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論文

第7回核燃料部会賞(奨励賞)を受賞して

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。

論文

Generalized formulation of extended cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased linear estimation

横山 賢治; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。

論文

High-energy nuclear data uncertainties propagated to MYRRHA safety parameters

Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; $c{C}$elik, Y.*; Van den Eynde, G.*

Annals of Nuclear Energy, 120, p.207 - 218, 2018/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

高エネルギー核データの不確かさ伝播による加速器駆動システムMYRRHAの安全に関する核特性パラメータの影響を調査した。既存の高エネルギー核データライブラリ及び高エネルギー核反応モデルを用いて断面積データの共分散マトリックスを作成し、これを用いて、全炉心出力及び鉛ビスマスに蓄積される放射能の高エネルギー核データに起因する不確かさをランダムサンプリング法に基づいて評価した。本評価手法は、粒子輸送計算を直接行う必要がなく、最良推定値に対するサンプル平均の収束性を調査することが可能である。本手法により、全炉心出力に対する信頼性のある不確かさを得るには300程度のランダムサンプル数が必要であることを示し、その不確かさは14%と評価した。さらに、陽子・中性子照射により蓄積される放射能濃度の不確かさの評価値は、5%から60%に及ぶことがわかった。トリチウム等のいくつかの核種に対しては、信頼性のある不確かさを得るのに数千のランダムサンプル数が必要であることが明らかになった。

論文

Numerical simulation of thermal striping phenomena for fundamental validation and uncertainty quantification; Application of least square version GCI and area validation method to impinging jet in a T-Junction piping system

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。

論文

平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞して,1

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。

論文

Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によって$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。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、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析における$$beta_{rm eff}$$の妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりも$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対する$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分は$$^{235}$$Uの遅発中性子収率に起因することが分かった。

報告書

電位規制クーロメトリーによる標準物質として使用する硝酸プルトニウム溶液の値付けのための分析(共同研究)

山本 昌彦; Holland, M. K.*; Cordaro, J. V.*; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-014, 63 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-014.pdf:4.38MB

本件では、同位体希釈質量分析法で使用する標準物質の候補である硝酸Pu溶液の値付けのための分析にファラデーの電気分解則に基づく絶対分析法である電位規制クーロメトリーを適用した。測定装置には国際規格ISO 12183に準拠するものを使用し、その校正は国際単位系であるSI単位にトレーサブルとなる計測機器を使用して実施した。装置の性能評価のためにPu金属標準物質から調製した試料を測定した結果、測定値は表示値と$$pm$$0.05%以内で良好に一致し、繰り返し測定の相対標準偏差も0.05%以下と非常に高い精度でPuを分析できることが分かった。そこで、本法で同位体希釈質量分析の標準物質候補となりうる$$^{239}$$Puの同位体組成比が比較的高い混合酸化物粉末から精製した硝酸Pu溶液を測定した。その結果、繰り返し測定の相対標準偏差は0.05%以下、信頼区間が95%を示す包含係数k=2として評価した測定値の不確かさは0.069%以下と標準物質の測定法として求められる精度を満足する水準で精密にPuを分析することができた。

論文

Development of core hot spot evaluation method of a loop type fast reactor equipped with natural circulation decay heat removal system

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

日本の先進高速炉の設計では自然循環による崩壊熱除去系が採用されている。燃料ピンの健全性評価のため、自然循環崩壊熱除去時における炉心最高温度評価手法を開発した。本手法では、自然循環時の特徴的な熱流動現象を考慮できるプラント動特性モデルを用いて安全解析を実施するとともに、不確かさを統計的に定量化して炉心最高温度を評価する。本評価手法とナトリウム冷却高速炉の外部電源喪失事象へ適用した結果について報告する。

論文

Systematic effects on cross-section data derived from reaction rates at a cold neutron beam

$v{Z}$erovnik, G.*; Becker, B.*; Belgya, T.*; Genreith, C.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovi$'c$, V.*; 佐野 忠史*; Schillebeeckx, P.*; Trkov, A.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 799, p.29 - 36, 2015/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Instruments & Instrumentation)

冷中性子ビームを用いた測定から、熱中性子捕獲断面積を導出する際の問題点を指摘するとともに、導出する中性子捕獲断面積の系統誤差を低減するための手法について提案するものである。これまでの冷中性子を用いた測定では、標準断面積との相対値より、熱中性子捕獲断面積が導出されてきた。本研究では、冷中性子ビームのエネルギー分布によっては、中性子捕獲断面積のエネルギー依存性が1/v則からずれる核種について、10%以上もの系統的誤差を生じることを明らかとした。中性子捕獲断面積のエネルギー依存性を考慮した断面積導出方法を適用することにより、この系統誤差は補正できることを示した。また、これまでに報告された文献値のいくつかには、冷中性子ビームのサンプル中での自己吸収補正が行われていない問題点があることも指摘した。

