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Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Gong, W.; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*
Journal of Materials Science & Technology, 275, p.250 - 259, 2026/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)This study examines how substitutional alloying elements (Mn, Cr, Al, and Si) influence low-temperature tempering reactions in high carbon martensitic steels. Through comprehensive experimental techniques including 
neutron diffraction et al., the work clarifies how alloying modifies tempering kinetics by affecting carbon diffusion and phase nucleation. Al and Cr strongly suppress martensite tetragonality reduction and carbon redistribution, while retained austenite decomposes in two stages that are selectively delayed by different alloying elements. Overall, the tempering sequence and kinetics are shown to be governed by alloying-dependent control of carbon mobility and phase transformations.
河 侑成; Negyesi, M.*; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*
Journal of Nondestructive Evaluation, Diagnostics and Prognostics of Engineering Systems, 9(3), p.031001_1 - 031001_6, 2026/08
Structural integrity assessment of flawed pipes, as required by ASME B&PV Code Section XI, relies on failure stress calculated by the Limit Load Criterion (LLC). The failure stress is derived from flow stress, which depends on yield and ultimate tensile strengths. Instrumented indentation technique (IIT) is a nondestructive alternative to the conventional tensile testing. A large amount of studies reported that IIT is capable to assess the yield strength and the ultimate tensile strength with 10 % accuracy compared to the tensile testing. By employing IIT, the tensile properties are expected to be obtained nondestructively and directly from the actual pipe material. The benefit of IIT for the analysis of allowable flaw sizes is critically assessed in this study based on experimental data and Code calculations. Intrinsic standard deviations of yield and ultimate tensile strengths for Type 304 stainless steels are discussed in this paper. As a result, IIT method is capable to estimate the flow stress for Type 304 stainless steel within 3.2 % deviation from the result of conventional tensile tests. Then, the allowable circumferential flaw sizes for pipes subjected to tensile loading are obtained based on strength properties assessed by IIT. In addition, the allowable flaw sizes are compared to the allowable flaw sizes derived from the flow stress tabulated in the ASME B&PV Code Section II, Materials. The conclusion is drawn that IIT yields sufficiently accurate estimates of the flow stress for austenitic stainless steel pipes. Moreover, the flow stress determined from the tabulated values in ASME B&PV Code Section II, Materials, is much lower than the actual measured value, resulting in more conservative estimates of allowable flaw sizes. Therefore, IIT is a beneficial method for the LLC analysis.
Negyesi, M.*; 長谷川 邦夫
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(4), p.044501_1 - 044501_4, 2026/08
When flaws are detected in power plant pipes, they are evaluated to determine their impact on component integrity. According to the ASME Code Section XI, the maximum allowable flaw depth should be less than 75% of the pipe wall thickness. The current code maximum allowable flaw length is defined as the length at which through-wall flawed piping fails due to applied stress. Therefore, the current length is irrespective of flaw depth. This paper uses a flat plate model with surface flaws to examine the characteristics of flaw lengths and propose a new methodology for determining the maximum allowable flaw lengths.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(7), p.854 - 861, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure behavior of high-burnup light water reactor fuel during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), biaxial tension tests of the cladding were performed in a previous study. These tests suggested that the degradation of ductility and increased strain biaxiality in the fuel cladding contribute to the fracture pattern transition from slit-like breaking to guillotine breaking, as observed in some historical RIA-simulated tests at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). To validate the applicability of the conclusion from the above mechanical tests in explaining the phenomena observed in RIA-simulated tests, this study employed two finite element models simulating PCMI loading conditions under different approaches, incorporating a ductile failure criterion for the fuel cladding. The models were used to examine the relationship between fracture patterns and key testing parameters, including the axial-to-hoop strain ratio of the cladding and the ductile failure criterion. The results indicated that as the axial-to-hoop strain ratio increased, the fracture pattern tended to change from a slit-like axial crack to cracks turning toward the hoop direction, ultimately leading to guillotine breaking. Under less ductile conditions, cracks tended to propagate at a tilted angle between the axial and hoop directions. This observation verified the importance of the strain ratio and the embrittlement status of the cladding in its fracture pattern, which provides an important basis for revising methods used to estimate fuel release during RIAs, particularly when accounting for high-burnup fuels.
三原 武; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(7), p.834 - 850, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To investigate generation of mechanical energies such as pressure pulse and water hammer triggered by a failure event of high-burnup fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), online-measured data of relevant test cases in the NSRR RIA-simulated test database have been analyzed. The tests were performed on UO
and MOX fuels of 44-81 GWd/t, resulting in fuel failure. The analysis revealed a considerable increase in the ratio of mechanical energy to injected thermal energy with burnup above ~50 GWd/t for pressure pulse and water hammer and their correlation with transient fission gas release amount. These findings suggest the mechanism of burnup effect that larger amount of released fission gas produces higher rod internal pressure and thus more intensive gas outflow at the fuel failure instant, accompanied by fuel fragment release, leading to an increased efficient fuel/coolant-thermal interaction. Simultaneously, increasing the specific surface area associated with grain boundary decohesion could enhance the reaction speed.
