

論文

Monte Carlo treatment for neutral particle transport problems in a toroidal plasma

井上 修二; 田次 邑吉; 中原 康明; 鈴木 忠和

Nuclear Science and Engineering, 73(2), p.119 - 124, 1980/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プラズマ中の中性粒子輸送は、プラズマを定常な媒質とみなすことによって中性子輸送と同様に扱うことができる。トーラス体系を正確に扱うにはモンテカルロ法が適切なので、幾何形状に関する解析ルーチンを開発してそれを既存の中性子及びガンマ線輸送モンテカルロコード「MORSE」に組み込んだ。ここでは先ずトーラス形状の解析の方法を示すと共に若干の数値計算による解析結果を示す。トーラス形状よりくる性質として、高温の中性粒子はシリンダー形状の場合よりも漏出しやすく、低温の中性子粒子は永くトーラス内に留まり易いことが示される。又、漏出中性粒子のスペクトルを計算することによって、内部の中性粒子の状態およびプラズマ・イオンの温度等との関係を論じる。

報告書

最適化手法の評価と最適化コード・システムSCOOPの開発

鈴木 忠和

JAERI 1263, 47 Pages, 1979/11

JAERI-1263.pdf:2.77MB

線量問題、非線形問題や制約条件式の有無などの最適化問題の形に応じた合計32個最適化プログラムが開発整備され、各プログラムの持つ手法の安定性や収束効率に対する評価が行われた。またその評価に基づいて、開発、整備されたプログラム群を統合化した最適化コードシステムSCOOPのバージョンIが完成した。SCOOPは、効率性、信頼性、有用性、汎用性というシステムにとって重要な4つの基本的性能が考慮されたコードシステムであり、ユーザーの持つあらゆる形の最適化問題に対して、それに最も適した手法を用いて大域的な最適点が提案される。

論文

原子力コード・センタの活動

平川 隆; 鈴木 忠和; 齋藤 直之

日本原子力学会誌, 20(4), p.236 - 240, 1978/04

計算センタにおけるコード・センタは10余年の長きにわたって活動を続けてきた。最近、利用者の増加、利用者層の交代も顕著である。一方、NEA計算機プログラム・ライブラリと中性子編集データセンタとの合併による新データ・バンクの設立の動きもある。そこで、これまでの活動の主体である、学会原子力コード特別専門委員会と原研原子力コード研究委員会におけるコード・センタの沿革、参加機関の資格、義務、利用状況と利用方法などを報告書としてまとめている。なお、新データ・バンクについては、実際運用の詳細が入手されていないので、73年1月に設立と予算を決定し、現在移行過渡期にある旨だけを申し添えた。

報告書

座標回転法による非線形最適化プログラム; ROTAX

鈴木 忠和

JAERI-M 7255, 30 Pages, 1977/09

JAERI-M-7255.pdf:0.87MB

座標回転法を用いて制約条件を持つ非線形最適化問題を解くプログラムが開発され、手法の安定性、収束効率に対する評価がなされた。座標回転法の特徴は直交座標系を常に目的関数が小さく(あるいは大きく)なる方向に回転させながら最適点を探索して行く直接探索法で、探索方向が多次元空間において自由に回転することから目的関数の等高線が深い曲がった谷を持つとき有効である。制約条件を持つ問題へのこの手法を適用するためにはR.R.AllranとS.E.J.Johnsenにより提唱された方法を改善して用いた。その方法は制約条件式を目的関数の中にぺナルティ項として付加した新しい目的関数を考え、その目的関数を制約条件無しの最適化問題として解くことに帰着させるものである。新しく開発されたプログラムは一つのサブルーチンとして最適化コードシステムSCOOPの中に組みこまれた。

報告書

少変数の非線形最適化問題に対する一手法

鈴木 忠和

JAERI-M 7229, 26 Pages, 1977/08

JAERI-M-7229.pdf:0.88MB

少変数の非線形最適化問題を解く新しい手法が開発された。この手法の特徴は球面上に作られた点における目的関数の値を評価し、最小値を与える点と球の中心を結ぶ方向上に球を移動させながら最適点を探索していく繰り返し法で、テスト関数として用いたRosenbrockの関数やBealeの関数のような等高線が狭く曲がっていたり深い谷を持つ問題に対しては効果的である。この研究はシステム解析手法研究グループの活動の一環として成されたもので、新しい手法は一つのサブルーチンとして最適化コードシステムSCOOPの中に組みこまれる。

