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論文

Sensitivity and uncertainty analysis of $$beta_{rm eff}$$ for MYRRHA using a Monte Carlo technique

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

European Physical Journal; Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。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、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の$$beta_{rm eff}$$に対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いて$$beta_{rm eff}$$の感度係数を求めた。$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は$$20$$であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めた$$beta_{rm eff}$$の感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2$$pm$$0.2%および2.0$$pm$$0.2%と評価され、その大部分は$$^{239}$$Pu及び$$^{238}$$Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。

論文

Sensitivity analysis of source term in the accident of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。

論文

Factors affecting the effectiveness of sheltering in reducing internal exposure

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 渡邊 正敏*; 宗像 雅広

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子に影響される。これら因子が低減効果にどの程度の影響を与えるかを把握することは、屋内退避の実効性を効率的に向上させるために特に注目すべき変動因子を明らかにする上で重要である。本研究では、屋内外の放射性物質の交換を模擬したコンパートメントモデルと文献調査によって得られた変動因子の変動幅を用いて低減効果の感度解析を行った。その結果、粒子状物質に対しては浸透率が、ガス状物質に対しては屋内退避時間と自然換気率が大きな感度を持つことが示された。

論文

Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals; Quantifying epistemic uncertainty in fragility assessment using expert opinions and sensitivity analysis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。

論文

An Integrated approach to source term uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accidents

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03

AA2014-0796.pdf:0.84MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.

論文

Application of Bayesian nonparametric models to the uncertainty and sensitivity analysis of source term in a BWR severe accident

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 川口 賢司; 玉置 等史; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 138, p.253 - 262, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Engineering, Industrial)

An important issue for nuclear severe accident is the source tern uncertainty and sensitivity analysis. Generally, thousands of cases are needed to reach a stable result of sensitivity analysis. Based on the limited data obtained by MELCOR analysis, in which the accident at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is used as an example, an approximate stochastic model has been constructed via Bayesian nonparametrics, specifically, the Dirichlet process. The advantage of a nonparametric model is that any deterministic function between explanatory and response variables is not necessary to be determined. The complexity of model will grow automatically as more actual data is observed. The approximate model saves the computational cost and makes it possible to complement thousands of Monte Carlo computation for uncertainty and sensitivity analysis. Probability density functions of uncertainty analysis by MELCOR and the approximate model are obtained and compared. Two densities show great accordance that proves the good predictive ability of the stochastic model. The appropriateness of the approximate model is further validated by the cross-validation through the comparison with actual MELCOR results. Global sensitivity analysis by Sobol' sensitivity index has been performed with the approximate model. Three input parameters are ranked according to their respective influences on the output uncertainty based on first-order and total effect.

報告書

火災・爆発解析コードシステムP2Aを用いたHTTR水素製造システムにおける可燃性ガスの移流拡散及び爆発に関する感度解析(受託研究)

稲葉 良知; 西原 哲夫

JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB

本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。

論文

Effects of process parameters of the IS process on total thermal efficiency to produce hydrogen from water

笠原 清司; Hwang, G.*; 中島 隼人; Choi, H.*; 小貫 薫; 野村 幹弘

Journal of Chemical Engineering of Japan, 36(7), p.887 - 899, 2003/07

 被引用回数:54 パーセンタイル:11.61(Engineering, Chemical)

熱化学的水素製造プロセスであるISプロセスについて熱効率に対する操作条件の影響を評価した。HI濃縮に電気透析(EED)セル,HIの分解反応にメンブレンリアクターを適用した。4つの操作条件(HI分解反応器の転化率,HI蒸留塔の還流比,HI蒸留塔の圧力,及びEEDセル直後のHI濃度)の感度解析を行った。EEDセル直後HI濃度が熱効率に最も大きい影響があり、熱効率が13.3%変動した。他の操作条件の熱効率への影響は2%以下であった。プロセスの非理想性(EEDセルの電気エネルギーロス,熱交換器のロス,及び排熱からの電力回収におけるロス)の影響が評価された。EEDセルのロスによる熱効率の損失は11.4%だった。熱交換器のロスによって熱効率は5.7%減少した。電力回収のロスは6.3%効率を低下させた。装置が改良された後には、最大の熱効率を得るためにEEDセル直後HI濃度のような操作条件を最適化すべきである。EEDセル,熱交換器及び排熱回収を理想的に行った条件の下では、操作条件を最適化したプロセスの熱効率は56.8%であった。