Gubarevich, A.*; 久保 遼太郎*; 有阪 真; 大杉 武史; 吉田 克己*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.667 - 676, 2026/06
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)多核種除去設備(ALPS)で発生する炭酸塩スラリー廃棄物を固定化・固化するため、これらの廃棄物をリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウム相に変換する化学変換プロセスと続いてそれらを緻密化する新しい低温焼結プレス(CSP)技術の導入について検討した。炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーの模擬物をリン酸処理してリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウムを合成し、CSPを用いて300-500
Cで焼結した。カルシウムとマグネシウムの比率、ストロンチウムの取り込み、および塩化ナトリウムの添加が相組成およびCSPの緻密化に及ぼす影響を調査した。バルクサンプルを作製し、X線回折、走査型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法、およびアルキメデス法を用いて特性評価を行った。これらの結果から、(1)化学変換プロセスによってウィットロカイトとニューベライトが形成され、カルシウムとマグネシウムの比率によってこれらの相の相対的な割合が決定されること、(2)ストロンチウムはウィットロカイトの結晶構造に効果的に組み込まれ、ニューベライトは脱水促進プロセスによって緻密化を促進すること、(3)塩化ナトリウムは化学変換に影響を与えず、最終的な固体生成物には含まれないことがわかった。これらの結果は、炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーをウィットロカイト系リン酸塩セラミックスに直接変換し、その後CSPを行うことで安定した固化が可能になることを示しており、この方法がALPS炭酸塩スラリー廃棄物の管理に有望であることを示している。
大野 卓也; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.603 - 611, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)この論文では、再処理施設における有機溶媒火災を模擬した燃焼試験において、高温層が形成された事例を初めて報告する。我々の目的は、火災事故の進行を定量的に予測するための数値モデルにボイルオーバー現象の要素を追加することである。溶媒中で高温層が形成されるとボイルオーバーの燃焼規模が増大するが、リン酸トリブチル(TBP)/ドデカン混合物の燃焼において高温層が形成されるかどうかはまだ明確ではなかった。この点を確認するため、ビーカースケールの燃焼試験を実施し、熱電対を用いて燃焼する溶媒の温度分布を測定した。その結果は以下の通りである。(1)ドデカンのみの燃焼では高温層は形成されなかった。(2)TBP/ドデカン混合物の燃焼では、ドデカンが溶媒中に残存している限り高温層は形成されなかった。(3)TBPのみを燃焼させた場合、高温層が形成された。これらの結果は、再処理施設で有機溶媒と硝酸溶液が混入した火災が発生した場合、高温層をともなうボイルオーバー現象が発生する可能性を示唆する。
中島 邦久; 井元 純平*; 西岡 俊一郎*; 逢坂 正彦; 三輪 周平
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.727 - 736, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼に化学吸着されたセシウム(Cs)の長期的な溶解挙動を調べるため、303Kでの水浸出試験を実施した。その結果、Csは1200時間経過後も水に溶解し続け、Csはリング状粒子としてケイ素と共存していることがわかった。このことから、既存のシビアアクシデント解析コードに組み込まれているCsの化学吸着モデルで定義されている水不溶性Csでさえ、リング状のCsケイ酸塩粒子から長期間にわたってCsが水に溶出することが明らかとなった。さらに、これらの水浸出挙動については、Noyes-Whitneyの式でうまく記述できたことから化学吸着モデルにおける水不溶性Csの水溶解モデルの開発につながる可能性を示唆した。これらの知見から、福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器内で化学吸着したCsについては、長期的な再分布が起こる可能性があることを意味しており、水相を介したCsの再分布を予測するための水溶解モデルが必要になることが分かった。
Zr(n, 
)
Zr and 
Zr(n, )
Zr reactions at JRR-3中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.653 - 666, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected Zr and Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of Zr and Zr, which contribute to the production of Zr and Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to -ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9
0.6 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction, and 21.90.3 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.
