Generalized extreme value analysis of criticality tallies in Monte Carlo calculation

植木 太郎

Progress in Nuclear Energy, 159, p.104630_1 - 104630_9, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104630

一般化極値(GEV)は、極端な値の観測に関する統計モデルである。本論文では、GEVの方法論を、サンプリングの困難さで知られる弱結合体系のモンテカルロ臨界計算の例題に適用し、中性子実効増倍率(keff)分布の裾野の利用価値を評価したことを報告する。具体的には、核分裂源サイクルあたりの粒子数が十分に大きい場合に、keff分布の上限と下限に対する極値指数(EVI)が不確かさの範囲内で同じ値をとること、及びその値が境界値層としてのガンベル分布のEVIを含むワイブル分布の範囲内に収まることを示す。核分裂源サイクルあたりの粒子数が不十分な場合に対しては、一つの平衡状態から別の平衡状態への移行時に、keff分布の上下限のEVIが剥離し、一方がワイブル分布の範囲内に、もう一方がフレシェ分布の範囲内に入り、計算の異常診断に利用可能であることが示される。

Judgment on convergence-in-distribution of Monte Carlo tallies under autocorrelation

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 194(6), p.422 - 432, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00295639.2019.1710418

モンテカルロ臨界計算におけるタリー平均値の分布収束は、自己相関係数減衰の観点から判定可能である。ただし、大きなラグ(世代差)での統計量の不確かさは大きく、標本自己相関係数の減衰評価に基づくアプローチは現実的でない。本論文は、この課題に対処するなめの汎用的な解決法を提供する。具体的には、タリーの標準化時系列を、確率微分方程式に基き、ブラウン運動に分布収束する時系列に変換する。ブラウン運動においては、期待値がゼロで差分が独立である。この性質を利用して、タリー平均値の分布収束判定法が構成される。判定基準の閾値は、スペクトル解析により決められる。この判定法の有効性は、極端に強相関な例題と標準的な例題に対して、連続エネルギーモンテカルロ計算により示される。

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

Results of OECD/NEA Monte Carlo source convergence benchmark problem 3

三好 慶典; 山本 俊弘

Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.149 - 150, 2002/00

モンテカルロ法による臨界計算の中性子源収束問題に関するOECD/NEAで採用されているベンチマーク問題3の参加各機関による計算結果を示す。この問題は、二つの核分裂性の無限平板が水で隔離されているもので、水の厚さをパラメトリックに変化させることで、両者の結合度を変化させることができるようになっている。水厚さが30cmのほとんど隔離された状態から、水のない完全に結合した状態まで、参加各機関によりMCNP,VIM,KENOなどの代表的なモンテカルロコードによる解析が行われ、二つのユニットの核分裂中性子源の分布の相互比較を行った。いずれの計算コードもほぼ同等の結果となったがVIMだけが結合の弱い体系について収束性の悪い結果が得られた。

軽水炉使用済燃料の燃焼度クレジットに関する技術開発

中原 嘉則; 須山 賢也; 須崎 武則

JAERI-Tech 2000-071, 381 Pages, 2000/10

JAERI-Tech-2000-071.pdf:17.6MB

使用済燃料の貯蔵施設等の臨界安全設計における経済性向上を目的に、科学技術庁からの委託により燃焼度クレジット導入に関する技術開発「軽水炉使用済燃料臨界安全管理技術開発」を平成2年度から平成11年度まで実施した。本報告は、上記事業の成果をまとめたものである。本技術開発では、商用PWR/BWR燃料を使用した使用済燃料棒の軸方向ガンマスキャン測定、一部燃料資料の放射化学分析による核種組成の精密定量、及び集合体の未臨界実験を行い多くの実測データを取得した。また、これらの測定データを使用して燃焼/臨界計算コードの検証、線測定による燃焼度評価、及び貯蔵容器等の安全裕度を検討した。

Joint IPSN/JAERI comparative calculations of 30 revised benchmarks on annular cylinders of Pu nitrate solutions

J.Anno*; G.Poullot*; P.Grivot*; 山本 俊弘; 三好 慶典

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1065 - 1074, 1999/00

フランスのIPSNで行われた円環形状の硝酸プルトニウム溶液の臨界実験から代表的なものを30ケース選び出した。原研とIPSNがそれぞれの計算手法で、それら30ケースの臨界解析を行った。プルトニウム濃度は25~80g/l、またPuの同位体組成は1.5~19wt%の範囲である。これらの実験の精度は0.003k以下でベンチマークデータとしては十分な精度を持っている。これらの解析をフランスはAPPOLLO-MORETコードシステムで、CEA86とCEA93ライブラリーで行った。原研側はJACSコードシステムとMCNP4Bで、それぞれJENDL-3.2を用いて行った。ボロン入りコンクリートを含む3ケースを除いて計算で求めた実効増倍率は実験とよく一致する結果を得た。MCNPとJENDL-3.2を用いた結果は、IPSNのそれより全般的に0.5%kほど大きい結果となった。

