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論文

Analysis and mapping of detailed inner information of crystalline grain by wavelength-resolved neutron transmission imaging with individual Bragg-dip profile-fitting analysis

櫻井 洋亮*; 佐藤 博隆*; 足立 望*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 加美山 隆*

Applied Sciences (Internet), 11(11), p.5219_1 - 5219_17, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.99(Chemistry, Multidisciplinary)

As a new method for evaluating single crystal and oligocrystal, pulsed neutron Bragg-dip transmission analysis/imaging method is being developed. In this study, a single Bragg-dip profile fitting analysis method was newly developed, and applied for analyzing detailed inner information in a crystalline grain position-dependently. In the method, the spectrum profile of a single Bragg-dip is analyzed at each position over a grain. As a result, it is expected that changes of crystal orientation, mosaic spread angle and thickness of a perfect crystal can be evaluated from the wavelength, the width and the integrated intensity of the Bragg-dip, respectively. For confirming this effectiveness, the method was applied to experimental data of position-dependent Bragg-dip transmission spectra of a Si-steel plate consisting of oligocrystals. As a result, inner information of multiple crystalline grains could be visualized and evaluated. The small change of crystal orientation in a grain, about 0.4$$^{circ}$$, could be observed by imaging the Bragg-dip wavelengths. By imaging the Bragg-dip widths, both another grain and mosaic block in a grain were detected. Furthermore, imaging results of the integrated intensities of Bragg-dips were consistent with the results of Bragg-dip width imaging. These small crystallographic changes have not been observed and visualized by previous Bragg-dip analysis methods.

論文

低Si/Al比アルミノシリケート硬化体の作製に向けたSi-Alゲルの合成

佐藤 淳也; 塩田 憲司*; 高岡 昌輝*

材料, 70(5), p.406 - 411, 2021/05

アルミノシリケート硬化体は、構造中に有害元素や放射性核種を固定化する特性を有する無機固化材である。本研究では、元素の固定化性能の向上が期待される低Si/Alモル比のアルミノシリケート硬化体を作製するため、化学試薬からSi/Alモル比が0.5の原料を合成することを試みた。作製したSi-Alゲルの化学組成を分析した結果、Si/Alモル比は0.5となり、不純物が少ない非晶質性の材料を合成できた。Si-Alゲルを用いて作製したアルミノシリケート硬化体は5 MPa以上の一軸圧縮強度を示し、Si-Alゲルがアルミノシリケート硬化体の原料として利用可能であることを確認した。Si/Alモル比が1.25のアルミノシリケート硬化体は、緻密な表面構造を有しており、すべての試料中で一軸圧縮強度が最も高くなった。

論文

Microstructural stability of ODS steel after very long-term creep test

岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

Journal of Nuclear Materials, 547, p.152833_1 - 152833_7, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.22(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、ODS鋼被覆管の強度決定因子であるナノサイズ酸化物粒子及び母相組織の高温・応力負荷下での安定性を評価するため、700$$^{circ}$$Cで45,000時間を超える内圧クリープ試験に供して破断したODS鋼被覆管の微細組織観察を行った。観察したODS鋼は、焼き戻しマルテンサイトを母相とする9Cr-ODS鋼及び再結晶フェライトを母相とする12Cr-ODS鋼の製造まま材及びクリープ破断材である。破断後の内圧クリープ試験片から切り出した板片を電解研磨にて薄膜化し、透過電子顕微鏡JEOL 2010Fにて観察した。観察の結果、ナノ粒子のサイズ及び数密度は700$$^{circ}$$Cにて45,000時間を超えるクリープ試験後においてもほぼ変化なく、高温長時間試験中に安定に存在していたことを確認した。また、9Cr-ODS鋼の強度決定因子の一つである焼き戻しマルテンサイト組織についても、製造まま材とクリープ破断材の間に大きな違いはなく、母相組織は安定であることがわかった。

