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論文

An Estimation method for an unknown covariance in cross-section adjustment based on unbiased and consistent estimator

丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11

A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.

論文

Covariance of resonance parameters ascribed to systematic uncertainties in experiments

遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.

EPJ Web of Conferences, 281, p.00012_1 - 00012_5, 2023/03

In resonance analysis, experimental uncertainties affect the accuracy of resonance parameters. A resonance analysis code REFIT can consider the statistical uncertainty of the experimental data in evaluation of the resonance parameter uncertainty. On the other hand, since the systematic uncertainties of the sample thickness and normalization, which is proportional to the cross-section, are not independent at each measurement point, they must be treated differently from the statistical uncertainty. However, their treatment has not been discussed in detail so far. In this study, we evaluated the effect of the systematic uncertainties of experimental data on deduced resonance parameters by varying sample-thickness values used for the REFIT code. Covariance of resonance parameters ascribed to systematic uncertainties were evaluated from the neutron transmission data of natural zinc measured at the J-PARC MLF ANNRI. We will introduce this evaluation method and discuss the feature of obtained correlations.

論文

Great achievements of M. Salvatores for nuclear data adjustment study with use of integral experiments

横山 賢治; 石川 眞*

Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.78(Nuclear Science & Technology)

高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。

論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:50.4(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:64.13(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

論文

Methods and approaches to provide feedback from nuclear and covariance data adjustment for improvement of nuclear data files

Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞

NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05

For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

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:9 パーセンタイル:69.2(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

Estimation of covariance matrices for nuclear data of $$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$ and $$^{243}Am$$

中川 庸雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(11), p.984 - 993, 2005/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:53.35(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.3に格納されている$$^{237}Np$$, $$^{241}Am$$及び$$^{243}Am$$の核分裂断面積,捕獲断面積及び核分裂あたりの放出中性子数に対する共分散マトリックスを推定した。核分裂断面積の共分散はGMAコード,捕獲断面積のそれはKALMANコードを用いて推定した。低エネルギー領域では、共鳴パラメータの誤差を与えた。即発中性子数は一次関数を仮定して、共分散を求めた。遅発中性子については誤差のみを与えた。結果はENDF-6フォーマットで編集し、JENDL-3.3のデータと合わせたデータファイルを作成した。

論文

Status of the JENDL project

柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 市原 晃; 岩本 修; 大塚 直彦*; 片倉 純一

AIP Conference Proceedings 769, p.171 - 176, 2005/05

招待講演としてJENDL計画の現状について報告する。内容は、以下の通りである。汎用ライブラリーとして、JENDL-4が開発中である。このライブラリーでは、中性子入射反応に加え、荷電粒子・光子入射反応や自発核分裂データも核種を限定して扱われる。最大入射エネルギーはニーズに応じて、現行の20MeVより拡張される。JENDL-4では、マイナーアクチニドやFPデータの精度向上,共分散データの充実等が図られるとともに、品質保証が重要なテーマとなる。一方、特殊目的ファイルとしてはJENDL高エネルギーファイル、光核反応データファイルを今年公開した。また、ADS開発のために、アクチニドファイルや共分散ファイルの作成を行っている。評価用コードの開発では、核反応断面積計算コードを作成し、最新の原子核理論をデータ評価に活用している。さらに、データ利用者のために、インターネットを介した総合核データ利用システムを開発中である。

論文

Uncertainty analyses of neutron cross sections for $$^{235}$$U in the resonance region

柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.130 - 133, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.1(Nuclear Science & Technology)

種々の設計計算の精度評価のために、$$^{235}$$U中性子断面積の共分散(誤差)を共鳴領域で推定した。入射中性子エネルギーで平均された断面積の共分散を、最小自乗法を用い測定データから求めた。得られた共分散データは評価済核データライブラリーJENDL-3.3のデータと結合され、利用者が必要な共鳴領域断面積の誤差情報を提供することが可能となった。

報告書

Evaluations of heavy nuclide data for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2003-026, 53 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-026.pdf:2.48MB

原子力技術開発において重要なウラン,プルトニウム,トリウムの同位体に対する中性子核データの新たな評価を行った。この評価値は日本の評価核データライブラリであるJENDL-3.3の一部となる。この評価の主たる目的は、前ヴァージョンに対して報告されていた幾つかの問題点の解決,データの精度向上,主要核種に対する共分散の評価、である。JENDL-3.2に格納されている種々の核データを検討し、その多くについて再評価を行うか、もしくはより信頼できる数値に置き直した。JENDL-3.3の重核データに対して種々のベンチマークテストが行われ、臨界性予測精度は以前のJENDLよりも向上していることが報告された。

報告書

Study on shielding design method of radiation streaming in a tokamak-type DT fusion reactor based on Monte Carlo calculation

