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丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.31 - 44, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study proposes new hybrid data assimilation (DA) methods to effectively use experimental data represented in two different ways in the DA process for reducing nuclear-data-induced uncertainties. Conventional DA methods often assume a linear model, where data in a DA database are represented by their differential coefficients, i.e., nuclear data sensitivity coefficients. In contrast, more rigorous and versatile DA methods based on sampling techniques have been proposed recently. These sampling-based DA methods describe data for DA using results derived from direct transport calculations performed with perturbed nuclear data samples. The proposed hybrid DA methods simultaneously use both types of data described by sensitivity coefficients and sampling results and thus are called "hybrid." Two hybrid DA methods are proposed herein: the simple hybrid DA and efficient hybrid DA methods. Among these, the simple method is based on a straightforward concept that uses a random sampling technique. In contrast, the efficient method employs a more technical method that effectively combines a new deterministic sampling technique with sensitivity coefficients to reduce statistical uncertainties associated with the simple method. The efficient method is expected to be a candidate to achieve high precision and rigorous DA with a realistic sample size.
and -MOX lattice calculations藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.731 - 739, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、PWR-UO及びMOX燃料格子計算において、多群核反応断面積(XS)摂動に起因する間接効果が中性子無限増倍率の不確かさに与える影響を評価した。まず、XS共分散行列と感度係数を用いたサンドウィッチ式に基づき、間接関数の影響を簡易的に評価した。その結果、重核種の核分裂反応と(n,
)反応において間接効果の影響が顕著であり、またUO及びMOX燃料集合体の燃焼度に対する依存性は小さいことを確認した。これを踏まえて重核種に着目し、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数に対する間接効果の影響を比較した。
Puと
Puについては、MOX燃料棒体系において間接効果の影響が顕著に見られた。一方で、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を増加させることにより、これらの間接効果の影響を低減可能であることが分かった。以上から、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を適切に設定することにより、ランダムサンプリングにおける間接効果の取扱を明示的に考慮しないことが現実的に可能となった。
藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.470 - 479, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)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。
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09
被引用回数：2 パーセンタイル：42.67(Nuclear Science & Technology)This study developed a new method for evaluating the uncertainty in reactor core/shielding characteristics attributable to the scattering angle distribution, employing a random sampling (RS) technique integrated with continuous energy Monte Carlo (CEMC) calculations. The impact of neutron scattering angle is not negligible in the analysis of fast reactor cores and shielding. Recent advancements have enabled the high-accuracy assessment of nuclear data-induced uncertainty by merging CEMC calculations and the RS technique. Nonetheless, a method to quantify uncertainty due to scattering angle distribution remains unestablished. This study introduces a new approach for uncertainty quantification related to scattering angle distribution in CEMC-RS, utilizing the maximum entropy method. The effectiveness of this method was verified through comparison with results from the classical deterministic uncertainty quantification approach based on generalized perturbation theory. Overall, this method offers a more accurate tool for nuclear engineers and researchers in evaluating and managing uncertainties in reactor design and safety analysis.
