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成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Nuclear Engineering and Design, 411, p.112443_1 - 112443_12, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)For realizing a highly reliable fracture limit evaluation of fuel cladding tubes during loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water reactors, we developed a method to quantify the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes. This method employs a hierarchical Bayesian model that can quantify uncertainty even with limited experimental data. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation (Equivalent cladding reacted: ECR) and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in the fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. We divided the regression coefficients of this model into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences among various types of fuel cladding tubes. This hierarchical structure enabled us to quantify the fracture limit uncertainty through the effective use of prior knowledge and data, even for high-burnup advanced fuel cladding tubes with a small number of data points. The fracture limits representing a 5% fracture probability with 95% confidence of the high-burnup advanced fuel cladding tubes evaluated by the hierarchical Bayesian model were higher than 15% ECR for the initial hydrogen concentrations of up to 700-900 wtppm and restraint loads below 535 N. These fracture limits were comparable to the limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube, indicating that the burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly lower the fracture limit of fuel cladding tubes. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data, instead of the binary data, depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after performing the LOCA-simulated test, thereby increasing the amount of information in the data.
崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士
Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12
本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2
0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2022 (ASRAM 2022) (Internet), 11 Pages, 2022/12
To realize a more reliable safety evaluation of loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water-reactors, we developed a quantification method of the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes using a hierarchical Bayes model that can quantify uncertainty even when experimental data are limited. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. The hierarchical Bayes model was developed by dividing the regression coefficients into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences between types of fuel cladding tubes. Using the developed model, we showed that the fracture limits of the high-burnup advanced fuel cladding tubes tended to be on average equal to or higher than that of an unirradiated conventional fuel cladding tube. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after the LOCA-simulated test instead of the binary data, thereby increasing the amount of information in each data.
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez-Espinoza, V.*; Groudev, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; Bocanegra, R.*; Herranz, L. E.*; Berda
, M.*; et al.
Proceedings of 10th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2022) (Internet), 13 Pages, 2022/05
The current HORIZON-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modeling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident scenarios. Within its application part, the project is devoted to the uncertainty quantification of different severe accident codes when predicting the radiological source term of selected severe accident sequences of different nuclear power plant designs, e.g. PWR, VVER, and BWR. Key steps for this investigation are, (a) the selection of severe accident sequences for each reactor design, (b) the development of a reference input model for the specific design and SA-code, (c) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated, (d) the choice of an UQ-tool e.g. DAKOTA, SUSA, URANIE, etc., (e) the definition of the figures of merit for the UA-analysis, (f) the performance of the simulations with the SA-codes, and, (g) the statistical evaluation of the results using the capabilities, i.e. methods and tools offered by the UQ-tools. This paper describes the project status of the UQ of different SA codes for the selected SA sequences, and the technical challenges and lessons learnt from the preparatory and exploratory investigations performed.
成川 隆文
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(11), p.780 - 785, 2021/11
冷却材喪失事故時の軽水炉燃料被覆管の破断限界評価の信頼性向上を目指した原子力機構の取り組みとして、ベイズ統計手法による不確かさの定量化手法の開発、並びに燃焼の進展及び被覆管材質の変更の影響評価に関する研究を紹介する。
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。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 糸井 達也*; 高田 毅士*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
2011年福島原子力発電所事故の後、設計を超える地震動に対する原子力施設の耐震規制が強化されている。そこで、確率論的地震リスク評価(SPRA)が注目されている。不確実さの定量化は、原子炉建屋のフラジリティ評価において非常に重要な問題である。本研究では、低減可能な認識論的不確実さに焦点を当て、原子炉建屋のモデル化手法の違いによる地震応答結果への影響を明らかにすることを目的としている。まず、原子炉建屋は、従来の質点系(SR)モデルと3次元詳細(3D FE)モデルの2種類のモデル化手法によるモデルを用いる。入力地震動として、不確実さを有する震源断層モデルによって生成された200種類の地震波を用いた。不確実さの定量化のために、各入力地震動に対して、2種類のモデル化手法による建屋応答への影響を統計的に分析し、異なるモデル化手法による建屋応答への不確実さを定量的に評価した。特にモデル化手法の違いは、床と壁の開口部近傍で明確に表れた。また、地震応答解析における3次元効果について得られた知見を報告する。
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Nuclear Science & Technology)To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.
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。
菊地 昌廣*; 鈴木 美寿
Wiley StatsRef; Statistics Reference Online (Internet), 7 Pages, 2018/03
IAEA保障措置における核物質インベントリ量検認の適時性確保の為の統計的手法である近実時間計量管理手法(NRTA)は、特別な要素と経緯によって開発され、日本の大型核燃料施設において維持され改良されている。最近の測定における不確かさを解明する議論は、NRTAの開発の原点が1970年代に遡り、伝統的なランダムとシステマティックの誤差モデルを基礎としていることから、NRTAの決定クライテリアに影響を及ぼすと思われる。本記事においては、この話題に係る概要についてレビューする。
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.
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 大木 繁夫
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
大釜 和也
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
大釜 和也
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