報告書

核変換物理実験施設を用いた炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文

JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB

核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。

論文

Numerical investigation on thermal striping phenomena in a T-junction piping system

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。

論文

Experimental study on long-term safety assessment considering uncertainties for geological disposal of radioactive wastes; JAERI status at 2005

山口 徹治; 坂本 好文; 飯田 芳久; 根岸 久美; 瀧 洋; 赤井 政信; 神野 文香; 木村 祐一郎; 上田 正人; 田中 忠夫; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

地層処分の長期評価では不確かさの定量化が必要である。日本原子力研究開発機構の確率論的核種移行評価は確率論的な評価結果の分布を計算するだけでなく、パラメータ不確かさやモデル不確かさを提示することができる。これにより、核種移行解析結果の不確かさに相関の大きいパラメータが明らかになる。これらのパラメータのうち、定量的に解明されていないものがわれわれの実験的研究の対象である。優先的に取り組むべき研究対象は具体的には、セメントの影響を受けた高pH環境下におけるベントナイト系緩衝材の変質,放射性核種の溶解度,ベントナイト系緩衝材中拡散,深地下の還元的環境を維持したまま採取した地層試料に対する重要核種の収着である。不確かさをもたらす原因としては、海水系地下水の浸入によるイオン強度の上昇,TRU廃棄物に含まれる硝酸ナトリウムの溶解に伴うNO$$_{3}$$$$^{-}$$, NO$$_{2}$$$$^{-}$$及びNH$$_{3}$$濃度の上昇,セメント系材料に起因する高pH環境,オーバーパック腐食に伴う間隙水化学組成の変化を考慮する。本論文はこの研究の現状を報告するものである。

論文

Evaluation of uncertainty associated with parameters for long-term safety assessments of geological disposal

山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一

JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08

この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。

論文

放射性廃棄物処分の長期的評価のための実験的研究,2; 核種移行データ取得研究

山口 徹治; 根岸 久美; 江橋 勝弘; 稲垣 真吾*; 柴田 光敦*; 田中 忠夫; 中山 真一

JAERI-Conf 2004-011, p.139 - 140, 2004/07

放射性廃棄物地層処分の安全評価における評価期間は数千年以上の長期に及ぶため、評価結果には種々の不確かさが含まれることになる。時間的・空間的な変動要因を特定し、それらが評価結果にもたらす不確かさを定量する必要がある(確率論的評価)。われわれは、安全評価結果(地下水シナリオ)との相関が高く、しかも現在の知見では不確かさが大きいパラメータ(溶解度,緩衝材中拡散係数,天然バリアへの分配係数)についてデータを取得し、パラメータの不確かさを低減するとともに、その不確かさを定量化して確率論的安全評価に提供することを目指して実験的研究を実施している。パラメータの不確かさを増大させる原因として、地下水の高pH化,廃棄体からの硝酸塩,塩水の影響,オーバーパック腐食を考慮している。本報告では平成16年2月までに得られた成果を発表する。

論文

ウラン・TRU廃棄物のクリアランスレベル評価

菅野 光大*; 武田 聖司; 水無瀬 直史; 加藤 英雄; 木村 英雄

JAERI-Conf 2004-011, p.131 - 132, 2004/07

ウラン廃棄物及びTRU廃棄物の将来の安全かつ合理的な処理処分システムを確立するため、U-234やU-238に代表される、ラドンガスの発生や評価の長期性等の対象廃棄物の特徴を踏まえた評価手法によって、当該廃棄物にかかわる埋設処分方式別の濃度区分値、及びクリアランスレベルについて検討する必要がある。本研究では、対象廃棄物のクリアランスレベル試算を目的として、ラドンガスの発生や評価の長期性等の対象廃棄物の特徴に対応した確率論的な評価コードシステムを整備した。そして、この評価コードによる確率論的解析の結果から、評価パラメータ及び長期評価に伴うシナリオ設定の不確かさがクリアランスレベルに与える影響を検討した。

論文

長期安全性評価における不確実性に関する研究

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Conf 2003-018, p.111 - 112, 2003/10

