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相澤 直人*; 渡邉 友章; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Nuclear Engineering and Technology, 58(5), p.104176_1 - 104176_16, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A quick neutron spectrum reconstruction module based on proper orthogonal decomposition (POD) and a regression model for fast reactors is developed for the general-purpose burnup calculation code SWAT-X. This module enables burnup calculations to be performed quickly for arbitrary conditions based on a few parameters, eliminating the need for computationally intensive calculation codes. Reduced-order and regression models are constructed by applying the POD technique to the snapshot data of the multi-group neutron fluxes calculated using randomly-sampled parameter sets for a single hexagonal pin-cell of a sodium-cooled fast reactor. The neutron spectrum is reconstructed using a linear combination of POD basis vectors with the coefficients obtained from the regression model. The applicability of a pin-cell model, the accuracy of the reconstruction module itself, and its integration with SWAT-X are verified by comparing with the calculation results from the reactor physics code system CBZ.
近藤 諒一; Liong, C.*; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2026) (Internet), 8 Pages, 2026/04
高精度なモンテカルロ計算における課題を解決するため、固有直交分解を用いた分布タリー、すなわちPODタリーを開発した。PODタリーの利点は、次元の削減と統計誤差の低減である。PODタリーでは分布量を直交基底ベクトルで展開する。本研究では、マルチフィジックスシミュレーションの予備的検討として、熱水力計算との連成計算におけるBWR単一燃料集合体の三次元核分裂反応率分布に対してPODタリーを適用する。中性子輸送計算にはGenesisRPCコード、熱水力計算にはACE-3Dコードを用いた連成シミュレーション結果を使用する。三次元PODタリーは、多群モンテカルロコードGMVPのレスポンス関数を用いて実施する。対象の分布は、連成計算の反復が収束した状態で得られた分布である。POD基底ベクトルの抽出には、反復が未収束の状態で得られた分布をスナップショットとして使用する。3次の展開次数によるPODタリーで再構成された核分裂反応率分布は、cellタリーの結果と統計誤差の範囲内で一致した。各径方向分布において系統誤差は確認されなかった。この結果は、未収束状態の分布から抽出されたPOD基底ベクトルで、収束状態の分布を展開可能であることを示している。
渡邉 友章; 多田 健一; 山本 章夫*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2026) (Internet), 8 Pages, 2026/04
This study investigates the impact of detailed depletion-chain and cross-section treatments on burnup calculation results using SWAT-X, which is a Monte Carlo burnup code currently under development by the authors. In this work, a new capability to construct arbitral depletion chains based on ENDF-6 formatted nuclear data libraries has been implemented in SWAT-X. Detailed depletion chains consisting of 4,070 nuclides were constructed using decay and fission yield data from JENDL-5. Using these depletion chains, burnup calculations for a UO
pin-cell model assuming a PWR were performed with different cross-section treatments. Cross sections for 226 major nuclides were treated in continuous energy in the Monte Carlo calculations for all cases, whereas those for the remaining nuclides in the depletion chain were treated differently, either in continuous energy or multi-group with different structures, to evaluate their impact on the calculated nuclide inventories. The results indicate that the effect of the cross-section treatment is small, suggesting that a simplified approach with multi-group cross sections is sufficient. In this study, the impact of cross-section coverage in the depletion chain was also examined by extending the data to include a total of 2,697 nuclides using TENDL-2023. As a result, some changes and new generations of nuclides were observed, although their overall impact on the nuclide inventory was limited.