報告書

モンテカルロ法によるトーラスプラズマ中の中性粒子輸送解析

井上 修二; 鈴木 忠和; 田次 邑吉; 中原 康明

JAERI-M 6777, 30 Pages, 1976/11

JAERI-M-6777.pdf:0.85MB

プラズマは定常状態にあると仮定して、中性粒子輸送との類推により、プラズマ境界上の等方またはビ-ム状源からの中性粒子のプラズマ中の輸送問題をモンテカルロ法で解析する為に、ト-ラス幾何形状での輸送を処理するル-チン(TORUS GEOM)を開発し、これを中性粒子輸送解析モンテカルロコ-ドMORSEに組み込んだ。ト-ラス形状内の飛行程の処理法について詳述すると共に、計算コ-ドの使用法を解説する。計算例として等方源およびビ-ム状源の場合について、プラズマ中の中性粒子及び漏れ出た中性粒子のエネルギ-分布や、プラズマ中の中性粒子空間分布を計算し、それらの結果についてト-ラス形状との関連においての考察を行っている。又、円柱近似の精度と適用性の検討も行なわれている。

論文

Application of coarse-mesh rebalance acceleration to Monte Carlo eigenvalue problems

朝岡 卓見; 中原 康明; 堀上 邦彦; 西田 雄彦; 鈴木 忠和; 田次 邑吉; 宮坂 駿一; 弘田 実彌

Nuclear Science and Engineering, 59(4), p.326 - 336, 1976/04

 被引用回数:3

モンテカルロ法で原子炉体系の固有値を求める際の反復計算過程の収束加速のため、粗メッシュ再釣合法が導入された。1バッチの中性子ヒストリーについての計算終了毎に、原子炉の各粗メッシュ領域で中性子の釣合が保たれるように中性子束に掛けられる因子が計算される。この再釣合因子を、次のバッチ計算の最初に、各粗メッシュ領域の核分裂中性子源の重み(強度)に掛ける。この粗メッシュ再釣合法を使った計算例は、この方法が各粗メッシュについての中性子源とか損失を、通常のモンテカルロ計算より正しく求める、新しいサンプリング法であることを示している。

論文

最近の最小自乗法の計算コード

伊勢 武治; 西田 雄彦; 鈴木 忠和

日本原子力学会誌, 18(2), p.89 - 96, 1976/02

科学技術計算用サブルーチンライブラリー(SSL)拡充のため、ここ10年間(~1975年)の最小自乗法に関するサーベイが行われた。その結果、いくつかの実際上の問題を解くことができる最小自乗法のアルゴリズムとプログラムが見付けられた。その中には、ガンマ線スペクトラムの波高分析、パルス中性子実験の解析、放射性アイソトープの減衰分析、核磁気共鳴の解析、などのプログラムが含まれている。これらのコードで用いられている非線形方程式の解法は、多くが、Newton法かMarquardt法である。これらのアルゴリズムは明解であり、また、多くのプログラムが公開されているので、関心のある向きに有用と思われる。

報告書

Modification of the MORSE code for Monte Carlo eigenvalue problems by coarse-meth rebalance acceleration

西田 雄彦; 堀上 邦彦; 鈴木 忠和; 中原 康明; 田次 邑吉; 朝岡 卓見

JAERI-M 6251, 36 Pages, 1975/09

JAERI-M-6251.pdf:0.87MB

原子炉系の固有値計算を行う場合の加速法の一つとして、汎用モンテカルロ輸送コード「MORSE」に粗メッシュ再鈎合い法を適用した。ここでは、モンテカルロ・ゲームから得られる情報の内、必要な量だけを集積・処理するルーチン「COARSE」と、これに引続いて再鈎合い係数を計算するルーチン「REBAL」を作成し、、「MORSE」を拡張した。これらのルーチンの詳細と共に、モンテカルロ法における粗メッシュ再鈎合い加速法のアルゴリズムについて報告する。

報告書

Macroscopic Cross Sections for Analyzing the Transport of Neutral Particles in Plasmas

鈴木 忠和; 田次 邑吉; 中原 康明

JAERI-M 6119, 21 Pages, 1975/05

JAERI-M-6119.pdf:0.5MB

プラズマ中の中性粒子輸送解析に必要なイオン化反応と荷電交換反応断面積を計算するアルゴリズムを開発した。中性粒子とプラズマとの反応率を表す式の積分は被積分関数を多項式で展開して行なわれる。プラズマ温度と中性粒子のエネルギーに依存する断面積の多エネルギー群セットは、エネルギーについてマクスウェル分布で平均することにより求めた。計算結果はFIDO型式で出力される。プラズマ温度と中性粒子のエネルギーに対していろいろな分布を仮定した数値計算例を示す。

