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論文

Development of continuous energy Monte Carlo burn-up calculation code MVP-BURN

奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*; 佐々木 誠*

JAERI-Conf 2000-018, p.31 - 41, 2001/01

従来の決定論的手法に基づく燃焼計算コードは、幾何形状表現に関する制約、実効共鳴断面積に関する近似、極端な非等方性や非均質性による拡散近似の破綻などの理由により、解析が困難な燃焼問題に直面することがある。例えば、プルトニウムスポットの燃焼特性の予測、超小型炉の炉心設計、研究炉の照射キャプセル内試料の解析などである。こうした問題にも即座に対応できるように、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いた燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。国際ベンチマーク問題における決定論的手法コードとの比較、商用炉の使用済燃料サンプルに対する燃料組成の測定値との比較を実施し、コードの妥当性を確認した。

論文

Monte Carlo 2000国際会議の報告

中川 正幸

炉物理の研究, (51), p.47 - 51, 2000/12

MC2000(Advanced Monte Carlo on Radiation Physics, Particle Transort Simulation and Applications)国際会議が平成12年10月23日から26日までポルトガルの首都リスボンで開催された。筆者は本会議のgeneral chairmanとして会議の準備の段階からかかわっていたので、この会議の報告について執筆を依頼された。会議の参加者が303名,参加国30か国,総発表件数は237件であった。日本からは約20名が参加された。この会議はタイトルにあるようにモンテカルロ法を用いて放射線粒子の反応と輸送を扱う分野に限定していたので、すべての発表論文は何らかの形でモンテカルロ法と関係があるものばかりである。すべての放射線粒子が対象といっても、その大部分は(1)電子-光子系,(2)中性子-$$gamma$$線,(3)ハドロン粒子系に分けられる。したがって会議もこの3分野を柱として構成されている。実際に発表された論文は(1)が114件,(2)が70件,(3)が50件であった。これに加えるに初日の全体会合で各分野から1件ずつの基調講演が行われた。この報告では、本紙が原子力学会の炉物理部会の会報であることから、中性子-$$gamma$$線セッションを中心に幾つかの話題について紹介する。

論文

The Nuclear interaction at Oklo 2 billion years ago

藤井 保憲*; 岩本 昭; 深堀 智生; 大貫 敏彦; 中川 正幸; 日高 洋*; 大浦 泰嗣*; M$"o$ller, P.*

Nuclear Physics B, 573(1-2), p.377 - 401, 2000/05

 被引用回数:183 パーセンタイル:2.1

20億年前に稼働していたガボン共和国オクロ地区での天然原子炉炉心でのサマリウムアイソトープの異常なアイソトープ比より、基本相互作用の結合定数の時間依存性を議論したSlyakhterの仕事を詳細に検討した。われわれは地中深くの汚染されていない最近得られたサンプルを注意深く選び、また炉心での温度の評価を注意して行った。その結果得られた結論は、Slyakhterが行った簡単な解析をほぼ再確認した。すなわち強い相互作用と電磁的相互作用の結合定数の時間依存性に関してその相対的な変化率は各々1年あたり10$$^{-18}$$-10$$^{-19}$$と10$$^{-17}$$である。サマリウムのアイソトープ比より得られた結論を補強するため、外部からの汚染の影響を考慮しつつガドリウムのアイソトープについての評価を初めて行い、サマリウムと矛盾しない結論を得た。

報告書

位置検出型核分裂計数管計測システムの性能検証試験

山岸 秀志; 池田 裕二郎; 伊藤 浩; 角田 恒巳; 中川 正幸; 岩村 公道; 田畑 広明*; 浦上 正雄*

JAERI-Tech 2000-037, p.12 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-037.pdf:1.12MB

$$gamma$$線下で作動し、広計測レンジ及び高位置分解能を有した位置検出型核分裂計数管(PSFC)の開発を日本原子力発電株式会社との共同研究の下で進めている。PSFCの作動原理と性能を検証するため、ソレノイド電極構造のPSFC模擬体と計測用電子回路を試作した。これらを用いて、核分裂計数管電極に誘起されるような微小の疑似電流パルス信号により、PSFC計測システムのシミュレーションを行った。この結果、PSFCを用いた中性子束分布計測システムは、有効電極長が1000mmの長尺であるにもかかわらず7.5mm以下の極めて高い位置検出分解能を有すること、及び6桁以上の広い計測レンジが得られることを確認した。今後、PSFCを試作して中性子束分布計測性能を試験する予定である。