Dual and multiple reciprocity formulations applied to fission neutron source problems

板垣 正文; C.A.Brebbia*

Boundary Elements XIV, Vol.1; Field Problems and Applications, p.25 - 38, 1992/00

境界要素法を臨界計算に適用した場合に現れる領域積分項を境界積分に変換する二つの方法、二重相反法と多重相反法について記述する。二重相反法では、核分裂ソース分布をフーリエ級数に展開し、個々の展開項をソースとする拡散方程式の特解を利用して領域積分を等価な境界積分に変換する。必要な展開係数は別の境界積分により自動的に与えられる。多重相反法では中性子源反復の回数に応じた次数の高次基本解を用いて相反定理を繰り返し適用して境界積分のみによる定式化を行う。この方法では境界上の中性子束と中性子流を反復の度に記憶する必要があるが、精度の高い結果が得られやすい。二つの方法とも、本来、中性子束の領域積分の比で与えられる実効増倍率を境界積分のみによる表示とし、計算の効率化を図った。簡単な数値計算例について両者の得失を議論すると共に、今後の開発課題についても触れる。

The Off-line computation system for supervising performance of JOYO-JOYPAC System, 2; The Detailed calculation subsystem predicting the JOYO nuclear and thermo-hydraulic characteristics-HONEYCOMB,FDCAL and FATEC codes

鈴木 友雄; 長谷川 明; 秋元 正幸; 宮本 喜晟; 桂木 学

JAERI 1247, 78 Pages, 1976/10

JAERI-1247.pdf:3.87MB

高速実験炉「常陽」の運転監視に必要な基本的な詳細データを提供できる計算プログラムを開発することを目的にして、詳細計算コードHONEYCOMB、FDCAL-2およびFATEC-3が作成された。HONEYCOMBは3次元六角格子体系を対象に、拡散モデルによる臨界計算を行う詳細核特性解析コードで、制御棒挿入深度予測と、熱水力コードへの入力する詳細熱出力分布も算出する。さらに燃料ピン毎の熱出力や燃焼の計算も可能である。FDCAL-2は炉容器内の下部プレナムから上部プレナムへ至る。すべての冷却材流路の流量配布を計算する。FATEC-3は指定された集合体(燃料、ブランケット)の内部で温度の詳細分布を計算し、安全性確認のための一つのデータであるホットスポット温度の算出も行う。これら三つのコードは連動してJOYPACシステム内の詳細計算サブシステムを形成して、第I部で述べられている簡易計算サブシステムで必要とする基本詳細データのファイルを作成する。本報告はこれらの計算手法を中心に述べている。

EXPANDA-5; The One-dimensional diffusion equation program for fast reactors consisting of two-region hexagonal lattices

鈴木 友雄; 桂木 学

JAERI 1210, 17 Pages, 1972/02

JAERI-1210.pdf:0.73MB

冷却材に燃料ピンが六方格子状に配列された領域における実効断面積を求めるさい、格子内の全中性子束に対する燃料内の中性子束の割合値が、エネルギーに殆ど依存しないとの仮定のもとに、格子内の燃料、冷却材の各部における中性子束を、全中性子束と各部分での割合との積で表示し、格子系で輸送方程式から値を求める方式が導かれる。この値を用いて六方カ格子素からなる高速炉領域における各核種の実効断面積がもとめられ、続けてて原子炉全件での一次元拡散モデルによる臨界計算をおこなうプログラムEXPANDAー5の入力定数の説明がなされた。炉定数ライブラリーは25群のJAERIーfastセットが用いられている。

確率的乱雑化による二酸化ウラン・コンクリート系の臨界性評価の揺らぎ

植木 太郎

no journal, , 

軽水炉の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率的乱雑化モデルを構築した。独立な試行により連続変動媒質を複製し、デルタ追跡法と呼ばれるシミュレーション粒子追跡技法を用いて、モンテカルロ法臨界計算を実施した。中性子実効増倍率の評価値には、数パーセント程度の揺らぎが生じることがわかった。