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-eigenvalue perturbation in Monte Carlo calculationTuya, D.; 長家 康展
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108919_1 - 108919_9, 2022/05
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)核分裂性物質の系に加えられる変化が固有値に与える影響を評価するには、摂動論と言われる特別な方法が必要である。この研究では、相関サンプリング(CS)法と随伴重み法に基づく繰り返し核分裂確率(IFP)を組み合わせることにより、近似を用いない厳密な摂動理論に基づく随伴重み相関サンプリング(AWCS)法を開発した。この厳密な摂動理論に基づいて開発されたAWCS法は、小さな摂動に対しても非常に小さい不確かさを与えるCS法の利点と連続エネルギモンテカルロ法に対して安定した結果を与えるIFP法に基づく随伴重み法の利点を有しており、摂動計算のための新しい正確な方法を与えるものである。開発されたAWCS法の検証のために行ったGodiva及び単純化されたSTACY数密度摂動問題の解析結果は、参照計算結果とよく一致をした。
郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率k
の感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk
感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
for MYRRHA using a Monte Carlo technique岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11
実効遅発中性子割合は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心のに対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いての感度係数を求めた。の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は
であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めたの感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2
0.2%および2.00.2%と評価され、その大部分は
Pu及び
Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 渡邊 正敏*; 宗像 雅広
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11
屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子に影響される。これら因子が低減効果にどの程度の影響を与えるかを把握することは、屋内退避の実効性を効率的に向上させるために特に注目すべき変動因子を明らかにする上で重要である。本研究では、屋内外の放射性物質の交換を模擬したコンパートメントモデルと文献調査によって得られた変動因子の変動幅を用いて低減効果の感度解析を行った。その結果、粒子状物質に対しては浸透率が、ガス状物質に対しては屋内退避時間と自然換気率が大きな感度を持つことが示された。
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03
被引用回数：10 パーセンタイル：68.36(Nuclear Science & Technology)Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.
Zheng, X.; 伊藤 裕人; 川口 賢司; 玉置 等史; 丸山 結
Reliability Engineering & System Safety, 138, p.253 - 262, 2015/06
被引用回数：9 パーセンタイル：39.94(Engineering, Industrial)An important issue for nuclear severe accident is the source tern uncertainty and sensitivity analysis. Generally, thousands of cases are needed to reach a stable result of sensitivity analysis. Based on the limited data obtained by MELCOR analysis, in which the accident at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is used as an example, an approximate stochastic model has been constructed via Bayesian nonparametrics, specifically, the Dirichlet process. The advantage of a nonparametric model is that any deterministic function between explanatory and response variables is not necessary to be determined. The complexity of model will grow automatically as more actual data is observed. The approximate model saves the computational cost and makes it possible to complement thousands of Monte Carlo computation for uncertainty and sensitivity analysis. Probability density functions of uncertainty analysis by MELCOR and the approximate model are obtained and compared. Two densities show great accordance that proves the good predictive ability of the stochastic model. The appropriateness of the approximate model is further validated by the cross-validation through the comparison with actual MELCOR results. Global sensitivity analysis by Sobol' sensitivity index has been performed with the approximate model. Three input parameters are ranked according to their respective influences on the output uncertainty based on first-order and total effect.
稲葉 良知; 西原 哲夫
JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB
本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。
笠原 清司; Hwang, G.*; 中島 隼人; Choi, H.*; 小貫 薫; 野村 幹弘
Journal of Chemical Engineering of Japan, 36(7), p.887 - 899, 2003/07
