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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。

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。

報告書

原子力コード評価専門部会平成12年度活動報告

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。

報告書

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC-TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$$eta$$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$$eta$$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

報告書

高速炉用共分散データの改良

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8$$sim$$10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。

報告書

核分裂中性子スペクトルの共分散評価

河野 俊彦*; 大澤 孝明*; 柴田 恵一; 中島 秀紀*

JAERI-Research 99-009, 43 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-009.pdf:1.36MB

核データの共分散(誤差)はデータの精度をあらわすだけでなく、積分実験による炉定数の調整作業にとって不可欠なものである。本研究は、核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている$$^{233}$$U,$$^{235}$$U,$$^{238}$$Uならびに$$^{239}$$Puの核分裂中性子スペクトルの共分散評価を行うものである。これらの核分裂中性子スペクトルは、改良型Madland-Nix模型による理論計算により求められており、その共分散は計算パラメータの誤差より算出した。本報告書では、評価手法、計算ツール及び理論計算パラメータの誤差の説明がなされている。また、得られた共分散の妥当性をみるために、$$^{235}$$Uの核分裂中性子場で測定された平均断面積を用いたスぺクトルのアジャストメントについても言及する。

報告書

高速炉用共分散データの整備(II)

柴田 恵一*; 長谷川 明*

PNC-TJ9500 98-001, 102 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-001.pdf:5.87MB

高速炉の炉心解析で重要な核種について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2の中性子核データの共分散を推定しファイル化した。対象となった核種は、10B、11B、55Mn、240Pu及び241Puである。共分散を推定した物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱角度分布の1次のルジャンドル係数である。共分散の推定は、出来る限りJENDL-3.2のデータ評価法に基づいて行った。すなわち、評価値が実験値に基づいている場合は実験値の誤差、理論計算値に基づいている場合は理論計算値の誤差を算出した。評価結果は、ENDF-6フォーマットで整備した。

論文

Evaluation of covariance data for chromium, iron and nickel contained in JENDL-3.2

S.Oh*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.66 - 75, 1998/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.3(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.2に収納されている$$^{52}$$Cr、$$^{56}$$Fe、$$^{58}$$Ni及び$$^{60}$$Niの中性子断面積の共分散を評価した。考慮した反応は、(n,2n)、(n,n$$alpha$$)、(n,np)、(n,p)、(n,d)、(n,t)、(n,$$alpha$$)のしきい反応、共鳴領域以上の放射性捕獲反応及び離散・連続準位への非弾性散乱である。本作業により、共分散評価のガイドライン及び方法が確立された。断面積が多くの実験値を基に評価された反応については、一般化最小自乗フィットコードGMAを用いて共分散を推定した。核反応模型により断面積が評価された場合は、ベイズ統計に基づき断面積及び模型パラメータの共分散を算出するKALMANコードを核反応模型コードEGNASH及びCASTHYとともに用いた。数パーセントから30パーセントに及ぶ評価された断面積誤差は妥当であり、相関行列も納得できる傾向を示している。評価された共分散の正当性を確認する厳密な方法はないが、本作業で用いられた方法はJENDL-3.2に基づく共分散ファイルを作成するのに適している。

報告書

共分散評価システム

河野 俊彦*; 柴田 恵一

JAERI-Data/Code 97-037, 47 Pages, 1997/09

JAERI-Data-Code-97-037.pdf:1.92MB

評価済核データライブラリの共分散データで作成するシステムを構築した。共分散評価はパラメータ推定法によるものと、スペライン関数を用いた最小2乗法で行われる。パラメータ推定法では核反応模型計算のパラメータの誤差を実験データの誤差から計算し、パラメータから断面積計算値への誤差の伝播を計算することで、評価断面積の共分散を算出する。断面積計算コードはELIESE-3,EGNASH4,ECIS,CASTHYを用いた。このシステムを用いて$$^{238}$$U断面積の共分散を評価した。

論文

JENDL-3.2 covariance file for fast reactors

柴田 恵一; 千葉 敏; 深堀 智生; 長谷川 明; 岩本 修; 石川 真*; 神田 幸則*; 河野 俊彦*; 松延 広幸*; 村田 徹*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Nucl. Data for Science and Technol., p.904 - 906, 1997/00