高レベル放射性廃棄物は処分事業の検討が進められており、また、TRU廃棄物及びウラン廃棄物は、将来的に核種濃度レベルに応じた埋設処分またはクリアランスが現在考えられている。これらの長寿命核種を有意に含む放射性廃棄物は、各処分概念の安全性評価の期間が数千年またはそれ以上の長期に及ぶため、浅地中から地層処分までの処分概念に応じて、バリア材の劣化等のさまざまな変動要因による種々の不確かさの影響を評価する必要がある。本報告では、ウラン廃棄物のクリアランスレベル試算のため、重要経路である処分場跡地にかかわる被ばく経路を対象に、評価モデルの不確かさ、パラメータ値の変動に起因する不確かさなどの影響を確率論的解析から検討した。さらに、高レベル放射性廃棄物では、人工バリア、天然バリア(母岩及び断層帯)、生態圏の個々のシステムにおけるパラメータ不確かさ解析を実施し、各パラメータの相対重要度とその不確かさの核種移行率及び被ばく線量に与える影響を定量的に検討した。

論文

Estimates of parameter and scenario uncertainties in shallow-land disposal of uranium wastes using deterministic and probabilistic safety assessment models

武田 聖司; 菅野 光大; 水無瀬 直史; 木村 英雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.929 - 937, 2002/08

超寿命で崩壊連鎖を伴うウラン廃棄物の浅地中処分に対する決定論及び確率論的安全評価モデルの開発を行った。決定論的解析から、長期的な放射線影響評価の観点から重要となる被ばく経路及び評価シナリオを明らかにした。さらに、重要な評価シナリオを対象に、確率論的手法によるパラメータ不確かさ解析を実施し、パラメータ重要度とパラメータ不確かさの影響を定量的に明らかにした。

論文

放射線加工レベル$$^{60}$$Co$$gamma$$線高線量率校正用電離箱システム

小嶋 拓治; 橘 宏行; 羽田 徳之; 金子 広久; 春山 保幸; 田中 隆一*

Radioisotopes, 50(7), p.291 - 300, 2001/07

現在、医療用具の滅菌等放射線加工処理では、広い照射場が得られるように$${}^{60}$$Co $$gamma$$線板状線源を用い100$$sim$$10,000 Gy/h程度の線量率を利用している。こうしたパノラミックな(コリメートされていない)照射場の特性や線量率範囲は、点線源を用いたコリメートされた比較的低い線量率の照射場をもつ現在の線量標準機関と異なっていることから、この分野における線量トレーサビリティをもたせることは容易でない。そこで、日本原子力研究所(原研)では、国家標準である経済産業省産業技術総合研究所(産総研)における線量率範囲も含み広い範囲5$$sim$$20,000 Gy/hをカバーする$$^{60}$$Co $$gamma$$線照射場を二つの大線量用線源を用いて構築し、この照射場において平行平板型電離箱システムに基づく大線量校正技術を開発した。原研での線量校正が産総研とトレーサビリティをもつことを技術的に明らかにするため、線量率範囲10$$sim$$100 Gy/hオーダーの産総研で与えられた電離箱の校正結果、すなわち電流から照射線量率への換算係数は、照射場の特性のちがいに関わる補正なく、大線量率5$$sim$$20,000Gy/hにおいても有効であることを示した。また、不確かさ$$pm$$2.2%(95%信頼度相当)で線量0.5$$sim1.60times{10}^5$$ Gyを校正できることを明らかにした。

論文

Accident consequence assessments and their uncertainty

本間 俊充

Comparative Evaluation of Environmental Toxicants; Health Effects of Environmental Toxicants Derived, p.147 - 155, 1998/00

近年、エネルギー利用による環境と健康への影響及びその外部性(Externality)の評価がいくつかの研究で行われている。そこでは、核燃料サイクルに起因する影響の中で、原子力発電所のシビアアクシデントの潜在的影響が重要な位置を占めることが示されているが、その影響の推定値の幅に大きな開きがある。それは、評価手法と仮定の相違のほか、おもにシビアアクシデントの影響に関連した不確かさに起因している。この講演では、原研で開発した原子炉の事故影響評価手法と、評価に付随する不確かさを定量化する不確かさ感度解析手法について報告する。

論文

Development of probabilistic assessment methodology for geologic disposal of radioactive wastes

木村 英雄; 高橋 知之

IAEA-TECDOC-1031, p.163 - 169, 1998/00

放射性廃棄物地層処分の長期評価に伴う不確かさの影響を評価するためには、確率論的安全評価手法が必須である。このため、パラメータ不確かさの影響を評価する確率論的手法GSRW-PSAを開発した。GSRW-PSAコードは、地下水移行シナリオに基づいて、ソースタームモデル、天然バリアモデル、生態圏モデル、パラメータサンプリング手法及び不確かさ感度解析手法を結合したものである。$$alpha$$核種を対象に、パラメータ不確かさ解析を行った結果、天然ウラン(U-238系列)に起因する被ばく線量は、ほかの崩壊系列(Np-237系列)に起因するものよりも不確かさの幅が小さいことが明らかとなり、天然ウランの核種濃度は、長期評価における補完的な安全指標として適切であることが示唆された。

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