報告書

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 名古屋大学*

JAEA-Review 2020-063, 44 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-063.pdf:2.55MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所の廃炉を進めるにあたり把握する必要がある建屋内作業環境の放射線源の位置分布を測定するセンサとして、最も確実に汚染源の位置分布の把握を行うことができる密着型で、かつ「点」ではなく「線」に沿った放射線源分布が把握できる一次元光ファイバ放射線センサの開発を行う。従来方式の飛行時間型光ファイバ放射線センサの高度化に加え、光の波長成分に着目した全く新しい方式の光ファイバ放射線センサの開発・実用化を進める。

論文

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

報告書

令和元年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2020-001, 128 Pages, 2020/08

JAEA-Evaluation-2020-001.pdf:7.44MB

日本原子力研究開発機構は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、2017年4月から2020年3月までの高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、3名の委員がS評価及び7名の委員がA評価と評価し、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むに当たっての判断は、HTTRが運転再開を果たし、熱負荷変動試験等の結果を評価してからの判断が適切であり、判断時期を2年程度延期することが妥当であるとされた。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成, 審議経過, 評価項目について記載し、同委員により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発課題評価報告書」を添付したものである。

論文

Conceptual design study of a high performance commercial HTGR for early introduction

深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110577_1 - 110577_6, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

早期導入を目的とした商用高温ガス炉の概念設計をこれまで積み上げてきたHTTRの設計、建設運転の経験及び、商用炉設計であるGTHTR300の設計の経験に基づき実施した。熱出力は165MWtであり、入り口出口の冷却材温度は325$$^{circ}$$Cおよび750$$^{circ}$$Cであり、工業用蒸気を供給する。しかしながら、設計要求として炉心出力30MWtのHTTRよりも小さな圧力容器を用いなければならず、高性能な炉心設計を実現するためには、HTTRよりの燃焼度増加、長い燃料交換機関、改良された燃料交換法、燃料要素など挑戦的な技術課題に取り組む必要があった。

論文

Effect of nitrogen concentration on nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 16, p.230 - 237, 2018/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.17(Nuclear Science & Technology)

In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to $$gamma$$ transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.

論文

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

AA2015-0964.pdf:0.64MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.99(Nuclear Science & Technology)

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値は$$^{10}$$Bの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%$$Delta$$k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

FEMAXI-7 prediction of the behavior of BWR-type accident tolerant fuel rod with FeCrAl-ODS steel cladding in normal condition

山路 哲史*; 山崎 大輝*; 岡田 知也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

現行のBWR9$$times$$9型燃料においてジルカロイ被覆管をFeCrAl-ODS鋼被覆管(経済産業省の研究開発プロジェクトで開発中の一種の酸化物分散強化型鋼)に置き換えた時の事故耐性燃料性能の特徴について、燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を用いて評価した。特に、燃料温度、核分裂ガス放出、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に及ぼす、クリープひずみ速度やODS被覆管の肉厚の影響について調査した。

論文

Multiple-wavelength neutron holography with pulsed neutrons

林 好一*; 大山 研司*; 八方 直久*; 松下 智裕*; 細川 伸也*; 原田 正英; 稲村 泰弘; 仁谷 浩明*; 宍戸 統悦*; 湯葢 邦夫*

Science Advances (Internet), 3(8), p.e1700294_1 - e1700294_7, 2017/08

Local structures around impurities in solids provide important information for understanding the mechanisms of material functions, because most of them are controlled by dopants. For this purpose, the X-ray absorption fine structure method, which provides radial distribution functions around specific elements, is most widely used. However, a similar method using neutron techniques has not yet been developed. If one can establish a method of local structural analysis with neutrons, then a new frontier of materials science can be explored owing to the specific nature of neutron scattering-that is, its high sensitivity to light elements and magnetic moments. Multiple-wavelength neutron holography using the time-of-flight technique with pulsed neutrons has great potential to realize this. We demonstrated multiple-wavelength neutron holography using a Eu-doped CaF$$_{2}$$ single crystal and obtained a clear three-dimensional atomic image around trivalent Eu substituted for divalent Ca, revealing an interesting feature of the local structure that allows it to maintain charge neutrality. The new holography technique is expected to provide new information on local structures using the neutron technique.

