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2017 年度 実施状況報告書

原子炉設計拡張状態の予測不確かさ定量化:誤差相関を用いた新たな評価手法の開発

研究課題

研究課題/領域番号 16K06956
研究機関名古屋大学

研究代表者

山本 章夫  名古屋大学, 工学研究科, 教授 (50362265)

研究分担者 千葉 豪  北海道大学, 工学研究院, 准教授 (50421524)
ろーいえん ふれーどりっく  福井大学, 附属国際原子力工学研究所, 准教授 (30569017)
遠藤 知弘  名古屋大学, 工学(系)研究科(研究院), 研究員 (50377876)
研究期間 (年度) 2016-04-01 – 2019-03-31
キーワード炉心解析 / 計算モデル / 計算誤差 / 炉心特性 / 相関 / クリギング法 / ガウスプロセスモデル / 主成分分析
研究実績の概要

本研究の目的は、原子炉の設計基準事故を超える設計拡張状態(Design Extension Condition, DEC)におけるシミュレーションの不確かさを誤差相関およびランダムサンプリング法を用いて定量化する新たな評価手法を開発することである。本研究の成果により、DECシミュレーションにおける不確かさを定量評価するための基盤を確立することが可能になり、原子力安全の確保に不可欠な数値シミュレーションの信頼性を抜本的に向上させることが可能となる。H29年度は、①理論構築及び②シミュレーション計算誤差の相関検討を行った。
①理論構築については、H28年度に実施した結果に基づき、クリギング法を用いて計算誤差とパラメータの相関を見いだす方法について引き続き検討を行った。H28年度の検討では、計算の結果得られたパラメータのうちから、相関の高いパラメータを見いだす作業が必要であったが、出力されるパラメータ数が多くなると実用性に乏しくなる問題点があった。H29年度においては、計算の結果得られたパラメータを主成分分析し、その結果をクリギング法への入力として用いることで、複雑な条件に対しても適用性が高まることを確認した。計算結果の補正方法については、計算結果を補正する方法が適切であると判断した。
②シミュレーション計算誤差の相関検討については、対象とする計算条件を実機に近い条件を含める形で拡張し、核特性パラメータと計算誤差の相関を評価した。ここで、計算誤差は、best estimate手法の連続エネルギーモンテカルロ法と実機設計で用いられる決定論的手法の差異と定義した。理論構築で開発した手法を適用することにより、主成分と計算誤差の相関から計算誤差を推定するモデルを作成し、その妥当性を確認した。
以上のことから、H29年度の計画については、全て達成した。

現在までの達成度 (区分)
現在までの達成度 (区分)

2: おおむね順調に進展している

理由

H29年度に計画していた研究を実施し、想定されていた成果を得ることが出来た。

今後の研究の推進方策

①理論構築については、H29年度までの検討において、対象とする計算体系の大きさが変化せず、燃料の組成、温度、燃料棒ピッチ、燃料棒半径などが変化する場合については、計算誤差を推定する理論的枠組みは確立できたものと考えられる。一方、小型の体系で得られた計算誤差から大型の体系における計算誤差を推定するためには、体系の大きさの変化と計算誤差の相関を見る必要がある。体系の大きさとして、適切な指標をどのように選ぶか、まだ検討の余地があると考えられ、H30年度は引き続きこの点について検討を行う。
②計算誤差の相関検討については、H29年度までの成果により、ほぼ目処が付いた。
また、H29年度には、③核特性シミュレーションの不確かさ定量化について、様々な軽水炉燃料を対象として、計算誤差を推定出来ることを確認した。H30年度は、減速材密度が小さくなる条件など、よりDECに近い条件における計算誤差の不確かさ評価に取り組む。また、連続エネルギーモンテカルロコードを用いた核特性シミュレーションの検証については、その枠組みをH29年度に学会発表したが、H30年度はさらにこれを精緻化することに取り組む。

次年度使用額が生じた理由

理由:主として、海外渡航旅費の所要額が少なかったことによる。
使用計画:H30年度に海外渡航旅費として使用する予定である。

  • 研究成果

    (7件)

すべて 2017

すべて 雑誌論文 (1件) (うち査読あり 1件、 オープンアクセス 1件) 学会発表 (6件) (うち国際学会 6件)

  • [雑誌論文] Recent developments in the GENESIS code based on the Legendre polynomial expansion of angular flux method2017

    • 著者名/発表者名
      A. Yamamoto, A. Giho, T. Endo
    • 雑誌名

      Nucl. Eng. Technol.

      巻: 49 ページ: 1143-1156

    • DOI

      10.1016/j.net.2017.06.016

    • 査読あり / オープンアクセス
  • [学会発表] Application of GENESIS Code to the Kobayashi 3D Benchmark Problem2017

    • 著者名/発表者名
      A. Yamamoto, A. Giho, T. Endo
    • 学会等名
      American Nuclear Society
    • 国際学会
  • [学会発表] Application of the Bias Factor Method Using the Random Sampling Technique for Prediction Accuracy Improvement of Neutronics Parameters of BWR2017

    • 著者名/発表者名
      M. Ito, T. Endo, A. Yamamoto, Y. Kuroda, T. Yoshii
    • 学会等名
      American Nuclear Society
    • 国際学会
  • [学会発表] Estimation of Modeling Approximation Error of Core Analysis Using the Surrogate Model with Kriging2017

    • 著者名/発表者名
      T. Hanai, T. Endo, Y. Kodama, Y. Ohoka, A. Yamamoto
    • 学会等名
      American Nuclear Society
    • 国際学会
  • [学会発表] Development of GENESIS, a Three-dimensional Heterogeneous Transport Code based on the LEAF Method2017

    • 著者名/発表者名
      Yamamoto, A. Giho, T. Endo
    • 学会等名
      M&C2017
    • 国際学会
  • [学会発表] Uncertainty Quantification of Activation Due to Cross Section Data in Neutron Shielding Calculation2017

    • 著者名/発表者名
      K. Yokoi, T. Endo, A. Yamamoto, R. Mizuno, Y. Kimura
    • 学会等名
      ICAPP2017
    • 国際学会
  • [学会発表] Uncertainty Quantification due to Modeling Approximation Error of Core Analysis Using the Kriging Method2017

    • 著者名/発表者名
      T. Hanai, T. Endo, Y. Kodama, Y. Ohoka, A. Yamamoto
    • 学会等名
      RPHA2017
    • 国際学会

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公開日: 2018-12-17  

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