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多田 健一; 遠藤 知弘*
EPJ Web of Conferences, 284, p.14013_1 - 14013_4, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Nuclear Science & Technology)高速炉及び中速炉では非分離共鳴領域の自己遮蔽効果の影響が大きくなる。確率テーブル法は連続エネルギーモンテカルロ計算コードで非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法として広く利用されている。本手法では、各核種の与えられたエネルギー点において、断面積の確率分布のテーブルを計算している。確率テーブルは、ラダーと呼ばれる疑似共鳴構造を何度も作成し、その平均から計算している。多くの核データ処理コードではこのラダーを作成する回数が入力値として必要となっているが、最適なラダー数は今まで検討されていなかった。以前の著者の研究から、最適なラダー数は核種や平均共鳴パラメータに依存することが分かっている。このことから、核データ処理コードユーザー自身が最適なラダー数を見つけることは困難である。そこで本研究では、確率テーブル生成における統計的不確かさを計算する手法を開発した。開発した手法では、中心極限定理を用いて確率テーブルと平均全断面積の積の統計的不確かさを計算する。
植木 太郎
Nuclear Science and Engineering, 193(7), p.776 - 789, 2019/07
被引用回数：5 パーセンタイル：48.99(Nuclear Science & Technology)相関を伴うモンテカルロ計算タリーの統計誤差を、標準化時系列とブラウン橋の統計を組み合わせて評価できることは、オペレーションズ・リサーチで知られている事実である。本論文では、標準化時系列を確率微分方程式に基づいてブラウン運動に収束する統計量に変換し、統計誤差評価・確率的分布収束の判定を、近似なしで、タリーを格納することなしに実行する手法について報告する。手法の妥当性検証に関しては、強相関下の臨界性問題、原子炉の全炉心計算、動特性パラメータ評価を例として報告する。
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
松永 剛; 武智 学; 櫻井 真治; 鈴木 康浩*; 井手 俊介; 浦野 創
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1113 - 1117, 2015/10
被引用回数：15 パーセンタイル：77.56(Nuclear Science & Technology)JT-60SA is designed and under construction as fully superconducting tokamak under a combined project of the ITER satellite tokamak program of EU-JA (Broader Approach Activities) and the Japanese national program. One of the main purposes of JT-60SA is the steady-state high-beta operation above the ideal no-wall beta limit. To achieve this, we have designed in-vessel coils, thus error filed correction coils (EFCCs) for a correction of magnetic error fields that affect plasma initiation and induce magnetic island locking. We will report the design of the EFCC in JT-60SA from an engineering and a physics points of view.
宮本 ユタカ
放射化分析ハンドブック, 7 Pages, 2004/00
中性子放射化分析において定量元素と熱中性子の核反応によって生成する測定核種は、それ以外に共存する他の元素の異なる核反応によっても生じる場合があり、それが系統誤差の原因になる。その影響の大きさは試料の元素組成だけでなく、原子炉施設や照射場によっても異なる。京都大学原子炉実験所研究用原子炉(KUR)で放射化分析によく用いられる照射設備について、妨害核反応が定量結果に与える影響の大きさを岩石及び植物標準試料の照射実験から定量的に評価した結果を示す。