論文

Cost performance design for high temperature helium heat transport piping of GTHTR300C and HTTR-GT/H $$_{2}$$ plants

野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; 佐藤 博之; Yan, X.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

実用高温ガス炉GTHTR300C及びHTTRに接続する熱利用システム(HTTR-GT/H $$_{2}$$プラント)の熱供給配管設計について報告する。二重管構造と内部断熱管構造を比較検討し、内部断熱管構造の方が配管物量を低減できることより、建設時の配管系据付コストとプラント運転中の熱損失コストを考慮した配管系コストを低減できることを示した。さらに、内部断熱管の外側に保温材を施工することで、熱損失及び高温ヘリウムの温度低下を低減できることを示した。また、耐圧管の材質をHTTRの二重管で使用されたクロム・モリブデン鋼から高温強度に優れたステンレス鋼に変更することで、より小口径で高温ヘリウムの温度低下条件を達成できた。以上の結果に基づき、GTHTR300Cプラント及びHTTR-GT/H $$_{2}$$プラントの熱供給配管仕様を設定した。

論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:86.01(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

Influence of temperature histories during reactor startup periods on microstructural evolution and mechanical properties of austenitic stainless steel irradiated with neutrons

笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290$$^{circ}$$Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150$$^{circ}$$C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290$$^{circ}$$Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。

論文

Heat transport analysis in a district heating system applying waste heat from GTHTR300, a commercial design of high-temperature gas-cooled reactor

笠原 清司; 村田 哲也*; 上地 優; 寺田 敦彦; Yan, X.; 稲垣 嘉之; 森 治嗣*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00616_1 - 15-00616_16, 2016/06

熱電併給高温ガス炉GTHTR300の廃熱を利用した地域暖房・路面融雪システムの解析を行った。熱利用地域には豪雪地帯である札幌と石狩を想定した。GTHTR300と熱利用地域間で熱水を循環させる給熱配管、給熱配管から地域内の熱供給配管へ熱を伝える熱交換器、地域内の熱供給配管のモデル化による熱輸送解析を行った。給熱配管としては、二重管の方が単管と比べて熱ロスや埋設のための掘削面積が小さい点で有利であったものの、配管コストの不利を補うほどではなかった。年間で最大となる1月の熱需要をまかなうためには520-529MWの熱が必要となり、この時GTHTR300は3基、給熱配管は6ループ、熱交換器(長さ約90m)と地域熱供給配管は3,450基必要となった。地域熱供給配管における熱ロスが全ロスの80%-90%を占め、断熱材が全建設コストの90%以上に上ったため、経済的な熱供給を行うためには断熱層厚さや断熱性能の最適化が必要である。

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se($$gamma$$, n) cross section and uncertainty evaluation of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) cross section

北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Nuclear Science & Technology)

We precisely measured the ($$gamma$$, n) cross section for $$^{77}$$Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering $$gamma$$-rays. Moreover, the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with $$gamma$$-ray strength functions adjusted to reproduce the ($$gamma$$, n) cross sections for $$^{77}$$Se and the even Se isotopes $$^{76}$$Se, $$^{78}$$Se and $$^{80}$$Se. The reliability of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, $$gamma$$) cross sections for stable $$^{76, 77}$$Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of $$^{79}$$Se.

論文

A Study on transmutation of LLFPs using various types of HTGRs

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*

Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。

論文

Fractal dimension analysis for run length diagnosis of Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.312 - 322, 2016/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法臨界計算では、平衡核分裂源分布が、世代間の自己相関の影響下にある。したがって、自己相関の観点から、世代の繰り返し数の充分さを判断することが必要とされている。一方、各世代の計算値と世代間平均値との差を標準偏差でスケーリングして構成される標準化時系列関数は、中心極限定理上の収束に伴い、自己相関の度合いに関係なく、ブラウン運動の有効統計量であるブラウン橋に収束することが知られている。本論文は、標準化時系列関数のフラクタル次元をブラウン橋のフラクタル次元と比較することにより、中心極限定理上の収束の達成度を診断できることを報告する。加圧水型原子炉の出力分布問題およびMennerdahl氏により提唱された臨界問題に関して、診断例を報告する。

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