報告書

知的原子炉設計システム(IRDS)用核設計モジュール及びデータベースアクセスモジュール

久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*

JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB

新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。

報告書

ニューラルネットワークによる原子炉設計における多次元設計ウィンドウ探索システム

久語 輝彦; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 2000-004, p.97 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-004.pdf:10.51MB

原子炉炉心設計において多用されるパラメータサーベイによる設計作業を支援するシステムを開発した。本システムにより、設計ウィンドウ、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得ることができる。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本システムはワークステーション上で稼動し、利用者が容易に入出力処理を行うためのマンマシンインターフェースを充実させた。本報告書は、手法の原理、システム構成、システム使用方法、ニューラルネットワークの学習方法、解析計算に必要な入力変数等を解説したユーザマニュアルである。

論文

Validation of a continuous-energy Monte Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment

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$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,$$^{242m}$$Am及び$$^{244}$$Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。

論文

Application of continuous energy Monte Carlo code MVP to burn-up and whloe core calculations using cross sections at arbitrary temperatures

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。

論文

Application of neural network to multi-dimensional design window search in reactor core design

久語 輝彦; 中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.332 - 343, 1999/04

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

原子炉設計では、設計変数の最適な値を決定するため、多数回のパラメータサーベイ計算を要し、通常、多大な計算時間が費やされる。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核及び熱水力設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本手法を高転換型水炉の設計に適用し、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調べ、本手法の原子炉炉心設計における信頼性及び有効性を評価した。その結果、必要に応じて4層構造を用いて過学習を避ければ、安定的に精度よく設計窓を決定できることを示した。

論文

モンテカルロ法による中性子・光子輸送シミュレーションの現状

植木 紘太郎*; 森 貴正; 桜井 淳; 中川 正幸; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 41(6), p.614 - 627, 1999/00

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

汎用モンテカルロコードである米国のMCNPや我が国のMVP等の普及並びに計算機環境の向上に伴い、広い分野でモンテカルロ法による詳細な中性子、光子等のシミュレーションが行われるようになってきた。本解説では、MCNPとMVPの内容と特徴並びに国内における原子炉炉心解析、臨界安全解析、遮蔽・被曝計算、高エネルギー粒子解析の必要な放射能消滅処理炉の解析及び核融合炉の解析等への適用の現状を紹介する。最後に、モンテカルロコードの使用上並びに開発上の課題を整理する。

論文

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.8(Nuclear Science & Technology)

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2の$$^{238}$$U非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$、ZPPR-9炉心については約0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主に$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

論文

Applicability of design window search procedure using neural network to neutronics

久語 輝彦; 中川 正幸

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.704 - 711, 1998/00

原子炉炉心設計においては、基本的な設計変数の最適な値を決定するため、通常、多数回のパラメータサーベイ計算を要する。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本研究では、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調査し、本手法の信頼性・有効性を評価した。その高転換型重水炉の設計に適用した結果から、学習パラメータを適切に調整すれば、本手法は安定的に精度よく設計ウィンドウを決定できることを示した。

論文

Development of intelligent code system to support conceptual design of nuclear reactor core

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.66(Nuclear Science & Technology)

核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。

論文

核計算法の研究成果と炉心設計法の進歩; はじめに、臨界実験解析法、おわりに

飯島 進; 岡嶋 成晃; 中川 正幸

日本原子力学会誌, 39(1), p.25 - 27, 1997/00

原子力学会誌の特集記事として、分担執筆した。高速炉の核計算に関し、最近の新しい手法を中心に記述した。特に、共鳴反応を詳細に取り扱う、超詳細群計算コードの開発を中心に、高速炉体系における計算精度について述べた。

