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多田 健一; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1397 - 1405, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)確率テーブルは非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法としてよく知られている手法である。確率テーブルの生成には長い計算時間が必要となる。この確率テーブルの生成時間を減らすには、ラダー数を削減することが効果的である。本研究の目的は、確率テーブルの統計誤差を用いて、最適なラダー数を推定することである。そこで本研究では、確率テーブルの統計誤差の定量化方法を開発し、統計誤差の収束挙動を調査した。確率テーブルと平均断面積の積を、統計誤差の指標と見なした。本研究により、統計誤差の収束率は核種ごとに異なっており、統計誤差の収束率は平均レベル間隔と平均中性子幅の影響を受けることが明らかになった。また、入力パラメータをラダー数から統計誤差の許容値に変更した場合、確率テーブルの生成時間が半分以下になることが分かった。
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：15.7(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。
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：62.29(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。
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
高野 秀機; 金子 邦男*; 秋江 拓志; 石黒 幸雄
Nuclear Technology, 80, p.250 - 262, 1988/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.08(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉において核分裂生成物(FP)の共鳴遮蔽効果が燃焼特性へ及ぼす影響を調べた。FPの自己遮蔽効果は燃焼反応度損失をかなり滅じ、燃焼度50GWD/t時において実効増倍率に0.5%
kの影響を及ぼすことを明らかにした。更にアクチニドとFPの共鳴相互干渉効果が検討され、数核種のFPに対して重要であることを示した。FPの核データの不確かさが燃焼度変化に及ぼす影響も4つの評価済核データファイル:JENDL-2,JEF-1,ENDF/B-IVとENDF/B-Vを用いて調べた。JENDL-2とENDF/B-Vの計算結果ではかなりの差が見られたが、JENDL-2とJEF-1とでは偶然的な相殺により差が小さかった。
岩元 大樹; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫
no journal, ,
The effectiveness of reactor physics experiments using Transmutation Physics Experimental Facility (TEF-P) in J-PARC was analysed from the viewpoint of the reduction of uncertainties in the calculated reactor physics parameters (criticality and coolant void reactivity) of the ADS proposed by JAEA. The analysis was conducted by the nuclear-data adjustment method using JENDL-4.0 on the assumption that several types of reactor physics experiments using minor actinide bearing fuel will be performed in TEF-P. It was found that a combination of various experiments and database of existing experimental data was effective in reducing the uncertainties. As the typical result, 1.0% of uncertainty in calculated criticality value can be reduced to 0.4%. As an elemental device development for TEF-P, we developed an online subcriticality monitor. Through experiments using Kyoto University Critical Assembly (KUCA) and the FFAG proton accelerator, it was confirmed that this device could be applicable to measure deep subcriticality around 10
below the critical condition.
石川 眞; 横山 賢治; 杉野 和輝
no journal, ,
臨界実験装置・実機プラントにおける多様な核特性を含む高速炉実験データベースを妥当性確認実験として、次世代高速炉核設計手法のValidationに対する方法論を構築し成立の見通しを得た。
深堀 智生
no journal, ,
データベースに要求される要件としてあげられるのは、信頼性, 妥当性, 完全性である。核データについて言えば、信頼性は核物理的な実験データに立脚する精度評価と言える。妥当性については、炉物理的な積分データを用いたベンチマークテストによるものである。同様に完全性も必要で、それは、標的核、エネルギー範囲、原子核反応の種類等多岐にわたる。本発表では、データベースとしての核データに関する方向性について検討する。将来の核データの方向性について哲学的ではあるが発表者の意見を紹介するとともに、核データ開発の歴史、核データの展望、要望について言及する。
Ratliff, H.; 今野 力; 松田 規宏; 佐藤 達彦
no journal, ,
DCHAIN-SP, the radionuclide build-up and decay code distributed alongside and used with the PHITS particle transport code, currently does not propagate statistical uncertainties from values calculated in PHITS through its own calculations, allowing for misinterpretation of results as being of high statistical clarity regardless of whether that is the case. This work resolves this concern by implementing statistical uncertainty propagation functionality. Additionally, DCHAIN-SP relies on fairly dated data libraries-decay data from 1980s and 1990s evaluations and neutron reaction cross sections from a 2005 evaluation-which have now been modernized to evaluations from the past five years. The presentation will highlight some of the improvements these modern libraries have over the older ones. DCHAIN-SP has not had major development in years, particularly concerning its data libraries, and this presentation will alert past and potential future users that this code is being updated.