原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会
JAERI-Review 2002-003, 97 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-003.pdf:8.64MB
本報告書は、原子力コード評価専門部会の平成12年度の活動内容をまとめたものであり、燃焼度クレジット評価,モンテカルロ法コードによる臨界計算収束性問題,核データの誤差ファイルに基づく臨界計算結果の誤差評価の3トピックスについて、論文発表をもとに議論し、その結果を記載してある。
2000年12月)小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*
JNC TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB
プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*
JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06
BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO
燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。
稲田 聡; 佐藤 宗一; 庄司 和弘; 池田 久; 実方 秀*; 沼田 光央*
JNC TN8410 2000-022, 55 Pages, 2000/05
JNC-TN8410-2000-022.pdf:1.57MB
垂直照射型蛍光X線分析装置の導入に伴い、ウラン・プルトニウム濃度分析検討を実施した。本装置は、測定部がグローブボックス内に設置され、試料の下部からX線を照射するタイプである。基本条件の検討を実施した。測定に必要な試料量は、容器の形状及び検出効率から3mLとした。励起エネルギーの最適化を図ったところ、繰り返し精度とフィラメントへの負荷を考慮してウラン、プルトニウムともに50kV-30mAと設定した。測定時間については、安定した測定結果が得られた60秒とし、1回の測定は60秒
2回(合計120秒)の測定を実施し、その平均を測定結果とすることとした。水相中のウラン、プルトニウム混合試料の測定は、マトリクス効果の補正を行うことで誤差4%以内で正確に測定できることを確認した。また、単体試料測定における検出限界値はウランが0.4mg/L、プルトニウムが6.7mg/Lと計算された。定量上限濃度は、蛍光X線分析装置にて分析するために調製した後の測定試料においてウラン、プルトニウムともに9g/Lとした。有機相中のプルトニウム濃度分析は、標準添加を行う希釈法及び試料を直接測定する直接法について検討した。両方ともに良好な結果を示し、検出限界値はそれぞれ、5.3mg/L,0.2mg/Lであった。ただし、直接法においては標準溶液の調製方法に問題が残り、今後の検討課題とした。
横山 賢治; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成810年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
柴本 泰照; 久木田 豊*; 中村 秀夫; Park, H. S.*; 安濃田 良成
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00
溶融金属と冷却材の相互作用(MFCI)時には、冷却材の蒸気が大量に発生するが、蒸気生成速度によって蒸気爆発になる場合と爆発に至らない場合がある。後者は穏やかなMFCI事象と呼ばれ、本研究ではその現象解明研究の一環として、高温の溶融金属中にジェット状に注水する体系についての基礎研究を行っている。これまで、このような研究例は限られており、特に、多くの溶融物は可視光には不透明なため、その中の水の挙動を可視化することは困難であった。そこで本研究では、高速度撮影中性子ラジオグラフィ(NRG)を利用することで、可視化に対する問題を解決するとともに、発生蒸気量や水ジェット貫入深さ等について定量計測を試みた。実験では、あらかじめ試験容器内に高温の溶融金属を満たしたところに室温の水ジェットを注入した。その結果、より高温のメルトに注入させた方が、蒸気発生量がより少ない結果となった。これは、高温の場合、水/溶融金属の界面上に安定な蒸気膜が形成され、これが伝熱の阻害に寄与し、蒸気発生が少なかったためと考えることができる。
内藤 磨; 吉田 英俊; 北村 繁; 佐久間 猛*; 小野瀬 義秋*
Review of Scientific Instruments, 70(9), p.3780 - 3781, 1999/09