藤田 達也
Proceedings of Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU 2024) (Internet), 14 Pages, 2024/05
OECD/NEA/NSC LWR-UAMベンチマークフェーズIIにおけるPWR燃料集合体体系の燃焼計算問題の不確かさ解析について、JENDL-5に基づき予備検討を実施した。集合体無限増倍率及び核種インベントリの不確かさを定量化するため、ランダムサンプリング法を用いて核反応断面積(XS)、核分裂生成物収率(FPY)、崩壊定数及び崩壊分岐比をランダムに摂動させ、SERPENT 2.2.1の計算を複数回実施した。ACEファイル中のXSについては、NJOY2016.72で生成した56群共分散行列を用いて、FRENDY 2.02のACEファイル摂動ツールにより摂動させた。独立FPYの摂動量は、JENDL-5で整備されているFPY共分散行列を用いて評価し、摂動後の累積FPYは独立FPYと累積FPYの関係から再構築した。崩壊定数は核種ごとに独立に摂動させた。崩壊枝比の摂動については、事前に一般化最小二乗法を適用して共分散行列を生成し、これに基づいて独立FPYと同じ手順でランダムに摂動した。概して、崩壊データによる影響はXSやFPYの不確かさによる影響よりも一桁小さかった。集合体無限増倍率と超ウラン核種のインベントリの不確かさについては、XSの不確かさによる影響が支配的であり、FPYと崩壊データの不確かさによる影響は1桁から数桁小さかった。一方、核分裂生成物(FP)核種のインベントリの不確かさについては、FPYの不確かさによる影響はXSの不確かさによる影響とほぼ同じか、それよりも大きかった。また、XSとFPYのいずれの不確かさによる影響が支配的かどうかはFP核種によって異なることが確認された。FP核種のXSの不確かさによる影響については、JENDL-5では整備されていないことから本論文では考慮されていないため、今後の研究で議論される予定である。
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。
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 196(10), p.1194 - 1208, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.95(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の核反応断面積に対する感度係数を効率的に行うROM-Lasso法を提案した。本手法は、求めたい感度係数ベクトルを、Reduced Order Modeling (ROM)の考えた方に基づき、Active Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底で展開する。その後、各展開係数をランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いたLasso線形回帰によって求める。本手法はForward計算のみ実施するためAdjoint法の適用が困難な場合でも適用が可能である。さらに、ASは感度係数ベクトルをより少ない次元数で再現する実効的な部分空間であり、元の次元数(入力パラメータ数)より大幅に未知数を削減することから、ASを用いないLasso推定と比較し劇的に計算コストを改善する。本論文では検証計算としてADS燃焼計算における感度係数評価を行い、ASを求める具体的な処方を示し、提案手法の適用性を示した。
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), p.2032 - 2041, 2022/05
ADS炉心核特性の反応断面積に対する感度係数評価を、炉心解析システムに大幅な変更を加えることなく効率よく行うために、ROM-Lasso法を提案した。ROM-Lasso法では、まず感度係数ベクトルはAcitve Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底に展開され、実効的な未知数を大幅に削減する。続いて、ランダムサンプリングを実行して得られる炉心核特性と展開係数との罰則化線形回帰分析を通じて展開係数を決定し、感度係数ベクトルを推定する。ROM-Lasso法ではASを用いることで必要な炉心計算回数を大幅に低減することができる。本発表では燃焼末期の冷却材ボイド反応度の感度係数評価を例に、サンプル数やASの取り方で推定精度がどのように変化するかを示す。
岩元 大樹; 明午 伸一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.276 - 290, 2020/03
被引用回数：2 パーセンタイル：14.40(Nuclear Science & Technology)鉛の核破砕粒子多重度の不確かさ評価を実施した。4種類の核破砕粒子多重度のうち、陽子入射中性子多重度の不確かさは、陽子入射中性子生成二重微分断面積と粒子重イオン粒子輸送コードシステム(PHITS)のモデル計算を用いて評価した。その他の中性子入射中性子多重度,陽子入射陽子多重度および中性子入射陽子多重度の不確かさは、陽子入射中性子多重度の不確かさとPHITSによる計算から推定した。評価した核破砕粒子多重度を用いて、過去に測定された500MeV陽子入射による厚い鉛標的からの中性子エネルギースペクトルの不確かさを、ランダムサンプリング法を用いて評価するとともに、中性子エネルギースペクトルへの不確かさ伝播を調査した。その結果、測定エネルギー領域以下で比較的大きな不確かさが見られた。核破砕中性子エネルギースペクトルの信頼性評価のためには、100MeV以下の入射エネルギー領域における入射エネルギーと測定角度に対して系統的な二重微分断面積測定が必要であるとともに、1.4MeV以下の低いエネルギー領域における中性子エネルギースペクトルの高精度測定が重要であることを明らかにした。
方野 量太; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1099 - 1109, 2018/10
被引用回数：5 パーセンタイル：36.42(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の感度係数表に対して、罰則化線形回帰手法adaptive smooth-lassoを考案した。提案手法は、ランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いた線形回帰によって感度係数を評価する。提案手法は、Forward計算のみ実施するため、Adjoint計算の実施が困難な複雑な炉心計算に対しても適用可能である。本研究では微視的多群断面積に対する炉心核特性の感度係数の特徴を考慮した罰則項を提案し、数値計算を通じて提案手法が先行研究の手法と比較してより少ない計算コストで高精度に感度係数を評価できることを示した。