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.166 - 186, 2026/02
被引用回数：1 パーセンタイル：41.98(Nuclear Science & Technology)中性子スペクトルの再構築に基づく高速な燃焼計算手法を新たに提案する。本手法では、燃料燃焼中の中性子スペクトルを推定するために、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いて構築された簡易モデル(ROM)を使用する。このROMは、さまざまな条件下で実施された詳細な燃焼および中性子輸送計算から得られたスナップショットデータをもとに構築され、燃焼計算では各燃焼ステップにおいてROMを用いて中性子スペクトルを高速に再構築する。その再構築されたスペクトルを用いて、背景断面積をもとに得られた多群実効断面積から1群断面積を計算する。本手法は、燃焼計算中に中性子輸送計算を繰り返す必要がないため、計算時間を大幅に短縮できる。提案手法の性能を、PWRのUO燃料ピンセルモデルを用いて検証した。結果として、第6次のPOD基底までを使用した場合、参照解であるモンテカルロ計算と比較して、核種インベントリを
5%以内の平均誤差で計算できることが示された。また、誤差の要因分析の結果、計算精度に対する影響として、PODの次数や多群断面積計算の不確かさに比べて回帰モデルの精度の影響が大きいことが明らかとなった。
近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.142 - 153, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高詳細度のモンテカルロ計算における課題を解決するため、固有直交分解(POD)を用いた中性子束分布のタリー(PODタリー)が開発された。PODタリーは、次元数と統計誤差の両方を削減することが可能である。本研究では、2次元C5G7ベンチマークにおけるsub-pin levelに分割した中性子束分布へのPODタリーの適用可能性を検証する。また1回のモンテカルロ計算で中性子束の統計誤差を推定するために、PODタリーにcircular block bootstrap法を適用した統計誤差推定手法を提案する。検証計算の結果、従来のcellタリーと比較して、詳細に離散化された分布の次元数は90%以上削減され、全タリー領域における統計誤差は平均で半分以上削減された。提案手法により、世代間相関とPOD次数間の展開係数の相関の両方を考慮することで、中性子束分布の統計誤差を適切に推定できることを確認した。
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.3 - 18, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k
)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk
はJ4のkよりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、
U, 
U, 
Puの断面積とHO中のHの熱中性子散乱則データの更新がkの差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなkの違いが観測された。この差異は主にU, 
Gd, 
Gd断面積の更新とHO中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がkにどのように影響を与えたかを明らかにした。
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.31 - 44, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study proposes new hybrid data assimilation (DA) methods to effectively use experimental data represented in two different ways in the DA process for reducing nuclear-data-induced uncertainties. Conventional DA methods often assume a linear model, where data in a DA database are represented by their differential coefficients, i.e., nuclear data sensitivity coefficients. In contrast, more rigorous and versatile DA methods based on sampling techniques have been proposed recently. These sampling-based DA methods describe data for DA using results derived from direct transport calculations performed with perturbed nuclear data samples. The proposed hybrid DA methods simultaneously use both types of data described by sensitivity coefficients and sampling results and thus are called "hybrid." Two hybrid DA methods are proposed herein: the simple hybrid DA and efficient hybrid DA methods. Among these, the simple method is based on a straightforward concept that uses a random sampling technique. In contrast, the efficient method employs a more technical method that effectively combines a new deterministic sampling technique with sensitivity coefficients to reduce statistical uncertainties associated with the simple method. The efficient method is expected to be a candidate to achieve high precision and rigorous DA with a realistic sample size.
山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 渡邉 友章
Transactions of the American Nuclear Society, 133(1), p.698 - 701, 2025/11
A sensitivity analysis was conducted to evaluate the impact of nuclide-wise self-shielding and scattering matrix treatments in a detailed burnup calculation involving more than 4,000 nuclides. The analysis was performed using a newly developed neutronics analysis code, GenesisRPC, based on the neutron transport code GENESIS for two- and three-dimensional geometries. The results, obtained for UO and MOX fuel systems, indicate that for nuclides with number densities below 10
[1/barn/cm], the effects of self-shielding factors and the P0 (isotropic) scattering matrix are negligible. Additionally, the impact of the Pn (anisotropic) scattering matrix was found to be insignificant for nuclides with number densities below 10
[1/barn/cm] in the present calculation conditions, suggesting that only nuclides with high initial concentrations need to be considered.