論文

Error estimations and their biases in Monte Carlo eigenvalue calculations

植木 太郎*; 森 貴正; 中川 正幸

Nuclear Science and Engineering, 125(1), p.1 - 11, 1997/00

モンテカルロ法による固有値(実効増倍率)計算における、分散及びサイクル間の共分散の評価法に対する理論的検討を行った。その結果、真の分散及び共分散と、通常のモンテカルロ計算で評価されている見かけの分散及び共分散との関係式が得られた。この関係式に基づいて、通常のモンテカルロ計算の結果から反復法による真の分散(分散のバイアス)の評価法を考案した。いくつかの問題に本評価法を適用した結果、真の分散と見かけ分散の比が1.4から3.1の問題に対しては極めて有効であることが明らかになった。さらに、分散の比が5以上となる問題においても、本評価法によって70%以上の確率で真の値の40%以内で標準偏差(分散の平方根、計算結果の統計誤差)を評価することが可能であった。

論文

Development of burn-up calculation code system MVP-BURN based on continuous energy Monte Carlo method and its validation

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。

報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVP用中性子断面積ライブラリー作成コードシステム; LICEM

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。

報告書

確率的形状モデルを用いた連続エネルギーモンテカルロ法による不規則配列球状燃料体系の解析

村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 板倉 洋文*

JAERI-Research 96-015, 44 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-015.pdf:1.32MB

多数の球状燃料体がランダムに配列する体系を確率的幾何形状モデルを用いることにより、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて取り扱う手法を開発し、高温ガス炉臨界実験装置VHTRCの解析に適用した。本手法を、汎用モンテカルロコードMCNPコードに組み込みMCNP-CFPコードを作成した。本報は、MCNP-CFP概要、使用方法並びに解析結果について述べたものである。MCNP-CFPで用いた方法では、粒子の飛行方向に沿って球状燃料体の最近接粒子分布(NND)を用いて確率的に球状燃料体をサンプリングし、これを設置することにより幾何形状をそのつど決めて行く。本手法は、以下の2つの方法によりその妥当性を確認した。(1)サンプリング時にtrack length estimatorと直接評価法により被覆燃料粒子(CFP)のインベントリを計算し所定の充填率が得られることを示す。(2)CFPのサンプリングアルゴリズムの妥当性を確認するために、規則配列体系に対する臨界計算を行い、k$$_{infty}$$が従来の幾何形状表現法を用いた場合と一致することを示す。

報告書

モンテカルロ法を用いた充填模擬法による3次元剛体球空間分布計算コード: MCRDF

村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 白井 浩史*

JAERI-Data/Code 96-016, 79 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-016.pdf:2.81MB

HTGRで用いられている燃料体は、通常、燃料要素としてUO$$_{2}$$の燃料核をセラミックで被覆した球状燃料体を用いている。従って、この原子炉の設計では、多数の球状燃料体が不規則に配列している体系を取り扱うことになるため、現状では、衝突確率法等の近似を用いて作成した実効断面積を用いるなどして核設計を実施している。本報は、このような球状燃料体を多数含む体系を正確に取り扱うことができるモンテカルロ法に基づく計算に必要な、不規則に配列した球の空間分布を計算するコードについて、その使用方法等をまとめた。このコードにより、多数の球が不規則に配列した体系はもちろん面心立方格子、体心立方格子等の規則配列体系について、体系の統計量、すなわち径方向分布関数(Radial distribution function)、最近接粒子分布(Nearest neighbor distirbution)、2次元径方向分布関数(2-dimensional radial distribution function)、球入射角度分布、隣接球分布等を評価することができる。

論文

Continuous energy Monte Carlo calculations of randomly distributed spherical fuels in high-temperature gas-cooled reactors based on a statistical geometry model

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:31 パーセンタイル:7.6(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。

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