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渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*
Nuclear Science and Engineering, 10 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk
及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。
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.
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1386 - 1396, 2023/11
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Nuclear Science & Technology)使用済み燃料の核種組成を計算する燃焼計算は核データに大きく依存する。日本における最新の評価済み核データJENDL-5では多くの核種がJENDL-4.0から修正されており、その修正は燃焼計算に影響を及ぼす。本研究では、燃焼計算におけるJENDL-5の妥当性を確認した。検証には高浜3号機のPIEデータを使用した。JENDL-4.0からJENDL-5への例えば断面積や核分裂収率等のパラメータ変更が核種組成に与える影響を定量的に調査した。計算の結果、JENDL-5はJENDL-4.0と同程度の性能を有することがわかった。また計算結果から、アクチニド核種の断面積、核分裂収率、H
O中の水素の熱中性子散乱則データの変更がPWR使用済燃料の核種組成に影響を与えることが明らかになった。
奥村 啓介; 坂本 幸夫*; 月山 俊尚*
遮蔽解析のV&Vガイドライン策定に向けて, p.4 - 8, 2023/03
日本における遮蔽解析のV&Vに資することを目的として、日本原子力学会「遮蔽計算手法のV&V検討」研究専門委員会が2020年に設立された。この専門委員会においては、事業者が行っている主な遮蔽解析の概要や解析手法の事例を示すとともに、今後の遮蔽解析のV&Vガイドラインの策定にむけて、遮蔽解析V&Vの進め方についての提言を行った。具体的には、保守的評価手法への対応方針、事業者が行う特定業務とデータ・コード開発者が行うV&Vの違い、データ・コード開発者及びそれらの使用者が留意すべき点について提案を行った。
大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; K
rkel, T.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.
大釜 和也; 片桐 寛樹; 竹越 淳*; 羽様 平
Nuclear Technology, 207(12), p.1810 - 1820, 2021/12
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fixed absorber worth was measured as a difference of core reactivity measured by control rod worth between cores with and without a single or three fixed absorbers. In the present paper, the measurements were evaluated in detail and its reliability and usefulness as a validation data were investigated through a comparison with calculations using the latest neutronics design methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fixed absorber worth were 1.00
0.05 and 1.020.04, respectively. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 廣瀬 意育
Fluids (Internet), 6(2), p.80_1 - 80_17, 2021/02
Many thermohydraulic issues about the safety of light water reactors are related to complicated two-phase flow phenomena. In these phenomena, computational fluid dynamics (CFD) analysis using the volume of fluid (VOF) method causes numerical diffusion generated by the first-order upwind scheme used in the convection term of the volume fraction equation. Thus, in this study, we focused on an interface compression (IC) method for such a VOF approach; this technique prevents numerical diffusion issues and maintains boundedness and conservation with negative diffusion. First, on a sufficiently high mesh resolution and without the IC method, the validation process was considered by comparing the amplitude growth of the interfacial wave between a two-dimensional gas sheet and a quiescent liquid using the linear theory. The disturbance growth rates were consistent with the linear theory, and the validation process was considered appropriate. Then, this validation process confirmed the effects of the IC method on numerical diffusion, and we derived the optimum value of the IC coefficient, which is the parameter that controls the numerical diffusion.
広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(AlO
),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、AlOおよびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径(
)と芯線間距離(
)を変化させた。の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径(
)をで割って得られる比率
が0.35で最小電圧降下となった。を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/であった。
田中 正暁; 中田 耕太郎*; 工藤 義朗*
日本機械学会誌, 123(1222), p.26 - 29, 2020/09
原子力分野では、原子炉物理,熱流動,構造解析などの多岐の技術分野にわたり、原子力関連施設の設計,建設,運転の各段階でシミュレーションが活用されている。本解説記事では、日本原子力学会において制定された、モデルの検証及び妥当性確認(V&V: Verification & Validation)に関わる基本的な考え方をまとめた「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の策定経緯と記載内容について概説するとともに、その原子力学会ガイドラインで示される不確かさ評価の具体化の試みの一例について紹介する。
田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08
現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。
大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05
In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.
Chai, P.; 山下 晋; 永江 勇二; 倉田 正輝
Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 14 Pages, 2019/03
RPV内部の溶融材料の挙動を正確に理解し、SAコードの精度を向上させるために、JUPITERと呼ばれる多相,多物理モデルを備えた新しい計算流体力学(CFD)コードが開発された。それは多相計算のアルゴリズムを最適化した。その上、化学反応もコード内で注意深くモデル化されているので、融解プロセスを正確に扱うことができる。一連の検証と検証の研究が行われており、これらは分析解や以前の実験とよく一致している。JUPITERコードのマルチフィジックスモデルの機能は、関連するシビアアクシデントシナリオにおける溶融材料の挙動を調査するためのもう1つの便利なツールである。
Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07
被引用回数：11 パーセンタイル：32.69(Nuclear Science & Technology)Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.
中田 耕太郎*; 工藤 義朗*; 越塚 誠一*; 田中 正暁
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(3), p.173 - 177, 2018/03
国内外においてV&Vの重要性および必要性が広く認識され、シミュレーションの信頼性の確保に関わるガイドラインや標準を作成する動きが活発になっている。2016年7月に日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」が発行された。これは、シミュレーションの信頼性の確保に関する重要性が高まる状況に鑑み、モデルV&V(Verification and Validation)に基づいて、不確かさを考慮した予測評価、品質管理を加えたモデリング&シミュレーションの方法論の考え方をまとめたものである。このガイドラインの発行に至った背景及び経緯、ガイドラインの概説、取り組みの現状と課題について、発行後の講習会の報告と併せて紹介する。
堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結
日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09
Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.
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.
田中 正暁
日本原子力学会計算科学技術部会ニュースレター(インターネット), (27), p.9 - 15, 2017/03
2016年7月に日本原子力学会から発行された「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の理解を深めるため、講習会を開催した。本報では、講習会の概要と東京及び大阪での開催状況について、アンケート結果も含めて報告する。
田中 正暁
日本原子力学会計算科学技術部会ニュースレター(インターネット), (24), p.16 - 28, 2015/09
シミュレーションの信頼性を確保するために、不確かさ評価を含めたV&Vの実施ガイドの制定が必要となっている。また、福島第一原子力発電所事故の教訓として、シミュレーションの信頼性確保は指摘されるところである。不確かさ評価を含めたV&Vの実施に係わる標準を策定することにより、原子炉の安全性を確保するための計算技術基盤が築かれるようになる。そこで、日本原子力学会におけるガイドラインの策定状況について原子力学会計算科学技術部会のニュースレターにおいて紹介記事を掲載する。