近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.21_1 - 21_9, 2025/06
著者らは先行研究において固有直交分解(POD)を用いた中性子束分布タリー、いわゆる、PODタリーを開発した。PODタリーによって詳細に離散化された中性子束分布に対する次元削減と統計的不確かさの低減が実現可能である。本研究では、先行研究で言及されなかったPODタリーのいくつかの特徴を明らかにする。一つ目に、飛程長エスティメータによるPODタリーを新たに実装する。セルタリーと比べてPODタリーによる統計的不確かさが低減されるため、飛程長エスティメータによるPODタリーは今回実装されたもののうち、最も精度の高い結果を得ることができる。二つ目に、決定論的手法および確率論的手法を用いて得られる基底ベクトルを比較する。スナップショットデータの統計的不確かさは抽出される基底ベクトルの劣化を引き起こす。この結果からスナップショットの計算には決定論的手法がより効率的であることが示唆される。最後に、展開される中性子束分布の統計的不確かさに対する展開係数の共分散の影響を調査する。展開係数の分散のみを考慮した場合に、再構成された統計的不確かさは参照値と異なる。この結果から、中性子束分布の局所的な統計的不確かさの推定には展開係数の共分散が重要であることが明らかとなる。
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 山本 章夫*
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) (Internet), p.288 - 297, 2025/04
現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いた中性子スペクトル再構成に基づく高速な燃焼計算手法について検討した。本手法では、様々な入力パラメータに対する詳細燃焼計算により得られた多数の中性子束に対してPODによる次元削減を行い、低次元化した中性子束とパラメータを関係づける回帰モデルを構築する。この回帰モデルに計算対象である任意の入力パラメータを与えて中性子束を再構成し、燃焼計算を行う。本手法により、中性子輸送計算を行うことなく、入力条件に基づく中性子スペクトルの変化を考慮した燃焼計算を行うことができる。本手法をPWRのUO燃料ピンセルモデルに適用した結果、詳細計算と比較して核種インベントリを数パーセント以内の差異で計算できることが分かった。また、検証の結果この計算誤差は回帰モデルの影響が支配的であったことから、回帰モデルの改善により精度が改善する見通しが得られた。
藤田 達也; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02
被引用回数：3 パーセンタイル：51.35(Nuclear Science & Technology)本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。
-FeOOH; The Spin-reorientation transition and hydrogen-bond symmetrization池田 理*; 山本 孟*; 佐野 亜沙美; 坂巻 竜也*; 栗林 貴弘*; 野田 幸男*; 鈴木 昭夫*
Journal of the American Chemical Society, 147(5), p.4005 - 4016, 2025/02
被引用回数：4 パーセンタイル：61.38(Chemistry, Multidisciplinary)鉄オキシ水酸化物-FeOOHの圧縮挙動は複雑であり、磁性特性と結合特性に変化が見られる。本研究では、20GPa超える圧力下で、-FeOOHと-FeOODのin situ粉末中性子回折実験を行い、スピン再配列転移、水素結合対称化、およびそれらの相関を調査した。磁気転移は、-FeOOHと-FeOODの両方で8GPaで観測された。-FeOOHの結晶対称性と水素結合は、17.90GPaで非対称水素結合を持つP21nmから水素結合が不規則なPnnmへと変化したが、-FeOODは非対称のままであった。原子間角度と距離の圧力変化から、Feの座標幾何学は水素結合の対称化に向かって変化し、磁気異方性に影響を与えたことが示唆される。
近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(12), p.1536 - 1545, 2024/12
被引用回数：4 パーセンタイル：62.23(Nuclear Science & Technology)本論文では、次元削減を目的として固有直交分解を用いた中性子束分布の新しいタリー手法を提案する。提案手法では、対象の空間中性子束分布を直交基底ベクトルによって展開し、基底ベクトルに対応する展開係数をモンテカルロ計算のランダムウォーク中にタリーする。直交基底ベクトルはあらかじめ計算したスナップショットから特異値分解によって抽出される。一次元非均質全炉心体系の多群モンテカルロ計算において提案手法を検証した。集合体ごと、エネルギー群ごとの中性子束分布を基底ベクトルによって展開した。関数展開タリー法で用いられる従来のルジャンドル多項式と比較してスナップショットから得られる基底は対象の分布を少ない次数でよく表現することができた。従来のセルタリーと比較して提案手法の解の次元は20分の1に削減された。さらに、提案手法の特徴により、次元削減を通じて統計誤差が低減された。検証計算の結果から、詳細な中性子束分布タリーおいて、提案手法は次元削減が可能であることが示された。
近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
EPJ Web of Conferences, 302, p.04002_1 - 04002_10, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Computer Science, Interdisciplinary Applications)大規模詳細マルチフィジックス計算に向け、著者らはモンテカルロ計算における効率的な中性子束分布タリー手法を開発している。本手法では、中性子束分布タリーに固有直交分解(POD)を用いている。先行研究では、衝突エスティメータを用いてこのタリー手法が実装されたが、本研究ではより小さい統計誤差のタリーを得るために飛程長エスティメータを実装した。中性子束分布タリーに実装された飛程長エスティメータを衝突エスティメータおよび従来の飛程長エスティメータと一次元問題において比較した。飛程長エスティメータによる分布タリーは衝突エスティメータのそれよりも統計精度の高い解を取得できるということが検証結果から明らかになった。したがって、統計誤差の観点から、飛程長エスティメータと衝突エスティメータを用いた分布タリーの関係は、従来の飛程長エスティメータと衝突エスティメータのそれと同様である。
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09
被引用回数：2 パーセンタイル：36.47(Nuclear Science & Technology)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.
