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多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。
成川 隆文
核燃料, (54-2), P. 3, 2019/07
「ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界に関する不確かさ定量化及び低減手法の開発」が評価され、日本原子力学会の第7回核燃料部会賞(奨励賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。
田中 正暁
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2018/10
ナトリウム冷却高速炉におけるサーマルストライピング現象の把握及びそれによる高サイクル熱疲労現象の評価を目的とした数値解析コード(MUGTHES)の開発整備を実施している。数値解析コード及び解析手法開発においては、検証、妥当性確認、そして不確かさ評価からなる一連のステップを踏んで、数値解析結果の妥当性をこのVVUQの作業を通じて定量的に示す必要がある。そこで、本研究では、VVUQの妥当性確認の基本問題として、T字合流配管の水試験WATLONにおける衝突噴流と呼ばれる流動状態を対象として数値解析を実施し、それにより得られた数値解析結果と実験結果を用いて不確かさ評価を実施し、その実施手順について確認した。これまでの検討結果を受け、単純化最小二乗法GCI評価手法(SLS-GCI)とエリアバリデーション法(AVM法)を用いて数値解析結果の不確かさと、実験結果と解析結果との差の大きさの評価を実施した。数値解析と不確かさの定量評価を通じて、MUGTHESのサーマルストライピング現象への潜在的な適用性を示すとともに、不確かさ評価結果からMUGTHESの解析モデルの改良点について抽出することができた。
成川 隆文
核燃料, (53-2), P. 5, 2018/08
日本原子力学会2017年秋の大会における発表「非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価」が評価され、同学会の平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。
田中 正暁; 三宅 康洋*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 13 Pages, 2014/07
本報では、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。
田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の熱流動解析評価手法の整備において、解析評価結果の信頼性確保にはV&Vが必要である。実施手順具体化の一環として、最小二乗法によるGCI評価手法(SLS-GCI)を整備し、複数の例題に対して不確かさ評価を実施して適用性を確認した。
田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉における数値解析による熱疲労評価手法整備の一環として、流体-構造熱連成解析コード(MUGTHES)を整備するとともに、実機評価における解析評価結果の信頼性確保を目的として、実機外挿評価までを扱うV&V実施手順(V2UP)を整備している。このV2UPにおいては、実機評価の前には、既往試験解析を通じて解析コードの妥当性確認を行う必要あり、実験結果と解析結果との差を定量的に評価する必要がある。本報では、平行3噴流混合ナトリウム試験を例題として試験解析を実施し、AVM(Area Validation Metric)法およびその修正(MAVM)法を採用して試験結果と解析結果との差の定量評価を行った。それぞれの手法の適用性を確認し、適用性が高いMAVM法を用いた評価手順を具体化して、V2UPにおける標準手法として整備した。
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。
田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。
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。
杉野 和輝; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
no journal, ,
MAサンプル照射試験データの解析では、一般に、ドシメータデータを用いて照射期間中の平均中性子束の規格化を行うことにより解析精度の向上を図っている。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して相応の補正が必要となる。そこで、燃焼感度係数に中性子束の規格化の効果を反映させるための新たな補正方法を導出した。また、新たに得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データから中性子照射場に係る不確かさを評価した。
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。
寺田 宏明; 永井 晴康
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出された放射性物質による公衆の被ばく評価のため、改良版WSPEEDIを用いた大気拡散シミュレーションにより放射性物質の環境中における時間空間分布を再構築している。本研究では、その不確かさを評価するため、ソースタームにおける粒子、無機ガス、有機ガスといった
Iの化学形組成比による地表沈着量と大気中濃度の計算結果への影響を解析した。Iの化学形組成比を様々に変えた計算ケースによる感度実験の結果、Iの地表沈着量分布は各化学形の沈着過程に対する性質に応じて、異なる結果となったが、時間積算したI大気中濃度への影響は小さかった。測定値との比較から、Katata, et al. (2015)のソースタームを用いて計算したI沈着量は、ガス:粒子比を極端な値に設定したものに比べて高い測定値再現性を示した。
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
no journal, ,
非照射ジルカロイ-4被覆管に対する冷却材喪失事故模擬急冷破断試験により得られた被覆管の破断及び非破断に関する2値データに対し一般化線形モデルを適用し、ベイズ推定により被覆管急冷破断確率を評価した。急冷破断確率5%の95%信頼水準に相当する等価被覆酸化量は20%であることを明らかにした。
成川 隆文
no journal, ,
ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界が有する不確かさの定量化及び低減手法開発に関するこれまでの研究成果概要を第7回(平成30年度)日本原子力学会核燃料部会賞(奨励賞)受賞講演として口頭発表する。
高見澤 悠; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の健全性評価に用いられるシャルピー衝撃試験に関して、日米の様々な鋼種の未照射材と照射材の約1900件のデータセットを基にシャルピー吸収エネルギーの温度依存性をモデル化し、試験数の違い、試験温度条件の違いを考慮した上で延性脆性遷移温度の不確かさを評価可能な手法を整備した。整備した手法を用いた分析から、中性子照射によって延性脆性遷移温度の不確かさはほとんど変わらず、日米の材料間でも有意な違いがないことを明らかにした。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
no journal, ,
感度解析は不確かさ評価や炉定数調整等のデータ同化を利用した核データの精度向上の観点から重要である。本研究では、遮蔽解析において一般化摂動論(GPT)に基づいた感度解析を可能にする計算システムを開発した。発表では、それをナトリウム遮蔽実験に適用した結果について述べる。
Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結
no journal, ,
原子力産業界では、プラント運転パフォーマンスの向上や原子力発電によるリスクの低減させるため、人工知能・機械学習(AI/ML)技術の研究と活用が進められている。原子力機構(JAEA)では、AI/ML技術を活用し、シビアアクシデントと確率論的リスク評価(PRA)の研究の高度化を行っている。数値シミュレーションに基づく動的PRAや事故時のソースタームの不確かさ評価を効率的に実施するため、機械学習で訓練した代替評価モデル等を導入することにより、炉心損傷頻度(条件付き炉心損傷確率)やソースタームの確率分布と重要度に関する情報を得ることができた。原子力安全の継続的な改善に向けて合理的な意思決定を実施するため、AI/MLを活用することにより、効率的にリスク情報と不確かさ情報を提供することが期待できる。
