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丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.
横山 賢治
EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03
我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。
横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB
原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。
横山 賢治; 石川 眞*
Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。
Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.
European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07
被引用回数：321 パーセンタイル：99.41(Physics, Nuclear)本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の
U, 
U, 
Pu, 
Am, 
Na, 
Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, 
He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。
横山 賢治; 北田 孝典*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04
複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。
横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03
被引用回数：8 パーセンタイル：62.99(Nuclear Science & Technology)次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。
竹田 敏一*; 横山 賢治; 杉野 和輝
Annals of Nuclear Energy, 109, p.698 - 704, 2017/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Nuclear Science & Technology)核特性の測定と解析に係る系統誤差を推定すると共にそれらを取り除くことが可能な新しい断面積調整法を導出した。系統誤差を推定するために測定データと解析結果の比であるバイアス因子を適用する。バイアス因子の1からのずれは一般に系統誤差と統計誤差により引き起こされる。したがって、バイアス因子の1からのずれが測定と解析に係る誤差の合計の範囲内にあるかどうかを決めることにより、系統誤差を推定する。統計誤差は各々の信頼性のレベルにより決められるので、系統誤差も信頼性のレベルに依存する。高速臨界集合体及び高速炉実機により得られた589個の測定データを用いて、当手法により断面積調整を行った。当手法による調整結果と従来の調整手法を用いた結果との比較を行う。また、信頼性のレベルが調整後の断面積へ及ぼす影響についても議論する。
Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞
NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05
For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.
横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05
As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.
上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 田島 訓
KEK Proceedings 2003-19, p.27 - 29, 2004/03
サイクロトロンの運転操作では、引出しビームが最大になるように何十ものパラメータの調整が必要である。経験豊かなオペレーターは、その経験と直観力で試行錯誤によってこの処理をする。しかし、オペレータはビームの測定データや機器のアラームや状態のようなわずかな情報によってパラメータ調整をする必要があり、未熟者にとってビーム調整は難しい。われわれはJAERI-AVFサイクロトロンのためにコンピュータベースの可視化援助システムを開発した。支援システムは次のようなCRT表示を行う: サイクロトロンのビーム軌道,設定可能領域,調整履歴,ビーム調整パラメータを最適化するために設計された外部ビーム輸送のビームエンベロープ。支援システムの評価実験を行った結果、サイクロトロンの入射領域でのビーム条件を達成させるための操作時間はおよそ65%減らされた。また、支援システムはビーム輸送、例えばビームの軌道,エンベロープ,プロファイル,スポットサイズ,その他の問題を調査するために非常に役に立つ。
U, U and Pu by using results of in-pile measurements of effective delayed neutron fraction桜井 健; 岡嶋 成晃
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 12 Pages, 2002/10
積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2のU, U, Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCA における合計6つの炉心で実施された
ベンチマーク実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。さらに、調整後の収率をテストするために、高速炉臨界実験装置ZPRで実施された実験の解析を行った。調整後の収率を用いることにより、計算値の誤差が低減し、計算値が実験値により良く一致するようになった。
吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08
核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、U,U,Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近のの積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差
