JP7614026B2 - Uncertainty evaluation method and uncertainty evaluation device - Google Patents
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Description
本開示は、不確かさ評価方法及び不確かさ評価装置に関するものである。 This disclosure relates to an uncertainty evaluation method and an uncertainty evaluation device.
従来、不確かさを伴う実験の測定値を用いて計算を行って、目的体系の物理量を計算し、計算結果に含まれる誤差を、目的体系を模擬した模擬実験の結果を用いて推定する計算誤差推定方法が知られている（例えば、特許文献１参照）。 Conventionally, a calculation error estimation method is known in which calculations are performed using experimental measurement values involving uncertainty to calculate the physical quantities of a target system, and the errors contained in the calculation results are estimated using the results of a simulation experiment that simulates the target system (see, for example, Patent Document 1).
特許文献１の計算誤差推定方法では、物理量を計算するための入力パラメータの不確かさは、入力パラメータ共分散誤差行列によって表現されており、いわゆる一般化摂動論に基づく不確かさの評価手法となっている。 In the calculation error estimation method of Patent Document 1, the uncertainty of the input parameters for calculating physical quantities is expressed by an input parameter covariance error matrix, and is an uncertainty evaluation method based on the so-called generalized perturbation theory.
ところで、不確かさを評価する場合、測定値が既知となる体系（以下、単に既知の体系ともいう）ではなく、測定値が未知となる体系（以下、単に未知の体系ともいう）を取り扱う場合がある。未知の体系における核特性等の物理量の不確かさを評価・低減する場合、体系間の差を考慮可能な拡張炉定数調整法を用いることが考えられる。拡張炉定数調整法では、一般化摂動論に基づく感度係数を使用して炉定数調整を行っている。しかしながら、拡張炉定数調整法では、感度係数を用いることから、感度係数を算出可能な核特性の不確かさしか考慮することができず、不確かさを考慮可能な核特性が限定されてしまう難点があった。 When evaluating uncertainty, there are cases where a system where the measured values are unknown (hereinafter simply referred to as an unknown system) is dealt with, rather than a system where the measured values are known (hereinafter simply referred to as a known system). When evaluating and reducing the uncertainty of physical quantities such as nuclear properties in an unknown system, it is possible to use the extended cross-section adjustment method, which can take into account differences between systems. In the extended cross-section adjustment method, cross-section adjustment is performed using sensitivity coefficients based on generalized perturbation theory. However, because the extended cross-section adjustment method uses sensitivity coefficients, it has the drawback that it can only take into account uncertainties in nuclear properties for which sensitivity coefficients can be calculated, limiting the nuclear properties for which uncertainty can be considered.
そこで、本開示は、不確かさ評価の対象となる核特性が限定されることなく、測定値が未知の体系における核特性の不確かさを低減することができる不確かさ評価方法及び不確かさ評価装置を提供することを課題とする。 Therefore, the objective of this disclosure is to provide an uncertainty evaluation method and an uncertainty evaluation device that can reduce the uncertainty of nuclear characteristics in a system whose measured values are unknown, without limiting the nuclear characteristics that are the subject of the uncertainty evaluation.
本開示の不確かさ評価方法は、核特性の測定値が未知となる第１の体系における前記核特性の不確かさを評価する不確かさ評価方法であって、前記核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、前記第１の体系における前記核特性を算出するための入力パラメータとなる前記核データと、前記核データの共分散とを取得するステップと、前記第１の体系と前記核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記核データの共分散を調整するステップと、調整後の前記核データの共分散に基づいて、ランダムサンプリング法により前記核データを取得し、取得した前記核データに基づく核特性計算を実行して、前記第１の体系における前記核特性を算出し、算出した前記核特性を統計処理して、前記第１の体系における前記核特性の不確かさを算出するステップと、を実行する。 The uncertainty evaluation method disclosed herein is an uncertainty evaluation method for evaluating the uncertainty of a nuclear characteristic in a first system in which the measured value of the nuclear characteristic is unknown, and the uncertainty of the nuclear characteristic is due to the uncertainty of the nuclear data for the nuclear characteristic and the uncertainty of the calculation method for calculating the nuclear characteristic, and includes the steps of acquiring the nuclear data and the covariance of the nuclear data, which are input parameters for calculating the nuclear characteristic in the first system, adjusting the covariance of the nuclear data based on the correlation between the first system and a second system in which the measured value of the nuclear characteristic is known, acquiring the nuclear data by a random sampling method based on the adjusted covariance of the nuclear data, performing a nuclear characteristic calculation based on the acquired nuclear data, calculating the nuclear characteristic in the first system, and statistically processing the calculated nuclear characteristics to calculate the uncertainty of the nuclear characteristic in the first system.
