検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants using multi-fidelity simulations

Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07

 被引用回数:17 パーセンタイル:91.72(Engineering, Industrial)

Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.

論文

Photodissociation of acetaldehyde, CH$$_{3}$$CHO$$rightarrow$$CH$$_{3}$$+HCO; Direct ab initio molecular dynamics study

黒崎 譲; 横山 啓一

Chemical Physics Letters, 371(5-6), p.568 - 575, 2003/04

 被引用回数:31 パーセンタイル:69.39(Chemistry, Physical)

UB3LYP/cc-pVDZレベルでの直接非経験的分子動力学法を用いて、T$$_{1}$$ポテンシャル面上での光分解反応,CH$$_{3}$$CHO$$rightarrow$$CH$$_{3}$$+HCO、について全部で400本のトラジェクトリを計算した。その結果、反応生成物であるCH$$_{3}$$は振動,回転ともに励起しないが、HCOは振動励起しないものの回転励起することが予測された。トラジェクトリ計算の結果を平均するとHCOの回転エネルギーは1.1kcal/molとなり、これは利用可能なエネルギー、7.3kcal/molの15.1%にあたる。本計算結果は実測値と数%の誤差で一致している。

論文

Most critical geometry of a fuel solution based on the transport boundary perturbation theory

山本 俊弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(1), p.78 - 82, 1996/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.44(Nuclear Science & Technology)

「境界インポータンス」の概念を用いて、中性子増倍率を最大にする溶液燃料の自由液面形状を求める方法を示した。二次元平面形状の溶液燃料に対する最適形状を、多群、有限要素、S$$_{N}$$輸送コード、TRIPLETを用いて例示した。「界面インポータンス」なる新たな概念を定義し、それにより、二つの異なる媒質が接する界面の最適形状を求めた。最適な界面形状は、界面インポータンスを当該界面に沿って一定にすることで達成される。最適な界面形状が存在し得る必要条件についての議論を行った。

論文

Effects of the non quasi steady state on the emission lines in plasmas

加藤 隆子*; 久保 博孝; 清水 勝宏

Proc. of 1996 Int. Conf. on Plasma Physics, Vol.1, p.730 - 733, 1996/00

JT-60Uのダイバータプラズマでは、炭素イオンの可視発光線の絶対強度分布を測定している。そこでは、CIIIの線強度が、プラズマからの発光線強度を解析する場合に一般的である準平衡状態で説明できないことが示された。我々は、CIIIの準安定準位のポピュレーションが基底準位のポピュレーションより大きいことに注目し、準安定準位を含めてイオン存在率の時間変化を計算した。ここで得られた線強度は、準平衡モデルによって得られた結果の約1/3となり、JT-60Uにおける測定値と準平衡モデルを用いた解析結果の相違が説明できた。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide and aluminide miniplate fuel for research reactors

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.889 - 897, 1995/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.04(Nuclear Science & Technology)

本報は、研究炉用低濃縮($$<$$20wt%$$^{235}$$U)ウランシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験の結果について報告するものである。燃料板間の流路ギャップを2.38mmとした3枚燃料板集合体をNSRR炉心に装荷後、発熱量78cal/g・fuelまで同時にパルス照射した。本研究より得られた知見をとりまとめると以下のようになる。(1)燃料板間の冷却材横流れが起こらないようにした限定条件下において、燃料板に生じたピーク燃料板表面温度(PCST)は、中央の燃料板で475$$^{circ}$$Cに到達し、両わきの2枚の燃料板に生じたそれら(173$$^{circ}$$Cと192$$^{circ}$$C)を比較して極端に高くなった。流路ギャップ位置における冷却材温度も140$$^{circ}$$Cまで急速上昇し、流路ギャップ位置でない場所での冷却材温度(約50$$^{circ}$$C)よりも高くなった。冷却条件の悪化、特に中央燃料板のそれにも係わらず、3枚のシリサイド小型燃料板には機械的破損が生じなかった。PCSTからのクエンチ速度が比較的ゆっくりであったことと、クエンチによる温度降下幅($$Delta$$T)が小さかったことにより、燃料板に貫通割れを起こすような局所応力が発生せず、このために破損を免れることができたと思われる。

論文

Particle identification for heavy ions in a time-of-flight spectrometer

池添 博; 村上 哲也*; 冨田 芳明; 鹿園 直基

Nuclear Instruments and Methods, 196(1), p.215 - 218, 1982/00

タンデム加速器棟のターゲット室に設置された重イオンTOFスペクトロメーターの性能について報告する。飛行時間法(TOF)の精度をあげるために、位置検出可能なスタート検出器を開発した。その時間分解能は120psで、位置精度0.3mmであった。さらにその位置の非直線性は0.7%で十分満足できるものである。TOFスペクトロメーターの焦点での像を観測するために、2次元位置検出可能な位置検出器を製作し、その性能を調べた。その結果、位置の精度0.3mmで、位置のゆがみが十分小さく、像を観測出来た。この検出器を使って、スペクトロメーターの立体角の測定を行い、最大立体角9.5msrを得た。さらに、粒子検出器として、新しいタイプのガスカウンターであるブラッグカーブカウンターが開発され、その性能がテストされた。エネルギー測定精度1%、原子番号測定精度$$Delta$$Z/Z=1/50であった。このスペクトロメーター質量分解能は$$Delta$$A/A=1/80である。

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1