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藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.470 - 479, 2025/01
本研究では、ランダムサンプリングに基づく核反応断面積(XS)共分散データに起因する不確かさ定量化手法を高度化するため、制御変量法(CV)とラテン超方格サンプリング(LHS)の併用効果について統計的なばらつきを考慮しつつ確認するとともに、CV適用時に必要な代替パラメータの選択による影響について感度解析を行った。PWRを想定したUO
燃料集合体体系において、ランダムサンプリング中の中性子無限増倍率の不確かさに対する収束性能を、対称変量法(AS)、LHS、CV及びそれらを組み合わせた手法などの効率的サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、ENDF/B-VIII.0に基づくACE形式の摂動XSファイルを用いてSerpent2を多数回計算した結果を統計処理することにより評価した。CV+LHSは、AS、LHS、CV+ASよりも効率的に中性子無限増倍率の不確かさを評価した。また、CV適用時に必要な代替パラメータの選択に関する感度解析を行った。3
3燃料格子体系における計算を用いることで、CV+LHSの計算効率を改善することが可能であることを確認した。この理由は、33燃料格子体系における計算がGd同位体のXS共分散データの影響を捉えることができるためと定性的に考察される。結論として、ランダムサンプリング時の中性子無限増倍率の不確かさを評価するための収束性能の改善に対して、CV+LHSの適用性を確認した。
藤田 達也
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.718 - 727, 2024/04
ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における中性子無限増倍率の不確かさの収束過程を、複数の効率化サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、JENDL-5の断面積共分散データに基づく摂動ACEファイルを用いたSERPENT 2.2.1計算を多数回実施し、これを統計処理することにより評価した。本論文では、対称サンプリング(AS)、ラテン超方格サンプリング(LHS)、制御変量法(CV)及びこれらの併用手法に着目した。既往研究で議論されたように、PWR-UO燃料集合体体系においてAS及びLHSはこれらを用いない通常のサンプリングよりも高効率の収束を示した。CVについては、単独での適用時は中性子無限増倍率の不確かさの収束過程に大きくは影響しなかったが、既往研究で示されるとおり、ASと併用することで収束性能が改善した。また本論文では、LHSとCVによる新たな併用手法(CV+LHS)を提案した。CV+LHSは、中性子無限増倍率の不確かさの収束傾向を改善し、これはCV+ASよりも高効率であった。当該改善傾向の主な理由は、LHSを適用することにより、CVにおける代替パラメータの平均値の収束性が向上したためであると考えられる。以上から、本研究ではCV+LHSを新しい併用手法として提案し、PWR-UO燃料集合体体系におけるランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価においてその効率性を確認した。CV+LHSの核種燃焼計算への適用性については、今後の研究で確認する予定である。
久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.357 - 367, 2022/03
被引用回数：7 パーセンタイル：61.36(Nuclear Science & Technology)熱水力シミュレーションと確率論的サンプリング手法を組み合わせることにより偶然的不確実さと認識論的不確実さを取扱い可能な動的確率論的リスク評価(PRA)手法は、従来のPRAと比較してより現実的かつ詳細な評価を可能とする。しかしながら、これらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。これに対する一つの解決方法は、適切なサンプリング手法を選択することである。本論文では、我々はモンテカルロ,ラテン超方格,格子点及び準モンテカルロサンプリング手法を沸騰水型原子炉の全交流電源喪失シーケンスの動的PRAに適用した。その結果、準モンテカルロ法が仮定したシナリオにおいて最も効率的に不確実さを取扱えることが示された。
松本 俊慶; 岩澤 譲; 安島 航平*; 杉山 智之
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/11
本研究では、事前注水した格納容器内デブリの冷却確率を評価した。まず、落下溶融物条件を求めるため、シビアアクシデント解析コードMELCORによる不確かさ解析を行った。この解析では炉心の溶融・移行過程に関連する5つの不確かさパラメータを選択し、仮定された確率分布を用いて、ラテン超方格法(LHS)により入力パラメータセットを生成した。これを用いたMELCORによる多ケース解析の結果から落下溶融物条件を抽出した。次に、MELCOR解析結果をもとに、パラメータの確率分布を決定し、LHSにより生成した59個のパラメータセットを用いてJASMINEコードによる水中の溶融物挙動の解析を行った。水位の条件は0.5m, 1.0m及び2.0mとした。広がり半径とデブリ質量の解析結果からデブリの堆積高さを求め、判定基準と比較することで冷却の成否判定を行った。以上の一連の解析の結果、デブリ冷却の成功確率を求めた。また、MELCOR及びJASMINEを組み合わせた冷却性解析の課題について論じた。
高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄
JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB
原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。
石神 努; 本間 俊充
Proc. of lst Int. Symp. on Uncertainty Modeling and Analysis, p.398 - 403, 1990/12
計算コードの入力値に不確実さが含まれているとき、その出力値(計算結果)は不確実さを有する。出力値の不確実さに寄与する入力変数を識別すること(重要度評価)が重要である。本報では、重要度評価に関する新しい計算手法を開発した。同手法は、Hora及びImanの提案した重要度の尺度を、元の計算モデルに基づきLHS(Latin hypercube sampling)法を用いて計算するものである。また、本手法では連続変数ばかりでなくモデルオプション等の入力変数も重要度評価の対象とすることができる。本手法を幾つかの計算モデルに適用し、その使いやすさ、適応可能性、そして結果の信頼性に関する検討を行なうとともに、従来の回帰分析法を用いた分析結果との比較検討を行なった。
石神 努
JAERI-M 89-190, 66 Pages, 1989/11
本報は、計算モデルの入力データに含まれる不確実さに起因する計算結果の不確実さを解析するためにこれまでに開発されてきた幾つかの手法と、それらをMARCH/CORRALII、TERFOCおよびSPARCの3つの計算モデルに応用した解析例についてまとめたものである。解析例を通じて手法の適用限界を論じるとともに、応用に際しての解析手法の選択に関する考察を行う。
石神 努; 本間 俊充
JAERI-M 89-111, 27 Pages, 1989/09
計算モデルの入力値に不確実さが含まれているとき、その出力値(計算結果)は不確実さを有する。出力値の不確実さに寄与する入力変数を識別するための重要度評価について、新しい計算手法を開発した。同手法は、HoraおよびImanの提案した不確実さ減少の概念に基づいた重要度の尺度を、元の計算モデルに基づきモンテカルロ法あるいは改良型モンテカルロ法を用いて計算するものである。同手法ならびに従来の回帰分析法を、線量予測用計算コード、TERFOC(Terrestrial Food Chain)およびPSA(Probabilistic Systems Assessment)、に適用し、これらの手法の有用性についての比較検討を行った。
