Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09
The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1108 - 1117, 1995/11
被引用回数:5 パーセンタイル:48.40(Nuclear Science & Technology)800、900及び1000
Cの高温ガス炉近似ヘリウム中でハステロイXRのクリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、破断寿命、破断延性、定常クリープ速度のようなクリープ特性の著しい劣化を示さなかった。長時間試験により得られたクリープ破断強度は、HTTRの設計クリープ破断応力強さ(S
)を十分上回っていた。定常クリープ速度の応力依存性をNorton式で表したとき、応力指数の値は4.5~5.7であった。破断寿命はLarson-Millerパラメータにより十分な精度で評価することができた。破断した試料の炭素分析は浸炭が破断部近傍に限定されていることを示した。表面クラックの先端は鈍化しており、その深さは100~200
mであった。内部に形成したクラックは応力軸に垂直で引張応力のかかる粒界上で成長した析出物付近で発生していた。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 36(2), p.149 - 156, 1995/07
高温ガス炉近似ヘリウム中、800、900及び1000
CでハステロイXRの長時間クリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、長時間側においてもクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断応力はHTTRの材料強度基準の設計破断応力の強さを十分上回っていた。破断寿命は、Larson-Millerパラメータを使って十分な精度で評価することができた。定常クリープ速度の応力指数は4.5~5.7であり、支配的なクリーププロセスは転位クリープであると判断される。ハステロイXRは高温ガス炉近似ヘリウム中で浸炭するが、長時間試験においてもクリープ破断特性の著しい劣化は認められなかった。長時間クリープ中に析出物は粗大化し、M
C型炭化物と考えられるMo-rich析出物とM
C
炭化物と考えられるCr-rich析出物が共存した。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
JAERI-Research 95-037, 42 Pages, 1995/06
800、900及び1000
Cの高温ガス炉の近似ヘリウム中でハステロイXRのクリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果はクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断強度は高温工学試験研究炉の設計クリープ破断応力強さ(S
)に対応する強度水準を十分上回っていた。定常クリープ速度の応力依存性をNorton式で表したとき、応力指数の値は4.5~5.7であり、支配的な変形機構は転位ループであると判断された。破断寿命はLarson-Millerパラメータにより十分な精度で評価することができた。破断した試料の炭素分析は浸炭が破断部近傍に制限されることを示した。内部に形成したクラックは応力軸に垂直な粒界で成長した析出物付近で発生した。電子線マイクロアナライザーによる分析により、Moに富んだ析出物とCrに富んだ析出物が共存していることがわかった。
A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充
Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00
被引用回数:44 パーセンタイル:89.50(Computer Science, Interdisciplinary Applications)本報告では、感度解析における正確さと再現性の観点から反復部分因子法(IFFD)の性能評価を行った。その結果、IFFDは十分大きなサンプル数では高い再現性を示した。また、モデル出力と入力間の2次の効果を検出できる点で線形手法より優れているが、それ以上のオーダーの効果を扱う点では問題がある事が明らかとなった。
中川 正幸; 藤井 貞夫*; 宇野 昌嘉*; 小川 博志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1116 - 1119, 1992/11
原子炉の炉心設計においては設計目標及び設計基準を満たす設計パラメータのセットを見つけるためには、各設計分野で多くのパラメータ計算を必要とし、且つ繰り返しが必要となる。デザインウィンドウを書くことにより設計者はよりこの様なパラメータを見付け易くなるが、なお且つ従来の方法では手間がかかる。ここではA.I.技術を用いて自動的にデザインウィンドウを探索する方法を考案し、例として熱流力設計に応用した。まず設計条件を満足するパラメータを見付けた後、設計成立範囲を探索して行く。この手法にはLISPで書かれた知識ベース、推論エンジン、パラメーターチェンジャーなどのプログラムが用いられ、専門家の知識が大巾に生きる様にシステムを作った。高転換軽水炉を例とした結果では、従来の手法による結果と大へん近い結果をEWSで15分の計算で得ることが出来た。
1987年12月反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 91-130, 156 Pages, 1991/08
本報告書は、1987年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、5回の標準燃料実験、6回の燃料設計パラメータ実験(ヨウ素入り燃料実験2回、SUS被覆実験3回、破壊力測定実験1回)、7回の冷却パラメータ実験(流路管付燃料実験3回、ベンドル実験4回)、8回の特殊燃料実験(米国NRC実験1回、PCI対策型燃料実験5回、中空加圧燃料実験2回)、1回の高温高圧カプセル実験、2回の高温高圧ループ実験、3回の高温冠水実験、3回の燃料挙動可視実験、およびその他の実験3回(燃料損傷実験1回、加速度計実験2回)の総計38回である。本報では、これにコード開発の進捗状況報告も加えた。
平野 光将; 幾島 毅; 鈴木 邦彦; 石黒 興和*; 斉藤 宜弘*; 西条 泰博*; 倉重 哲雄*; 中村 久*; 大岡 俊隆*
JAERI-M 8546, 107 Pages, 1979/11
Mark-III炉心設計の主な目標は、(1)最低レイノルズ数の向上、(2)炉停止余裕の増加、(3)炉外核計装に必要な熱中性子束レベルの確保、(4)構造設計との整合などのMark-II炉心設計での残された主要課題を解決し、総合的に調和のとれた実験炉炉心を設計することである。そのため、まず広範囲にわたる核・熱流動・燃料・動特性サーベイを実施して最適な炉心主要諸元を探り、上記の課題を一応解決する炉心の構築に成功している。本報告書は、それらの主要特性サーベイのうち、(1)燃料要素諸元、(2)炉心構成、(3)領域別燃料装荷方式などを決定するための核・熱流動特性サーベイの手順と結果がまとめられている。