被引用回数：17 パーセンタイル：71.68(Instruments & Instrumentation)プラズマ中の電子温度、密度の測定に用いるトムソン散乱計測では、散乱された光を多数の波長チャンネルで検出した方が精度が上がるが、その分コストもかかる。このため本論文では現実的な測定条件下において妥当な波長チャンネル数の指針を与えた。まずチャンネル数の如何に依らない測定誤差の理論的下限が存在することを示した。次に与えられたチャンネル数において測定誤差を最小にする波長チャンネルの配置を求め、この時の誤差が理論的下限値にどれくらい近いかによって最適性の判断を行った。通常の測定では理論限界の90%程度の測定精度を持っていれば十分と考えられる。以上のことから、400-700nmの波長領域を測定する典型的なルビーレーザー散乱システムにおいては、0.01-10keVの温度領域の測定には7チャンネル、0.1-10keVでは5チャンネルあれば良いことを明らかにした。
笹本 広; 油井 三和; Savage, D.*; Bille, B.*
JNC TN8400 99-025, 32 Pages, 1999/06
地下水水質形式のモデル化の対象となるサイトや処分場の変遷過程を評価するために地下水データを用いる場合、データを用いる前に、データの品質や目的にあったデータであるかどうかについての評価を行う必要がある。本報告書では、データの品質保証に係わる事項・内容について整理した。その結果、地下水地球化学に関するモデル化を行う上では、以下の点に留意することが必要であると考えた。・どの様にして地下水試料がサンプリングされたか(試錐孔掘削中にサンプリングされた地下水か、水理試験の間にサンプリングされた地下水か、原位置での測定値か、試錐孔からポンプで汲み上げられた地下水か、原位置での圧力状態を保ったままサンプリングされた地下水か)。・掘削水の影響等を受けていない地下水試料をどの様にしてサンプリングしたのか。また、その手法に伴う地下水試料への影響(誤差)は、どの程度なのか。・地下水サンプリングの間に脱ガスの影響を受けていないか。もし脱ガスの影響を受けているならば、もとの状態の(正確な)地下水組成を推定するため、地球化学モデルによる補正がなされているか。・地下水の酸化還元状態の非平衡の度合いを把握するため、キーとなるサンプルに対して、異なる手法(例えば、電極によるEhの測定や酸化還元反応に鋭敏な化学種濃度の測定等)による酸化還元状態の調査が行われているか。・地下水試料の濾過方法はどの様にして行われたか。また、室内での水質分析のために、地下水試料をどの様に保存していたか。・低濃度である溶存アルミニウム(通常、0.2mg/L未満)の測定にあたり、精度良く、再現性のあるデータを得るため、地下水試料の濾過(
0.1
m)や化学分析について、十分信頼できる方法が採用されているか。・地下水試料の化学分析における誤差や検出限界はどの程度なのか。また、測定値に誤りが無いかどうかを確かめるため、電荷バランスのチェックや全溶解成分に関する測定値と計算値の比較等を行っているか。・キーとなる地下水試料が採取された場所での岩石試料に対して、詳細な鉱物学的分析が行われているか。
市原 潔*; 志澤 由久*; 岸田 則生*
JAERI-Data/Code 99-016, 183 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-016.pdf:4.87MB
「誤差評価ライブラリ」は、行列計算の数値解析結果の誤差の分析を支援するためのサブルーチン集である。(1)連立一次方程式誤差評価ルーチン群は、残差ベクトルのノルム、行列の条件数、誤差限界を計算する。(2)エルミート行列誤差評価ルーチン群は、Korn-Katoの公式に基づいて固有値の存在範囲を見積もる。(3)試験行列生成ルーチン群は、数学研究に基づく試験行列、乱数行列、アプリケーション・プログラムに現れる典型的な行列を生成する。本書は、各サブルーチンが使用している理論・公式の要点と利用方法についてまとめたものである。
小山田 潔*
JNC TJ1400 99-023, 63 Pages, 1999/02
本研究は、サイクル機構が実施している第二次取りまとめ(以下H-12レポートと称する)における亀裂ネットワークモデルによる地下水流動解析について、概念モデルやデータに起因する不確実性を評価することを主眼として、複数の異なる研究機関によって開発された同種の解析コードを用いて解析を実施し、得られた結果を相互に比較することにより、(1)仮想的なサイトを対象としたH-12レポートにおける地下水流動解析で見過ごされている可能性のある不確実性要因を抽出する(2)それぞれの不確実性要因が解析結果である地下水流動にどの程度の影響を及ぼし得るかを定量的に示す ことが主要な目的である。