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橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
EPJ Web of Conferences, 239, p.03015_1 - 03015_4, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.1(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ法に基づいた粒子輸送計算コードは、加速器施設の遮蔽計算等の目的で盛んに利用されている。計算結果の信頼性を評価するためには、計算で用いた試行回数によって決まる統計的不確かさだけでなく、計算で使用される全断面積モデル等の不確かさに起因する系統的不確かさも評価する必要がある。我々は、全断面積の実験値を参照しながら最小自乗法に基づいたKALMANコードを利用することで、内部パラメータに不確かさの幅をもつ全断面積モデルを開発した。新規モデルで計算した全断面積の不確かさは実験値の誤差と同程度であり、不確かさの幅の範囲で内部パラメータを変動させながら輸送計算を実行することで、計算結果における系統的不確かさを適切に評価できることが分かった。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05
Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.
飯田 浩正; 関 泰
Nuclear Science and Engineering, 76, p.302 - 307, 1980/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.92(Nuclear Science & Technology)抄録なし