報告書

グラフィック・ディスプレイの使い方と各種グラフィック・プログラムの概要; F230-35ROS

中村 康弘; 小沼 吉男; 小林 健介; 鈴木 忠和

JAERI-M 5659, 40 Pages, 1974/04

JAERI-M-5659.pdf:1.22MB

グラフィック・ディスプレイを利用する多くのプログラムは、原研ではF230-35ROSシステムの下で開放され、利用されている。また現在までに、ガンマ線のスペクトル解析、核断面積のデータ処理、原子炉々心の地震シミュレーション、および実験データのカーブ・フィッティングなどの分野に対して、約20個のグラフィック・プログラムが開発されている。これらのプログラムにはそれぞれ、実行形式のプログラム・テープが用意されているので、ユーザは直ちに実用に供することができる。

報告書

GLP1; リニア・プログラミングによる対話型カーブ・フィッティング・システム

中村 康弘; 鈴木 忠和; 小林 健介; 小沼 吉男

JAERI-M 5597, 37 Pages, 1974/03

JAERI-M-5597.pdf:1.32MB

グラフィック・ディスプレイを用いた対話型カーブ・フィッティング・システムGLP1がFACOM230-35(ROS)とFACOM230-60の両計算機で開発された。このシステムでは、使用者によって与えられた生データは、リニア・プログラミングによってL1またはL$$infty$$ノルムで関数近似される。数値計算後、生データや計算された関数値は自動的にスケールされ、CRT面にグラフ表示される。使用者はCRT面のグラフを見て、カーブ・フィッティングの具合が直観的に把握できる。もし、そのカーブ・フィッティング結果に不満足な場合は、使用者はライトペンによって、ノルムをL1からL$$infty$$、またはL$$infty$$からL1に変更でき、直ちにカーブ・フィッティングの再計算ができる。さらに、近似関数、付加条件、またはその他のデータも力ード・リーダから変更できる。

報告書

GCRVFIT; 直交多項式を用いた最小二乗法による対話型カーブ・フィッティング・システム

中村 康弘; 小沼 吉男; 小林 健介; 鈴木 忠和

JAERI-M 5596, 33 Pages, 1974/03

JAERI-M-5596.pdf:1.27MB

グラフィック・ディスプレイを用いた対話型カーブ・フィッティング・システムGCRVFITがFACOM230-35ROSとFACOM230-60の両計算機で開発された。このシステムでは、使用者によって与えられた生データは、直交多頂式を用いた最小二乗法によって関数近似される。数値計算機、生データや計算された関数値は自動的にスケールされ、CRT面にグラフ表示される。使用者はCRT面のグラフを見て、カーブ・フィッティングの具合が直観的に把握できる。もし、そのカーブ・フィッティング結果に不満足な場合は、使用者は直交多頂式の次数を直接文字キーボードから変更でき、直ちにカーブ・フィッティングの再計算ができる。さらに、縛り点、ウエイト、またはその他のデータもカード・リーダから変更できる。

報告書

中性子・ガンマ線輸送と動特性計算コードのベンチマーク・テストの問題点

朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和

JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02

JAERI-M-5557.pdf:1.37MB

原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S$$_{N}$$、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元S$$_{N}$$コードについては、計算に適している角度求積法とS$$_{N}$$の近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。

報告書

ノンリニア・プログラミングによる関数近似プログラム

鈴木 忠和

JAERI-M 4980, 20 Pages, 1972/09

JAERI-M-4980.pdf:1.11MB

先に完成したリニア・プログラミングによる関数近似プログラムの拡張として、ノンリニア・プログラミングを用いた関数近似プログラムを完成した。ノンリニア・プログラミングによる関数近似は、リニア・プログラミングでは扱うことのできなかった近似関数がパラメータに関して非線形な問題を扱うことができ、更に、近似の基準として任意のノルムを使用できる。また、リニア・プログラミングの場合に付加できたパラメータや近似関数に対する種々の条件はノンリニア・プログラミングの場合においても付加できる。

口頭

福島原発80km圏の空間線量率の予測

木名瀬 栄; 村上 優子; 高橋 知之*; 鈴木 忠和*; 杉田 武志*; 安藤 真樹; 三上 智; 山本 英明; 斎藤 公明

no journal, , 

原子力機構では、福島復興に資するため、原子力規制庁の放射性物質測定調査委託事業の一環として、環境中の放射性セシウムを起因とした空間線量率の分布状況変化モデルを開発している。開発したモデルを用いて、福島事故30年後の避難指示区域内の空間線量率分布を評価した結果、年間20mSv(3.8$$mu$$Sv/h)を超えるエリアは、事故5年後に較べ、約20分の1程度に減少することが示唆された。

口頭

最適化解析シーケンスOPASの開発と放射性セシウム将来予測モデルへの応用

鈴木 忠和*; 杉田 武志*; 木名瀬 栄; 操上 広志; 北村 哲浩

no journal, , 

最適化問題を総合的に解くシーケンスOPASを開発した。OPASは放射性セシウムの分布状況変化モデルを用いた環境パラメータの導出などの環境問題に適用され、良好な結果を得た。ここでは、OPASの概要と適用結果について報告する。

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