本開示の不確かさ評価装置は、核特性の測定値が未知となる第１の体系における前記核特性の不確かさを評価する不確かさ評価装置であって、前記核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、前記核特性の不確かさを算出する制御部を備え、前記制御部は、前記第１の体系における前記核特性を算出するための入力パラメータとなる前記核データと、前記核データの共分散とを取得するステップと、前記第１の体系と前記核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記核データの共分散を調整するステップと、調整後の前記核データの共分散に基づいて、ランダムサンプリング法により前記核データを取得し、取得した前記核データに基づく核特性計算を実行して、前記第１の体系における前記核特性を算出し、算出した前記核特性を統計処理して、前記第１の体系における前記核特性の不確かさを算出するステップと、を実行する。 The uncertainty evaluation device disclosed herein is an uncertainty evaluation device that evaluates the uncertainty of nuclear characteristics in a first system in which the measured values of the nuclear characteristics are unknown, and the uncertainty of the nuclear characteristics is due to the uncertainty of the nuclear data for the nuclear characteristics and the uncertainty of the calculation method for calculating the nuclear characteristics. The device includes a control unit that calculates the uncertainty of the nuclear characteristics, and the control unit executes the following steps: acquiring the nuclear data and the covariance of the nuclear data, which are input parameters for calculating the nuclear characteristics in the first system; adjusting the covariance of the nuclear data based on the correlation between the first system and a second system in which the measured values of the nuclear characteristics are known; acquiring the nuclear data by a random sampling method based on the adjusted covariance of the nuclear data, performing nuclear characteristics calculations based on the acquired nuclear data, calculating the nuclear characteristics in the first system, and statistically processing the calculated nuclear characteristics to calculate the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system.
本開示によれば、不確かさ評価の対象となる核特性が限定されることなく、測定値が未知の体系における核特性の不確かさを低減することができる。 According to the present disclosure, it is possible to reduce the uncertainty of nuclear properties in a system whose measured values are unknown, without limiting the nuclear properties that are the subject of uncertainty assessment.
以下に、本開示に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。 Below, an embodiment of the present disclosure will be described in detail with reference to the drawings. Note that the present invention is not limited to this embodiment. Furthermore, the components in the following embodiments include those that are easily replaceable by a person skilled in the art, or those that are substantially the same. Furthermore, the components described below can be combined as appropriate, and when there are multiple embodiments, the respective embodiments can also be combined.
［実施形態］
本実施形態に係る不確かさ評価方法及び不確かさ評価装置１０は、核特性の測定値が未知となる体系（第１の体系：未知の体系ともいう）における核特性の不確かさを評価する方法及び装置となっている。具体的に、未知の体系とは、設計段階における炉心体系であり、核燃料の幾何形状や組成条件等に関する設計は、既知である一方で、実運転における核特性の測定値は、未知となる体系となっている。ここで、未知の体系における核特性の不確かさは、核特性に対する核データの不確かさと、核特性を算出する計算手法の不確かさに起因している。このため、不確かさ評価方法及び不確かさ評価装置１０では、核データと計算手法の不確かさに起因する核特性の不確かさを評価している。
[Embodiment]
The uncertainty evaluation method and the
（不確かさ評価装置）
図１を参照して、不確かさ評価装置１０について説明する。図１は、本実施形態に係る不確かさ評価装置を模式的に表したブロック図である。不確かさ評価装置１０は、制御部１１と、記憶部１２と、出力部１３と、入力部１４とを有している。
(Uncertainty evaluation device)
An
制御部１１は、例えば、ＣＰＵ（Central Processing Unit）等の集積回路を含んでいる。制御部１１は、未知の体系における核特性の不確かさを評価するための各種計算処理を実行している。記憶部１２は、半導体記憶デバイス及び磁気記憶デバイス等の任意の記憶デバイスである。この記憶部１２には、各種計算処理を実行するための各種プログラム、及び計算処理に用いられる各種データが記憶されている。各種プログラムとしては、核特性を計算するための核特性計算コードであり、また、各種データとしては、核特性計算コードに入力される入力情報としての核データ及び核データ共分散等である。出力部１３は、例えば、液晶ディスプレイ等の表示デバイスである。入力部１４は、例えば、キーボード及びマウス等の入力デバイスである。 The control unit 11 includes an integrated circuit such as a CPU (Central Processing Unit). The control unit 11 executes various calculation processes to evaluate the uncertainty of nuclear properties in an unknown system. The memory unit 12 is any memory device such as a semiconductor memory device or a magnetic memory device. The memory unit 12 stores various programs for executing various calculation processes and various data used in the calculation processes. The various programs are nuclear property calculation codes for calculating nuclear properties, and the various data are nuclear data and nuclear data covariances as input information input to the nuclear property calculation code. The output unit 13 is a display device such as a liquid crystal display. The input unit 14 is an input device such as a keyboard and a mouse.