論文

Validation and sensitivity analysis of a new atmosphere-soil-vegetation model

永井 晴康

Journal of Applied Meteorology, 41(2), p.160 - 176, 2002/02

大気-土壌-植生モデルの詳細,妥当性試験及び感度解析について記述する。モデルは、大気,土壌及び植生についての一次元多層モデル及び植生層内の日射及び長波放射伝達を計算するスキームにより構成されている。モデルの性能試験として、大気と地表面の相互作用に関する野外実験CASESの実測データを用いて、小麦畑における地表面フラックスの32日間の変動について計算値と測定値の比較を行った。また植生パラメータに対する感度解析も行った。その結果、モデルは測定値を良好に再現できたが、放射伝達及び気孔抵抗計算スキームを改良する必要性も示唆された。

報告書

OSCAAR calculations for the handford dose reconstruction scenario of BIOMASS thema 2

本間 俊充; 井上 佳久*; 富田 賢一*

JAERI-Research 2000-049, 101 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-049.pdf:3.03MB

本報告書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2のハンフォード線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオは米国ハンフォードのピュレックス化学分離施設で1963年9月2~5日に起きた$$^{131}$$Iの大気中への事故的放出に関係するものである。この解析によって、OSCAARで用いている$$^{131}$$Iの大気中拡散・沈着及び食物連鎖移行モデルを実測データを用いて検証した。排気筒高さの気象データ及び周辺地上観測所のデータを内挿して得られた風速場から計算された大気拡散・沈着の結果は一部、予測性能に限界があったが、OSCAARの食物連鎖移行モデルは比較的、精度のよい評価が可能であった。また、モンテ・カルロ法に基づくOSCAARに結合された不確実さ・感度解析手法は、このシナリオ計算を通して機能が確認され、事故影響評価に最も重要な影響を与えるパラメータの決定に有用であった。

論文

Uncertainty and sensitivity of accident consequence assessments on meteorological sampling schemes

本間 俊充; Liu, X.; 富田 賢一*

Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.2753 - 2758, 2000/00

原子炉事故時の環境影響評価では、気象条件が事故影響の大きさを左右する。PSAではこの気象条件の変動にかかわる統計的不確かさは影響とその確率の分布関数として表現される。したがって、事故影響評価では、その分布を正確に推定するための代表的な気象シーケンスの集合を選択し、その生起確率と事故影響を評価する必要がある。この研究の目的は、原研で開発した事故影響評価コードOSCAARで用いている大気拡散モデル(流跡線モデル)に最適な気象サンプリングの方法を開発し、その統計的な変動を明らかにすることである。サイクリックサンプリングで選択された気象シーケンスの感度解析結果から、一定の距離までの飛程時間と降水量、放出時の大気安定度による層別サンプリング法を利用し、さらに放出日時の季節変動を考慮したOSCAAR用のサンプリング法を開発した。

論文

Evaluation of a long-range lagrangian dispersion model with ETEX

山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道

Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:80.49

WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。

論文

Sensitivity analysis of long-range dispersion model on spatial resolution and mixing layer depth by using ETEX data

山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子

ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00

WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。

論文

Importance measures in global sensitivity analysis of nonlinear models

本間 俊充; A.Saltelli*

Reliab. Eng. Syst. Saf., 52, p.1 - 17, 1996/00

 被引用回数:781 パーセンタイル:0.03

本論文では、モデル出力のグローバルな感度解析における新手法を取り上げる。この手法はHoraとIman(1986)、石神と本間(1989)及びSaltelli et al(1993)並びにSobol(1990)の独立の仕事によって開発された重要度指標に基礎を置くものである。この中でSobolによる取扱いが最も一般性があり厳密であるので、この論文ではその定式化を採用し、さらにその手法の概念及び計算上の改善を提案した。与えられた人力パラメータの出力の分散に対する全寄与度を計算するため、ここで「全分散効果」の項を導入した。これは対象とするパラメータがそれ以外の全てのパラメータとの相互作用から生じる全ての項を含むグローバルな指標を提供する。もう一つの手法の改善は、結果の再現性を高めるためにデータの順位変換数を用いた点である。この手法は4つのテストケースに対して、適用された。この研究により、比較的合理的な計算コストで、汎用性があり正確で情報量に富む感度解析手法を提供することができた。