5%以内で得ることができた。特に、Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。
U, U and Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction 桜井 健; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01
被引用回数：6 パーセンタイル：39.54(Nuclear Science & Technology)積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2のU,U,Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、Puの収率は2.6%大きくなりUの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、計算値の誤差が低減し、計算値が実験値により良く一致するようになった。
前川 藤夫; 和田 政行*; Von-Moellendorff, U.*; Wilson, P. P. H.*; 池田 裕二郎
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.815 - 820, 2000/11
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)ドイツ・カールスルーエ研究所のサイクロトロン施設に設けられた40-MeV重陽子ビームによる重陽子-リチウム中性子源について、多数箔放射化法により照射場スペクトルを決定した。同中性子源を用いて12種類の放射化箔を照射し、
Al(n,
)反応や
Bi(n,xn)反応を含む約30の閾反応率を求めた。一方、モンテカルロ計算により同照射場の中性子スペクトルを計算し、これを初期推定値としてSAND-IIコードにより実験で得られた閾反応率と整合するようにスペクトルの調整を行い、最大中性子エネルギーが55MeVにまで及ぶ照射場スペクトルを約10%の不確実性で決定した。スペクトル調整に必要な反応断面積は微分実験データやロシアで評価されたデータに基づいて作成された。今回決定したスペクトルは、同中性子場で照射された核融合炉の構造材料の誘導放射能解析に用いられる。
上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 横田 渉; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫
JAERI-Review 95-019, p.211 - 213, 1995/10
サイクロトロンのビーム軌道可視化調整技術の開発は、サイクロトロンの設計に用いた計算コード等により、多変数操作空間における最適値の探索を行うとともに、ビーム軌道等を模擬し、実運転に反映される新しい加速器制御技術の手法を開発することを目的としている。主な機能は、ビーム軌道の可視化、パラメータ設定可能領域表示とビーム調製履歴の表示である。計算上の軌道と実ビーム軌道の差の要因を検討した。垂直入射および中心領域については、追加実験を行い、引出し領域については、本システムの軌道モデルと実軌道から求めたエネルギーを比較し、その補正方法を検討した。その結果、軌道半径法と3点計測法で補正を加えたエネルギーは、引出しエネルギーに対して誤差が0.5~2%であることがわかった。
山下 清信
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09
被引用回数：6 パーセンタイル：52.28(Nuclear Science & Technology)ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N
、棒半径r)を、実効増倍率(k
)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はNとrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積
a,N及び
間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNとの組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せのaとその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なNとの組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のkの変化を本方法により2%
k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。
上松 敬; 荒川 和夫; 奥村 進; 中村 義輝; 横田 渉; 奈良 孝幸; 福田 光宏; 石堀 郁夫; 岡村 哲也*; 立川 敏樹*
Proc. of the 9th Symp. on Accelerator Science and Technology, p.65 - 67, 1993/00
サイクロトロンの設計に用いた計算コード等により、ビーム軌道をシミュレーションするプログラムの作成を行った。これは、軌道可視化と設定可能領域表示をすることにより、ビーム調整の支援を行うシステムである。これらのプログラムは、垂直入射領域、中心領域、引出し領域の3ブロックに分かれる。垂直入射領域と引出し領域において、実運転によるビーム軌道との比較実験の結果、このシステムが、実ビームを良くシミュレーションしていることがわかった。また、シミュレーションの誤差を生じる原因についても評価を行った。
向山 武彦; 大部 誠; 中野 正文; 岡嶋 成晃; 小圷 龍男
Nuclear Data for Basic and Applied Science,Vol.l, p.483 - 488, 1986/00
アクチノイド核種核断面積データの信頼性向上のため主要核種について、FCAを用いた積分実験を行なった。核分裂率比及び試料反応度価値を中性子スペクトルの系統的に異なる8つのFCA炉心において測定した。この積分測定値をもとに最小二乗法核データ・フィッティング・システムを用いて核データの修正を行った。会議においては、積分実験法、実験値、修正核データについて報告する。
佐々木 芳雄
ドクメンテーション研究, 28(5), p.175 - 187, 1978/05
本稿はユーラトムでの検索式自動修正法の実験に関する翻訳である。この検索システムの目的は、利用者の負担を最小にし、しかも高性能の検索を実行することにある。このシステムには、今までのサーチャーの検索式作成で得られた経験が随所に盛り込まれている。その主な点は、次の通りである。検索回答の適否判定は、サーチャーではなく、利用者自身が行う。ブール論理を用いる検索式作成をコンピュ-タにさせる。利用者に提示する回答には、あらかじめ適合性フィードバックを適用して、ヒット確率の高い順にランキングする等である。実験の結果、この検索式自動修正法は在来式検索法よりもすぐれていることが実証された。