高見澤 悠; 西山 裕孝
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル(
)におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数との不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材のの不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属のの不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。
岩本 信之
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(5), p.581 - 593, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Photonuclear reactions are used in many application fields. The continuous improvements are requisite to provide reliable data. The photonuclear data file JENDL/PD-2016 was released in 2017 to cover many nuclides. After the release, the upper energy of 140 MeV in JENDL/PD-2016 was extended to 200 MeV for nuclides evaluated with CCONE. New evaluations were made for structural nuclides, minor actinides, unstable nuclides with half-life of 10 minutes or longer surrounded stable nuclides, and nuclides measured at NewSUBARU facility. In addition, the nuclear data of isomer targets for 
Am and 
Es were evaluated. JENDL photonuclear data file 2016 revision 1 (JENDL/PD-2016.1) was released, including the above improvements. The revisions of nuclear data from JENDL/PD-2016 are made for 1096 nuclides from Si to Fm. The total number of nuclides is 2684, including four isomer targets.
富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.443 - 454, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.
真辺 健太郎; 室田 修平; 高橋 史明
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.477 - 486, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ICRP 2007年勧告に準拠した最新の線量評価手法に基づく内部被ばく線量評価コード(IDCC)を開発した。本コードは、作業者の内部被ばくに対し、短寿命核種を含む全ての放射性核種について核崩壊データ、体内動態モデル、比吸収割合(SAF)等の線量評価用モデル・データを用いて実効線量係数を算出可能であるほか、ホールボディカウンタ等の個人モニタリングの結果からの摂取量推定に最尤推定法を適用している。開発したコードの妥当性は、ICRPが公開する線量係数データベースや複数の文献事例との比較により確認された。今後、公衆被ばくに対する評価機能も整備する予定であり、放射線防護に関する規制基準値の改定や、新基準に基づく実務的な線量評価ツールとしての活用が期待される。
佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.426 - 442, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、Nakayama et al. (2021)の手法に基づき、Large-eddy simulationモデルによる事前計算データベース(pre-sim DB)と現地観測を組み合わせ、原子力施設周辺における放射性プルームの拡散を迅速にモニタする実用的なフレームワークを開発した。提案手法の風況の再現性と大気拡散解析の性能を調査するため、pre-sim DBを用いてスタック周辺のモニタリングポストにおける線量率を評価し、観測値と比較した。pre-sim DBを用いる手法は、モニタリングポストにおける空間線量率の時間変化をよく再現できたものの、いくつかのピークを過大評価した。特に風の鉛直シアが顕著な場合、pre-sim DBを用いる手法の結果には顕著な誤差が見られた。これは、pre-sim DBを用いる手法が単一の観測点における値を用いて流れ場の復元を行うために、風の鉛直シアを取り込めないことが原因と考えられる。複雑な風況の再現性に関して手法的な限界は見つかったものの、Large-eddy simulationモデルを用いた非定常計算と比べて低い計算コストで再現が可能なことから、pre-sim DBを用いる手法は、線量率の迅速なシミュレーションに対して有用なツールとなりうるだろう。
I neutron capture cross-section in the keV neutron regionRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.358 - 369, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The I neutron capture cross-section was measured at the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). To obtain accurate results in the keV neutron region, the recently developed neutron filtering technique was employed with a 20-cm-thick 
Si filter to tailor the incident neutron flux into quasi-monoenergetic neutron peaks with averaged neutron energies of 51.5 and 127.7 keV and, at the same time, hugely increase the signal-to-noise ratio. The present cross-section results were determined form the capture yield ratio of I to that of 
Au and using the evaluated nuclear data from JENDL-5 as reference. The I neutron capture cross section was found to be 0.278 0.034 b at 51.5 keV and 0.141 0.015 b 127.7 keV, validating the JENDL-5 and JEFF-3.3 evaluations, as well as the results from Noguere et al., in contrast to the larger evaluations of JENDL-4.0 and ENDF/B-VIII.1 and the data from Macklin et al.
下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 148(2), p.021504_1 - 021504_10, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T
の取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容亀裂形状の変化は、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
郡司 智; 荒木 祥平
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.187 - 199, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The criticality properties of fuel debris from Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) are considered to depend on the composition of the concrete aggregate. Various concrete aggregate compositions are known, and experiments have been conducted to produce MCCI using concretes with different aggregates, but few studies have addressed their criticality characteristics. From these backgrounds, critical experiments at the modified Static Experiment Critical Facility (STACY) were conducted to clarify the criticality characteristics of fuel debris by making structural simulant rods of mortar composition that did not contain aggregate to simulate concrete. In this study, to evaluate the representativeness of the samples used in the STACY experiment, we clarified differences in criticality characteristics, such as effective multiplication factors, under varying neutron moderation and moisture conditions for concretes with typical compositions and for the experimental mortar composition. In addition, the critical radius and the possible range of critical mass, which are important for handling fuel debris, were clarified. We also evaluated the impact on effective multiplication due to uncertainties in composition. As a result, it can be concluded that differences in criticality characteristics due to aggregate type, including compositional uncertainties, are generally small.
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：50.28(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。
