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渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*
Nuclear Science and Engineering, 10 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk
及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。
Pyeon, C. H.*; 方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 197(11), p.2902 - 2919, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速・反射炉心においてアルミ、鉛、ビスマスサンプルとボイドを模擬するアルミスペーサを用いてサンプルおよびボイド反応度実験が行われた。実験値と比較して、JENDL-4.0とMCNP6.2を用いた固有値計算によるサンプル反応度は良い精度で得られた。また、ボイド反応度についてはJENDL-4.0の結果とENDF/B-VII.1の計算結果はともに実験値と比べて良い一致を示した。MCNP6.2/ksenによって得られた感度係数とENDF/B-VII.1に基づくSCALE6.2の共分散データを用いてサンプルおよびボイド反応度の不確かさを定量化し、アルミ、鉛、ビスマスの断面積に起因する不確かさの影響を明らかにした。ボイドを模擬するアルミスペーサを用いた一連の反応度実験解析により、KUCAの固体減速・反射炉心中のボイドを解析する手法を実証した。
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the 
values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.
variations by nonuniform core configurations郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。
菅原 隆徳; 国枝 賢
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/08
本研究は、核データライブラリをJENDL-4からJENDL-5に変えることによる核変換システムの核解析への影響を検討した。核変換システムとして、JAEAが検討している鉛ビスマス冷却型加速器駆動システム(ADS)と溶融塩塩化物ADSであるMARDSを対象とした。JAEA-ADSの解析では、JENDL-4からJENDL-5に変更することで、実効増倍率が189pcm増加した。様々な核種の改訂が影響していたが、例えば
Nに着目した場合、その弾性散乱断面積や弾性散乱微分断面積の改訂が大きな影響を与えていた。MARDSに関しては、
Clおよび
Clの断面積改訂が、実効増倍率の大きな違いの原因となっていた。例えば、天然の塩素組成を用いた場合、JENDL-5に変更することで3819pcm実効増倍率が増加した。本研究を通じて、核変換システムの解析結果は、核データライブラリの違いによって、未だに大きな違いが生じることを示した。
近藤 諒一; 長家 康展
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/08
特異値分解で作成した数値的な基底関数を用いた関数展開タリー法を新たに提案する。従来では解析的な関数が用いられてきた。例えば、一次元分布に対してはルジャンドル多項式が用いられてきた。しかしながら、このような関数を用いると急峻で複雑な分布を再構成に必要な展開次数が大きくなり得る。少ない計算コストで高精度な計算を達成するためには、対象の分布を低次の展開でよく表現するような基底関数が望まれる。本研究では、特異値分解で得られたスナップショットデータから数値的な基底関数を作成する。本手法は、低次元化モデルに基づき、これを関数展開タリー法に適用したものである。計算結果から手法の適用性が示された。一方で、スナップショットデータの離散化などの課題が明らかとなった。
奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04
飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。
大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04
本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
寺田 敦彦; 永石 隆二
Nuclear Science and Engineering, 197(4), p.647 - 659, 2023/04
被引用回数：2 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)燃料デブリを含む放射性廃棄物の移送、保管、処分過程でみられる部分開放空間内での水素の漏洩挙動を明らかにするために、CFDを用いて、Hallwayモデルのベントサイズやその周囲の風況の影響を研究した。Hallwayモデルは、側面に1つのドアベントと天井に1つのルーフベントをもった部分開放空間の実験モデルである。Hallwayモデルの室底部から水素が漏洩された場合では、室内の水素濃度の上昇は小さかった。水素がルーフベントから排出されるとともにドアベントから外気が流入する煙突効果が起こる際にコアンダ効果で流入した外気の流れが底部に偏流する現象が生じたことが原因と考えられる。室内の水素濃度は、ベントサイズを変化することで室内に流入する外気量とともに変化した。また、室外の風況によって、ドアベント側から風が吹いた場合には低下し、ドアベントと反対側から風が吹いた場合には上昇した。ドアベントからの外気の吹き込みとルーフベントからの水素の排出のバランスに影響を与えたと考えられる。
Ta遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮
Nuclear Science and Engineering, 18 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)The neutron transmission ratio and capture yield for Ta were measured in J-PARC MLF ANNRI to improve the accuracy of resonance parameters. The total cross section was determined from the transmission ratio in the energy range from 0.2 to 150 eV. The capture cross section was obtained from the capture yield using the pulse height weighting technique (PHWT) in the energy range from thermal to 150 eV. The obtained transmission ratio and capture cross-section were fitted by the resonance analysis code, REFIT, and the resonance parameters were determined below 150 eV. It was also discussed the correlations caused by fitting based on statistical uncertainty and correlations for systematic uncertainty based on sample thickness in the transmission measurements.