佐藤 聡

JAERI-Research 2003-014, 223 Pages, 2003/09

JAERI-Research-2003-014.pdf:10.94MB

トカマク型DT核融合炉には、さまざまな形状のスリットやダクトが存在する。スリットやダクトからの放射線ストリーミングによってブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量,超伝導トロイダルコイルの核的応答は増大する。本研究では、各種ストリーミングに対して、スリットやダクト形状,遮蔽体形状,遮蔽体組成,ホウ素濃度等に対するヘリウム生成量や核発熱率等のパラメータ依存性を3次元モンテカルロ法により系統的に評価し、これらのパラメータの関数として評価近似式を開発した。また、真空容器を貫通する大口径ダクトからの放射線ストリーミングによるダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率を評価するために、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることにより、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を行った。計算時間を大幅に短縮させるために、有効な分散低減手法を開発した。本手法を用いてITERダクト貫通部に対する遮蔽計算を行い、本手法の有効性を実証した。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

前川 藤夫; 田村 昌也

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07

1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。

報告書

Evaluation of covariances for resolved resonance parameters of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

JAERI-Research 2003-001, 36 Pages, 2003/02

JAERI-Research-2003-001.pdf:1.67MB

$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$の分離共鳴パラメータの共分散を評価した。主要アクチニド核種では非常に多くの分離共鳴が観測されているが、原子炉計算では、分離共鳴そのものの誤差よりも、平均断面積の誤差の方が重要である。分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡便な手法を開発した。本手法は、平均断面積の誤差に基づいて分離共鳴パラメータの共分散行列を求めるものである。この方法を用いて、JENDL-3.2に格納されている重要なアクチニド核種の分離共鳴パラメータの共分散を求め、その結果をJENDL-3.2共分散ファイルに収納した。

論文

Evaluation of shutdown $$gamma$$-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay $$gamma$$-ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

 被引用回数:27 パーセンタイル:83.41(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ダクト周囲の停止後$$gamma$$線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊$$gamma$$線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算を行い、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊$$gamma$$線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊$$gamma$$線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

論文

Uncertainty analyses in the resolved resonance region of $$^{235}U$$, $$^{238}U$$, and $$^{239}Pu$$ with the Reich-Moore $$R$$-matrix theory for JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.807 - 815, 2002/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:39.65(Nuclear Science & Technology)

分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡易的手法を開発した。主要アクチニド核種では多数の分離共鳴が存在するが、炉物理計算においては共鳴パラメータそれ自身より、それから計算される平均断面積の誤差が重要となる。今回開発した手法では、誤差伝播則により、適切な平均断面積誤差を与えるような分離共鳴パラメータの共分散行列を導出する。この手法を用いて、JENDL-3.2に収納されている$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$のReich-Moore型共鳴パラメータの共分散を算出した。

報告書

JENDL Dosimetry File 99 (JENDL/D-99)

小林 捷平*; 井口 哲夫*; 岩崎 信*; 青山 卓史*; 島川 聡司; 池田 裕二郎; 小田野 直光; 桜井 淳; 柴田 恵一; 中川 庸雄; et al.

JAERI 1344, 133 Pages, 2002/01

JAERI-1344.pdf:7.59MB

中性子束及び中性子のエネルギースペクトルの決定に必要なJENDLドシメトリーファイル99(JENDL/D-99)を作成した。このドシメトリーファイルに収納したデータは47核種,67反応である。そのうち、主たるドシメトリー断面積の33反応と共分散データは同時に評価したが、残りの34反応データは主として初版のJENDL/D-91から引用した。評価作業にあたってはEXFORの実験データを参考にし、大部分の場合、これをGMAコードで処理した。データは、20MeV以下のエネルギー範囲において、ENDF-6フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの二種類が与えられている。データの信頼性を確認するために、IRDF-90V2の評価値との比較,核分裂中性子場,高速/熱中性子炉の中性子場,DT中性子場及びLi(d,n)中性子場での平均断面積値との比較による積分テストを行った。本報告では、JENDL/D-99ファイルの内容と積分テストの結果について述べる。また、付録に当ドシメトリー断面積の図を載せる。

論文

MCNPによるJMTR炉心計算

長尾 美春

JAERI-Conf 2000-018, p.156 - 167, 2001/01

JMTR照射試験における中性子照射量の評価精度向上のため、従来の決定論的手法(ANISN,CITATION等)では正確な評価が難しい形状の複雑な体系についても高精度な評価が期待できるモンテカルロコードMCNPの導入を進めてきた。本報告では、これまでに行ってきたJMTR炉心の反応度計算及び中性子束計算へのMCNPの適用性の検討結果について述べると共に、中性子束計算に関して、実用上の課題となっている計算時間の短縮について検討した結果について述べる。

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