高速炉の炉心核特性予測精度の評価のために、JENDL-3.2ベースの共分散ファイルを作成した。実験値を基に評価値が決められている場合は、最小自乗法を用い実験値より共分散を算出した。最も重要なU及びPuの核分裂断面積の共分散は絶対測定及び相対測定を考慮した同時評価より求めた。理論計算に基づく評価値の共分散は、計算コードに入力するパラメータの不確かさより誤差伝播則を用いて計算した。この方法により実験値が乏しい反応断面積及び中性子角度分布の誤差を求めることができた。

論文

Estimation of covariance data for JENDL-3.2

柴田 恵一; 千葉 敏; 長谷川 明; 石川 真*; 神田 幸徳*; 河野 俊彦*; 菊池 康之; 松延 広幸*; 村田 徹*; 中島 豊; et al.

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F31 - F39, 1996/00

JENDL-3.2の共分散データの推定をシグマ研究委員会共分散評価ワーキング・グループで行っている。本発表では、共分散の推定方法を述べるとともに、いくつかの核種について結果を報告する。また、重要核種の1つである$$^{238}$$Uの共分散を他のライブラリーと比較する。

報告書

Uncertainties in evaluated total cross-section data for 14 nuclides contained in JENDL-3.2

中村 雅弘*; 柴田 恵一

JAERI-Research 95-068, 51 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-068.pdf:1.38MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている14核種について、その全断面積の分散及び共分散の推定を行った。推定には、最小自乗法に基づく計算コードを用いた。JENDL-3.2の評価の際に用いた個々の実験値の誤差情報は関連する文献より求め、GMAコードに入力した。得られた断面積の標準偏差及び相関行列が図で示されている。

報告書

JENDL-3の数種類の断面積に対する共分散マトリックスの決定

中川 庸雄; 柴田 恵一; 千葉 敏; 中島 豊

JAERI-Research 95-043, 62 Pages, 1995/06

JAERI-Research-95-043.pdf:1.59MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.1およびJENDL-3.2に格納されている$$^{14}$$N弾性散乱断面積、$$^{14}$$N(n,p)反応断面積、$$^{15}$$N弾性散乱断面積、$$^{23}$$Na非弾性散乱断面積、Fe非弾性散乱断面積、$$^{240}$$Pu核分裂断面積の共分散マトリックスを推定した。それぞれの断面積データの評価手法と測定データを検討し、評価値の標準偏差と相関マトリックスを推定し、各断面積にたいして18群構造の共分散マトリックスとして与えた。

報告書

Proceedings of the Specialists Meeting on Covariance Data; July 15$$sim$$16, 1993, Tokai, Japan

中島 豊

JAERI-M 94-068, 89 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-068.pdf:2.52MB

本報文集は、シグマ研究委員会と原研核データセンターの共催で開催された共分散評価専門家会議の報文を収録したものである。この専門家会議は、1993年7月15日と16日の両日日本原子力研究所東海研究所において26名の専門家の出席の下に開催された。出席者は、核データの評価者と共分散データの利用者であった。この会議の主要な目的は共分散の評価方法をレビューするとともに、評価法を検討し、わが国における共分散の評価活動の活性化を図ることにあった。会議では共分散評価法の全体的なレビューの後、共分散の各種の評価法およびその利用法が紹介され、さらに共分散の評価を進める上での問題点について活発な討論が行なわれた。この会議は共分散の評価活動を今後一層活発に行うための契機になると思われる。

報告書

JENDL dosimetry file

中沢 正治*; 小林 捷平*; 岩崎 信*; 井口 哲夫*; 桜井 淳; 池田 裕二郎; 中川 庸雄

JAERI 1325, 132 Pages, 1992/03

JAERI-1325.pdf:3.64MB

シグマ研究委員会ドシメトリー積分テストワーキンググループの作業として、JENDL-3の評価値を基にしたJENDLドシメトリーファイルの編集および積分テストを行った。ドシメトリーファイルに格納したデータは、61反応の断面積と誤差データ(共分散データ)である。断面積データは主にJENDL-3の評価値を、誤差データはIRDF-85のデータを採用した。データは20MeV以下のエネルギー範囲で与え、ENDF-5フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの2種類のファイルを作成した。積分テストの結果、JENDLドシメトリーファイルのデータはIRDF-85に比較すると概ね良好な結果を与えるが、今後改良すべき問題点も見つかっている。本報告ではJENDLドシメトリーファイルの内容と積分テストの結果について述べる。