また、主要な差異の分析を通じて、上記の相互比較の結果がH-12レポートドラフトの性能評価の信頼性にどのようなインパクトを持ち得るか、そして、今後の研究開発においてどの様な事項が課題として認識される必要があるかについて検討を加えた。各研究機関の解析は2段階に分けて実施された。第1段階は、平成10年11月時点でのH12レポートドラフトと同じ条件及びデータを用いて、各研究機関が開発した水理解析コードを用いて解析を実施し、各コードの特徴や制約条件を明らかにした。第2段階は、JNCがH12レポートドラフトの作成について参考とした文献情報や、JNCがこれまでに実施した試験結果を提供し、これらの情報について、各研究機関が独自に解釈を行い、モデルやパラメータの代替案を作成し、解析を実施することによって、着目したオプションがどの程度解析結果に影響を及ぼすかを検討した。解析結果を総合すれば、各機関種々のモデルによって得られた結果は、比較的小さな差異しか示さなかった。第2段階で各機関が着目したオプションの種類によって、差異の程度は異なるものの、H-12レポートにおける水理解析結果は、他の手法によっても再現可能な代表性を有するものと考えられる。今後の課題としては、水理解析結果に核種移行解析を付加して、核種移行抑制性能を含めた多様な指標により比較検討を実施し、解析モデルの信頼性向上を図ることがあげられる。
久保 博篤*; 小峰 武司*; 吉田 清
JAERI-Tech 98-050, 69 Pages, 1998/11
日、米、EC、ロシアの4極の協力により国際熱核融合実験炉計画が進められている。プラズマを閉じ込めるため磁場を発生させるコイルとして超電導コイルが使用される。このコイルのうち、ポロイダル磁場(PF)コイルと呼ばれる真空容器中のプラズマ位置や断面形状を制御するコイルが設置される。この磁場にはPFコイル製作による誤差据付け公差により磁場の誤差が生じる。この誤差を補正する目的のためPFコイルの周囲をコレクションコイルと呼ばれる磁場補正超電導コイルが設置される。このコイルには大電流による電磁力、TFコイルから受ける変位による荷重が作用する。この機械特性を評価し設計に反映させるために電磁力とTFコイルの変位による応力解析、クランプのボルト等の検討を行うことにより提案クランプ位置に設定することで許容応力内に収まることを確認した。
本田 陽一郎*; 長谷川 和男; 大内 伸夫; 草野 譲一; 水本 元治
Proc. of 1st Asian Particle Accelerator Conf. (APAC98), p.74 - 76, 1998/11
原研では、中性子科学研究のためにエネルギー1.5GeV、平均ビームパワー8MWの大強度陽子加速器を提案している。現在、100MeVから1.5MeVまでは超伝導加速器がメインオプションとなっている。ここでは
セクション分割、ラティス、ライナック構成に関する概念設計を行った。その結果、セクション数8の構成が加速器長及びビームの質の点で最適であることがわかった。ラティスにはEquipartitioning条件を取り入れることにより、縦及び横方向のエミッタンスが抑制されることをシミュレーションにより確認した。また、RF及び四極電磁石の誤差を取り込んだビームシミュレーションを行うことにより、加速器に必要な精度を定量的に解析した。
藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 竹内 正行; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-115, 50 Pages, 1998/09
再処理用機器の構造材料であるステンレス鋼およびバルブメタルの微量な減肉を機器の運転中に連続的に測定する、連続モニタリング技術の開発の一環として、超音波パルス法を測定原理とする水ジェット型および高温型連続モニタリング技術について、連続肉厚モニタリング技術としての適用性を評価した。評価の結果、水ジェット型連続モニタリング技術の測定誤差は
0.01mm程度であり、約1800時間の測定が可能であった。しかし、水ジェットの連続供給に起因した測定部の温度低下による腐食環境の緩和や、実環境への採用に際し、受槽の取り付けや廃液発生を伴うといった問題があり、連続モニタリング技術として適用するにはいまだ解決すべき課題が多く残されている。一方、高温型連続モニタリング技術は0.01mm以下の測定誤差により、直線性に優れたデータが取得できることおよび探触子保持用治具を準備することでさまざまな測定部に対応できることなどから、実環境への適用性が高い技術と判断される。今後、高温型連続モニタリング技術の実用化を図っていくには、探触子の接触状態の長期安定性が求められ、探触子保持用治具の改良や測定器の機能向上が必要となる。さらに、モニタリングデータの検証、探触子の寿命評価、耐放性などモニタリングシステムに求められる機能および性能を明確にし、連続モニタリングシステムの構築を図る必要がある。