Tuya, D.; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10
倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。
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, 20 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(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。
山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 多田 健一
Nuclear Science and Engineering, 196(11), p.1267 - 1279, 2022/11
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードFRENDYの多群断面積生成機能に、共鳴上方散乱効果を組み込んだ。共鳴上方散乱効果は、超詳細群スペクトルの変化による自己遮蔽因子の変化と、弾性散乱断面積の変化により考慮される。検証計算では、超詳細群スペクトル、実効断面積、ドップラー効果への影響を確認した。また、エネルギー群構造や、共鳴上方散乱の取り扱いが、実効断面積と弾性散乱行列の変化を通じてドップラー効果に及ぼす影響について調査した。これらの検討の結果、FRENDYで共鳴上方散乱を考慮した多群断面積を適切に生成できることが分かった。
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 196(10), p.1194 - 1208, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の核反応断面積に対する感度係数を効率的に行うROM-Lasso法を提案した。本手法は、求めたい感度係数ベクトルを、Reduced Order Modeling (ROM)の考えた方に基づき、Active Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底で展開する。その後、各展開係数をランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いたLasso線形回帰によって求める。本手法はForward計算のみ実施するためAdjoint法の適用が困難な場合でも適用が可能である。さらに、ASは感度係数ベクトルをより少ない次元数で再現する実効的な部分空間であり、元の次元数(入力パラメータ数)より大幅に未知数を削減することから、ASを用いないLasso推定と比較し劇的に計算コストを改善する。本論文では検証計算としてADS燃焼計算における感度係数評価を行い、ASを求める具体的な処方を示し、提案手法の適用性を示した。
山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04
Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO
pellets were installed instead of UO pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.
Am and 
U fission reaction rates at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, C. H.*; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1144 - 1153, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)で2つの核分裂計数管を用い、Am/Uの核分裂率比を測定した結果、0.0424 
0.0019であることが明らかとなった。連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-6.1を用いて本実験の解析モデルを構築し、3つの主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)によるAm/Uの核分裂率比の予測精度を検証した結果、それぞれ、0.930.04, 0.940.04, and 0.930.04であることが明らかとなった。測定結果と計算結果を比較することにより、3つの主要な核データライブラリのAm核分裂断面積データが検証され、KUCAでの以前のマイナーアクチノイド照射実験と同じ精度であることが示された。また、この比較結果は、Am核分裂断面積データの精度の検証に資するAm核分裂率の積分実験を補足するデータとしても有効である。
竹澤 宏樹*; Tuya, D.; 小原 徹*
Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1236 - 1246, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、モンテカルロ法による中性子輸送計算を用いて、遅発中性子による核分裂反応を多領域積分型動特性コード(MIK)に導入するための新しい方法を紹介する。第一に、遅延中性子を含む積分型動特性モデル(IKM)を前進オイラー離散化法によって解くことが時間ステップ数の観点から可能であることを確認した。これは、離散化したIKMにおいて遅発中性子の放出の遅れを反映させるために放射性崩壊の法則を用いて行うことが可能である。第二に、即発中性子と遅発中性子による二次核分裂の累積分布関数を計算するために、モンテカルロ法に基づく新しい手法を導入した。これらの関数は離散化IKMに必要である。Godiva炉を用いた予備検証の結果、新しいモンテカルロ法に基づいた方法の適用性を確認した。
佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*; 鳥居 建男
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042003_1 - 042003_12, 2021/10
Technology for measuring and identifying the positions and distributions of radioactive substances is important for decommissioning work sites at nuclear power stations. A three-dimensional (3D) image reconstruction method that locates radioactive substances by integrating Structure-from-Motion (SfM) with a Compton camera (a type of gamma-ray imager) has been developed. From the photographs captured while freely moving in an experimental environment, a 3D structural model of the experimental environment was created. By projecting the radioactive substance image acquired by the Compton camera on the 3D structural model, the positions of the radioactive substance were visualized in 3D space. In a demonstration study, the 
Cs-radiation source was successfully visualized in the experimental environment captured by the freely moving cameras. In addition, how the imaging accuracy is affected by uncertainty in the self-localization of the Compton camera processed by SfM, and by positional uncertainty in the gamma-ray incidence determined by the sensors of the Compton camera was investigated. The created map depicts the positions of radioactive substances inside radiation work environments, such as decommissioning work sites at nuclear power stations.
北山 佳治; 寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 鳥居 建男
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042006_1 - 042006_7, 2021/10
Gamma-ray imaging is a technique to visualize the spatial distribution of radioactive materials. Recently, gamma-ray imaging has been applied to research on decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident and environmental restoration, and active research has been conducted. This study is the elemental technology study of the new gamma-ray imager GISAS (Gamma-ray Imager using Small-Angle Scattering), which is assumed to be applied to the decommissioning site of FDNPS. GISAS consists of a set of directional gamma-ray detectors that do not require a shield. In this study, we investigated the feasibility of the shield free directional gamma-ray detector by simulation. The simulation result suggests that by measuring several keV of scattered electron energy by scatterer detector, gamma rays with ultra-small angle scattering could be selected. By using Compton scattering kinematics, a shield-free detector with directivity of about 10
could be feasible. By arranging the directional gamma-ray detectors in an array, it is expected to realize the GISAS, which is small, light, and capable of quantitative measurement.
