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田崎 雄大; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1349 - 1359, 2024/10
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)This study developed a probabilistic determination model with respect to cladding high-temperature burst conditions based on the Bayesian statistical method to reasonably evaluate fuel behaviors under loss-of-coolant accident conditions, including fuel fragmentation, relocation, and dispersal. The candidate models were based on the widely accepted empirical model established based on nonirradiated fuel cladding data. Explanatory variables were added to improve the applicability of these models with respect to irradiated materials and generalization performance. The posterior predictive distribution of each candidate model was evaluated using Bayesian estimation comprising 238 sets of high-temperature burst test data. The generalization performance was evaluated using information criteria. The results of model evaluation showed improved predictive performance by considering the effect of hydrogen content. A comparison with burnup as an alternative explanatory variable confirmed that hydrogen content was the better parameter and other burnup-associated effects, such as irradiation hardening of the metal matrix and oxide growth (reduction of the metal matrix), were less dominant under burst conditions.
知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝
Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10
被引用回数:1 パーセンタイル:9.56(Nuclear Science & Technology)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力()、応力拡大係数(
)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。
渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/09
被引用回数:14 パーセンタイル:72.01(Nuclear Science & Technology)自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。
山澤 弘実; 近藤 純正*
J.Appl.Meteorol., 28(9), p.996 - 1001, 1989/09
抄録なし
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*
Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00
ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。
安藤 良平*; 宇野 正宏*; 山田 勝美*
JAERI-M 83-025, 142 Pages, 1983/02
核分裂炉の運転後に生ずる核分裂生成物には、ベータ安定線から遠く離れた中性子過多の核種が多い。従ってこれらの核種のベータ崩壊エネルギーや中性子分離エネルギーを正しく評価することが重要であるが、こういった領域の核種は一般に短寿命で、実験質量データがほとんど無いのが実状である。本研究は、このような状況に対応すべく著者らが最近提案した原子質量公式を用いて、約5000個の核種に対する質量超過、ベーター崩壊エネルギー、中性子分離エネルギーを計算し、表示したものである。シグマ委員会・崩壊熱評価のワーキング・グループでは、崩壊熱総和計算用・核分裂生成物・崩壊データ・ライブラリーを完成し、実験データの説明に成功を収めた。そのライブラリー作成に際して、実験データのない領域の核種の崩壊エネルギーの理論的な推定に、本研究で導出されたベータ崩壊エネルギーを全面的に採用している。
菊池 康之
JAERI-M 6248, 17 Pages, 1975/09
共鳴エネルギー領域における、平均断面積の統計的性質を調べるコードSTATを開発した。本コードでは、共鳴レベルのエネルギーと共鳴パラメータを乱数により発生させ、平均断面積を計算し、これを多数回繰り返して期待値、分散、最大値、最小値を求めている。平均エネルギー区間が狭く、レベル数の変動を無視できないような場合には、本コードは特に有用である。
更田 豊治郎
JAERI-M 5984, 304 Pages, 1975/02
日本で行われた欧米核データ委員会(EANDC、現在 NEA核データ委員会、NEANDCと改名)第17回会合にあわせて、1974年3月27日に行われたトピカル・ディスカッションの論文集である。原子核理論における核模型、特に光学模型、統計模型などによる理論計算を実際の核データ評価に用いた結果の評論を中心に18編の論文が収録されている。その内5編が日本からで、残り13編は外国からの投稿である。