報告書

MUFの相関と統計検定の探知感度の関係に関する研究

田村 敏明; 井原 均; 山本 洋一; 猪川 浩次

JAERI-M 89-171, 152 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-171.pdf:4.1MB

IAEAの探知目標の一つである適時性を満足し、施設の運転に及ぼす影響を最少にするように考察されたNRTAの基本は観測された時系列MUFデータの統計解析にある。この統計検定には様々な手法が提案されているが、検定結果の信頼性は、時系列MUFに対する分散($$sigma$$$$^{2}$$MUF)の算出が正確であるか否かに依存する事から、本報告書ではJeackの誤差伝播モデルに基づいた$$sigma$$$$^{2}$$MUFおよびMUFの共分散行列を計算する方法を記述している。又、誤差伝播を正確に取り扱った場合、簡略化(隣接したMUFの相関を考慮)、相関を無視した場合の統計検定に及ぼす影響を大型再処理施設をモデルにしたシミュレーションによって調べた。大型再処理施設の計量特性を明らかにすると共に、累積MUF、MUF残差に対するページテスト等の統計手法におけるMUFの相関が検定に及ぼす影響を定量適に示している。

報告書

高速臨界集合体の炉心核特性の感度係数と予測誤差評価

青山 卓史*; 鈴木 隆之*; 竹田 敏一*; 長谷川 明; 菊池 康之

JAERI-M 86-004, 91 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-004.pdf:2.18MB

JENDL-2デ-タを用いて種々の高速臨界集合体における炉心核特性の感度係数を計算した。計算は一般化摂動論に基づく感度解析コ-ドSAGEPを用いて実行した。各臨界集合体の16群の感度係数を示し、その相違について炉物理的に検討した。また感度係数と断面積の共分散デ-タを用いて断面積の不確かさによる核特性計算値の予測誤差を計算した。

報告書

プログラムELISによる$$^{6}$$Li-ガラスおよび$$^{1}$$$$^{0}$$B-NaI検出器の効率計算

杉本 昌義; 水本 元治

JAERI-M 82-193, 56 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-193.pdf:1.32MB

中低速領域の中性子断面積測定によく用いられる中性子検出器・$$^{6}$$Li-ガラスおよび$$^{1}$$$$^{0}$$B-NaI検出器の相対検出効率を求めるモンテ・カルロ計算プログラムELISを作成し、原研リニアックで使用しているものについての効率計算をおこなった。計算はJENDL-1等の評価済核データライブラリの標準断面積に基いており特に$$^{6}$$Li-ガラスについてはシンチレータを取りつけている光電子増倍管の窓からの多重散乱の影響を評細に考慮した。計算結果の誤差の評価に際しては断面積データの共分散を取りいれるようにした。

口頭

J-PARC核変換物理実験施設を用いたマイナーアクチノイド燃料装荷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*; 藤本 敦士*

no journal, , 

核変換物理実験施設(TEF-P)においてマイナーアクチノイド(MA)燃料を用いた炉物理実験を想定して、加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータの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。実験には、臨界性、鉛ボイド反応度、MA反応率比、MAサンプル反応度、MA燃料置換反応度の5種類を想定した。一連の解析にはMARBLEを使用し、核データライブラリにはJENDL-4.0を用いた。解析の結果、ADS実機燃料を模擬したMA燃料を用いて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。本研究で得られた知見をTEF-Pの炉物理実験計画に反映していくことで、ADSの炉物理パラメータの核データに起因する不確かさを効率的に低減することが可能である。

口頭

核データ共分散の利用法2015

石川 眞

no journal, , 

核データ研究会におけるチュートリアルとして、核データ共分散の利用の背景、共分散の物理的意味、共分散を用いた炉心核特性の予測精度評価手法、共分散を活用した炉心核設計の精度向上方策を説明する。

口頭

最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法

横山 賢治; 山本 章夫*

no journal, , 

最小分散不偏推定法に基づいて正規分布を仮定せずに、炉定数調整法の理論式を新たに導出した。分散の最小化対象として、設計対象炉心核特性、炉定数セット、積分実験核特性を設定し、3種類の理論式を導出した。それぞれ、最小分散不偏推定に基づく拡張炉定数調整法(EA)、従来炉定数調整法(CA)、回帰炉定数調整法(RA)と呼ぶ。この導出方法は正規分布を仮定する必要がないので、誤差の分布に関して別の仮定を導入した新しい炉定数調整法の開発等への応用が期待できる。

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