論文

Use of Sobol's quasirandom sequence generator for integration of modified uncertainty importance measure

本間 俊充; A.Saltelli*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1164 - 1173, 1995/11

 被引用回数:23 パーセンタイル:10.39(Nuclear Science & Technology)

モデル出力の感度解析はモデルの検証や計算コードの品質保障に関連しており、特に多数の不確かな入力変数が含まれる複雑なモデルの中から重要なパラメータを見いだす際に用いられる。最近の文献でHoraとImanの重要度指標の順位数変換に基づくHIM$$^{ast}$$と呼ばれる新しい感度解析法がモデルの非単調性の存在に左右されず、非常に有効な手法であることが確認された。同様のことは、標準順位回帰係数のような他の広く用いられているノンパラメトリックな手法には当てはまらない。この新しい手法の欠点はその推定に多量なモデル評価が必要なことであり、それが多数の不確かなパラメータをもつシステムへの適用を妨げている。Sobol'の準ランダム数に基づく効率的なサンプリング手法を新手法の推定に適用した結果、重要な変数を効果的に見いだすのに必要なサンプル数を十分減らすことが可能となった。

論文

Sensitivity analysis of model output; Performance of the iterated fractional factorial design method

A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充

Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00

 被引用回数:35 パーセンタイル:10.97

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。

論文

Global sensitivity analysis of nonlinear models,Importance measures and Sobol' sensitivity indices

本間 俊充; A.Saltelli*

EUR-16052, 0, 39 Pages, 1994/00

ソボルによる感度指数に基づく新しい重要度指標を導入し、二三の解析的モデル及び計算機モデルに適用してその有効性を示した。この大局的感度解析手法は、着目する入力パラメータと他の全ての入力パラメータとの相互関連から生じる出力に対する影響を考慮することのできる重要度指標を提供する。したがって、入力と出力間の非線形な関係の存在するモデルにも適用可能である。手法の再現性を改善するために、出力値の順位変換を実施して得た重要度指標も同時に導入した。この結果、比較的合理的な計算コストで、精確で非常に情報量の多い優れた感度解析手法を提供することができた。

論文

A New measure of importance in global sensitivity analysis of model output

A.Saltelli*; 本間 俊充; T.Andres*

PC 94: Proc. of 6th Joint EPS-APS Int. Conf. on Physics Computing, 0, p.511 - 514, 1994/00

この論文では、モデル出力のグローバルな感度解析の新手法を提案している。これは、よく知られている不確かさ重要度指標に基づくものである。与えられた入力パラメータが、出力の分散に寄与する割合を計算するために、全影響を示す分散項をここで導入した。この分散項は、注目するパラメータが他の全てのパラメータと相互に関係することによって生ずる全ての項を含んでいるという意味で、真にグローバルな指標となっている。しかも、比較的安価な計算コストで達成できる。

報告書

確率論的システム評価コードによる不確かさ・感度解析,I; 廃棄物処分システムの安全評価に関する国際比較問題レベル0への適用

本間 俊充; 笹原 孝*

JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-207.pdf:0.86MB

本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。

論文

Sensitivity analysis of model output; An Investigation of new techniques

A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充

Computational Statistics & Data Analysis, 15(2), p.211 - 238, 1993/00

モデル出力の感度解析とは、モデル予測と入力パラメータの関係を解析することである。この報告書では、いくつかの既存の解析手法と新しく提案されたHoraとImanの手法及び繰返し一部実施法を比較した。特に、手法の再現性と正確度について調べた。核廃棄物の地層処分の性能評価に用いるモデルを対象に上記の手法を解析した結果、HoraとImanの手法は計算コストが大きいという欠点はあるが、手法自体は竪固で特にモデルの非単調性に対しても有効であることが分かった。繰返し一部実施法については、再現性は解析した手法の中で最も良かったが、正確度に関しては今後の課題である。

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