被引用回数：66 パーセンタイル：87.93(Engineering, Chemical)熱化学的水素製造プロセスであるISプロセスについて熱効率に対する操作条件の影響を評価した。HI濃縮に電気透析(EED)セル,HIの分解反応にメンブレンリアクターを適用した。4つの操作条件(HI分解反応器の転化率,HI蒸留塔の還流比,HI蒸留塔の圧力,及びEEDセル直後のHI濃度)の感度解析を行った。EEDセル直後HI濃度が熱効率に最も大きい影響があり、熱効率が13.3%変動した。他の操作条件の熱効率への影響は2%以下であった。プロセスの非理想性(EEDセルの電気エネルギーロス,熱交換器のロス,及び排熱からの電力回収におけるロス)の影響が評価された。EEDセルのロスによる熱効率の損失は11.4%だった。熱交換器のロスによって熱効率は5.7%減少した。電力回収のロスは6.3%効率を低下させた。装置が改良された後には、最大の熱効率を得るためにEEDセル直後HI濃度のような操作条件を最適化すべきである。EEDセル,熱交換器及び排熱回収を理想的に行った条件の下では、操作条件を最適化したプロセスの熱効率は56.8%であった。
永井 晴康
Journal of Applied Meteorology, 41(2), p.160 - 176, 2002/02
大気-土壌-植生モデルの詳細,妥当性試験及び感度解析について記述する。モデルは、大気,土壌及び植生についての一次元多層モデル及び植生層内の日射及び長波放射伝達を計算するスキームにより構成されている。モデルの性能試験として、大気と地表面の相互作用に関する野外実験CASESの実測データを用いて、小麦畑における地表面フラックスの32日間の変動について計算値と測定値の比較を行った。また植生パラメータに対する感度解析も行った。その結果、モデルは測定値を良好に再現できたが、放射伝達及び気孔抵抗計算スキームを改良する必要性も示唆された。
本間 俊充; 井上 佳久*; 富田 賢一*
JAERI-Research 2000-049, 101 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-049.pdf:3.03MB
本報告書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2のハンフォード線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオは米国ハンフォードのピュレックス化学分離施設で1963年9月2
5日に起きた
Iの大気中への事故的放出に関係するものである。この解析によって、OSCAARで用いているIの大気中拡散・沈着及び食物連鎖移行モデルを実測データを用いて検証した。排気筒高さの気象データ及び周辺地上観測所のデータを内挿して得られた風速場から計算された大気拡散・沈着の結果は一部、予測性能に限界があったが、OSCAARの食物連鎖移行モデルは比較的、精度のよい評価が可能であった。また、モンテ・カルロ法に基づくOSCAARに結合された不確実さ・感度解析手法は、このシナリオ計算を通して機能が確認され、事故影響評価に最も重要な影響を与えるパラメータの決定に有用であった。
本間 俊充; Liu, X.; 富田 賢一*
Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.2753 - 2758, 2000/00
原子炉事故時の環境影響評価では、気象条件が事故影響の大きさを左右する。PSAではこの気象条件の変動にかかわる統計的不確かさは影響とその確率の分布関数として表現される。したがって、事故影響評価では、その分布を正確に推定するための代表的な気象シーケンスの集合を選択し、その生起確率と事故影響を評価する必要がある。この研究の目的は、原研で開発した事故影響評価コードOSCAARで用いている大気拡散モデル(流跡線モデル)に最適な気象サンプリングの方法を開発し、その統計的な変動を明らかにすることである。サイクリックサンプリングで選択された気象シーケンスの感度解析結果から、一定の距離までの飛程時間と降水量、放出時の大気安定度による層別サンプリング法を利用し、さらに放出日時の季節変動を考慮したOSCAAR用のサンプリング法を開発した。
山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道
Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：17.42(Environmental Sciences)WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。
山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子
ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00
WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。
本間 俊充; A.Saltelli*
Reliab. Eng. Syst. Saf., 52, p.1 - 17, 1996/00
被引用回数：1301 パーセンタイル：100(Engineering, Industrial)本論文では、モデル出力のグローバルな感度解析における新手法を取り上げる。この手法はHoraとIman(1986)、石神と本間(1989)及びSaltelli et al(1993)並びにSobol(1990)の独立の仕事によって開発された重要度指標に基礎を置くものである。この中でSobolによる取扱いが最も一般性があり厳密であるので、この論文ではその定式化を採用し、さらにその手法の概念及び計算上の改善を提案した。与えられた人力パラメータの出力の分散に対する全寄与度を計算するため、ここで「全分散効果」の項を導入した。これは対象とするパラメータがそれ以外の全てのパラメータとの相互作用から生じる全ての項を含むグローバルな指標を提供する。もう一つの手法の改善は、結果の再現性を高めるためにデータの順位変換数を用いた点である。この手法は4つのテストケースに対して、適用された。この研究により、比較的合理的な計算コストで、汎用性があり正確で情報量に富む感度解析手法を提供することができた。
本間 俊充; A.Saltelli*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1164 - 1173, 1995/11
被引用回数：28 パーセンタイル：91.06(Nuclear Science & Technology)モデル出力の感度解析はモデルの検証や計算コードの品質保障に関連しており、特に多数の不確かな入力変数が含まれる複雑なモデルの中から重要なパラメータを見いだす際に用いられる。最近の文献でHoraとImanの重要度指標の順位数変換に基づくHIM
と呼ばれる新しい感度解析法がモデルの非単調性の存在に左右されず、非常に有効な手法であることが確認された。同様のことは、標準順位回帰係数のような他の広く用いられているノンパラメトリックな手法には当てはまらない。この新しい手法の欠点はその推定に多量なモデル評価が必要なことであり、それが多数の不確かなパラメータをもつシステムへの適用を妨げている。Sobol'の準ランダム数に基づく効率的なサンプリング手法を新手法の推定に適用した結果、重要な変数を効果的に見いだすのに必要なサンプル数を十分減らすことが可能となった。
A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充
Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00
被引用回数：42 パーセンタイル：89.7(Computer Science, Interdisciplinary Applications)本報告では、感度解析における正確さと再現性の観点から反復部分因子法(IFFD)の性能評価を行った。その結果、IFFDは十分大きなサンプル数では高い再現性を示した。また、モデル出力と入力間の2次の効果を検出できる点で線形手法より優れているが、それ以上のオーダーの効果を扱う点では問題がある事が明らかとなった。
本間 俊充; A.Saltelli*
EUR-16052, 0, 39 Pages, 1994/00
ソボルによる感度指数に基づく新しい重要度指標を導入し、二三の解析的モデル及び計算機モデルに適用してその有効性を示した。この大局的感度解析手法は、着目する入力パラメータと他の全ての入力パラメータとの相互関連から生じる出力に対する影響を考慮することのできる重要度指標を提供する。したがって、入力と出力間の非線形な関係の存在するモデルにも適用可能である。手法の再現性を改善するために、出力値の順位変換を実施して得た重要度指標も同時に導入した。この結果、比較的合理的な計算コストで、精確で非常に情報量の多い優れた感度解析手法を提供することができた。