山本 孟*; 池田 理*; 本田 孝志*; 木村 健太*; 青山 拓也*; 大串 研也*; 鈴木 昭夫*; 石井 賢司*; 松村 大樹; 辻 卓也; et al.
Physical Review Materials (Internet), 8(9), p.094402_1 - 094402_6, 2024/09
被引用回数：6 パーセンタイル：38.48(Materials Science, Multidisciplinary)We investigate the crystal and electronic structures as well as magnetic properties of ilmenite-type NiVO, which has attracted research interest as an 
= 1 honeycomb lattice magnet. Ilmenite-type NiVO samples were synthesized under high-pressure and high-temperature conditions. Synchrotron X-ray diffraction and Rietveld refinement results demonstrated that NiVO underwent a continuous structural phase transition from the triclinic (
) phase to the rhombohedral (
) phase at 450 K. This transition is concomitant with the decomposition of the V-V dimers formed by the tetravalent V ions. X-ray absorption spectroscopy measurements confirmed that the Ni and V ions were divalent and tetravalent, respectively. Magnetic and specific heat measurements revealed that NiVO underwent an antiferromagnetic transition at 140 K, and a zigzag-type magnetic order with magnetic propagation vector 
=(0,1/2,0) was observed by neutron diffraction measurements.
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.830 - 839, 2024/06
被引用回数：15 パーセンタイル：92.49(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。
方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 198(6), p.1215 - 1234, 2024/06
被引用回数：1 パーセンタイル：11.68(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体A架台で測定された鉛ビスマスサンプル反応度を用いたデータ同化によって加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の鉛ビスマス非弾性散乱断面積に起因した不確かさを低減できることを実証した。サンプル反応度について、データ同化の式中に現れる実験不確かさと相関を再評価し、結果を明示した。不確かさ評価に用いる感度係数はMCNP6.2で評価し、データ同化はMARBLEを用いて実行した。鉛ビスマスに対してサンプル反応度は感度係数が大きいため、加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の断面積起因不確かさを6.3%から4.8%まで減少させ、本研究で設定した暫定的な目標精度5%を達成できることを示した。さらに、ADJ2017に使用された積分実験データを用いることで、マイナーアクチニドや鉄など他の支配的な核種に起因する不確かさを効果的に低減できることを示した。
原田 善成*; 山口 響*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一
Transactions of the American Nuclear Society, 130(1), p.758 - 762, 2024/06
軽水の熱中性子散乱に起因した不確かさを選択的に低減する決定論的サンプリングを用いたデータ同化を実施した。データ同化には、水槽体系の即発中性子減衰定数
を用いた。軽水の熱中性子散乱則データのCABモデルに対して、決定論的サンプリング法を不確かさの定量化とデータ同化に適用した。決定論的サンプリングを用いた不確かさの定量結果は、ランダムサンプリング法を用いた結果と同程度であることが分かった。
村上 健太*; 鬼沢 邦雄; 山本 章夫*
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(4), p.199 - 202, 2024/04
日本原子力学会標準委員会は、高経年化対策実施基準の改定を通して長期運転にかかる活動をリードしてきたが、最近の法・規制の変更を踏まえて、引き続き重要な貢献をする必要があると考えている。本稿は、2023年秋の大会で実施された企画セッションにおける議論を再構成し、安全な長期運転に向けた取り組みとその標準化における留意点を解説したものである。重要な点として、(1)時間の経過に伴って見いだされる知識を有効に活用すること、(2)オブソレッセンスを含む安全への影響が大きな新知見を見逃さないこと、(3)安全への影響と発現可能性の大きさを踏まえて対応に重要度をつけること、(4)国際的な知識基盤構築へ貢献することなどが挙げられる。