（不確かさ評価方法）
次に、図２から図４を参照して、不確かさ評価装置１０により実行される不確かさ評価方法について説明する。図２は、本実施形態に係る不確かさ評価方法に関するフローチャートである。図３は、本実施形態に係る不確かさ評価方法に関する説明図である。図４は、第１の体系と第２の体系との相関関係を示すグラフである。
(Uncertainty evaluation method)
Next, an uncertainty evaluation method executed by the
図２及び図３に示すように、不確かさ評価方法では、先ず、制御部１１が、核データ及び核データ共分散を、核データライブラリ（断面積ライブラリ）から取得する（ステップＳ１）。核データは、連続するエネルギーにおけるミクロ断面積であり、核データ共分散は、ミクロ断面積の不確かさに関するデータであるミクロ共分散データである。 As shown in Figures 2 and 3, in the uncertainty evaluation method, first, the control unit 11 acquires nuclear data and nuclear data covariance from a nuclear data library (cross section library) (step S1). The nuclear data are microscopic cross sections at continuous energies, and the nuclear data covariance is microscopic covariance data that is data related to the uncertainty of the microscopic cross sections.
不確かさ評価方法では、ステップＳ１の実行後、制御部１１が、取得した核データ及び核データ共分散に基づいて、多群の核データ及び核データ共分散を取得するステップＳ２を実行する。ステップＳ２では、取得した核データ及び核データ共分散に基づいて、核データ処理コードを用いた断面積処理を行うことで、多群となるエネルギー群における核データ及び核データ共分散Ｗを生成して取得する。核データは、多群となるエネルギー群におけるミクロ断面積であり、核データ共分散Ｗは、ミクロ断面積の不確かさに関するデータであるミクロ共分散データである。 In the uncertainty evaluation method, after executing step S1, the control unit 11 executes step S2 of acquiring multi-group nuclear data and nuclear data covariance based on the acquired nuclear data and nuclear data covariance. In step S2, cross section processing is performed using a nuclear data processing code based on the acquired nuclear data and nuclear data covariance to generate and acquire nuclear data and nuclear data covariance W for a multi-group energy group. The nuclear data is a microscopic cross section for a multi-group energy group, and the nuclear data covariance W is microscopic covariance data that is data related to the uncertainty of the microscopic cross section.
不確かさ評価方法では、ステップＳ２の実行後、制御部１１が、未知の体系と、核特性の測定値が既知となる体系（第２の体系：既知の体系ともいう）との相関関係に基づいて、核データ共分散Ｗを調整するステップＳ３を実行する。ステップＳ３では、下記する（１）式となる調整式を用い、ランダムサンプリング法（無作為抽出法）に基づいて核データの共分散が調整される。 In the uncertainty evaluation method, after step S2, the control unit 11 executes step S3 to adjust the nuclear data covariance W based on the correlation between the unknown system and a system in which the measured values of the nuclear characteristics are known (second system: also called known system). In step S3, the nuclear data covariance is adjusted based on the random sampling method using the adjustment formula (1) shown below.
ここで、（１）式に含まれる各パラメータは、予め既知の体系における核特性計算を実行することにより取得したものである。このため、例えば、ΔＲ１等のパラメータは既知となっている。また、（１）式において、点線で囲んだ項が、未知の体系と既知の体系との相関関係を示す項となっており、Ｖｍ １２を含む項となっている。 Here, each parameter included in formula (1) is obtained by performing a nuclear property calculation in advance in a known system. Therefore, for example, parameters such as ΔR 1 are known. In formula (1), the terms enclosed by dotted lines are terms that indicate the correlation between the unknown system and the known system, and are terms that include V m 12 .
Ｖｍ １２は、未知の体系と既知の体系との相関関係を表したものである。この相関関係は、未知の体系と既知の体系との体系間の相関を考慮した計算手法の不確かさであり、（２）式となる算出式を用いて計算手法の不確かさが算出される。 V m 12 represents the correlation between the unknown system and the known system. This correlation is the uncertainty of the calculation method that takes into account the correlation between the unknown system and the known system, and the uncertainty of the calculation method is calculated using the calculation formula (2).
（２）式に含まれる各パラメータも、予め既知の体系における核特性計算と、未知の体系における核特性計算とを実行することにより取得したものである。なお、設計コードは、核特性計算コードであり、また、参照解コードは、例えば、連続エネルギーモンテカルロコードである。 The parameters included in equation (2) are also obtained by performing nuclear property calculations in a known system and in an unknown system. The design code is a nuclear property calculation code, and the reference solution code is, for example, a continuous energy Monte Carlo code.
図４は、既知の体系の核特性の計算値に関する差異の頻度分布と、未知の体系の核特性の計算値に関する差異の頻度分布とを比較したものである。図４は、その縦軸が、存在割合となっており、その横軸が、核特性計算値の差異ΔＲ１，ｍ、ΔＲ２，ｍとなっている。図４に示すように、既知の体系における核特性の計算値の差異ΔＲ１，ｍと、未知の体系における核特性の計算値の差異ΔＲ２，ｍとは、類似しており、相関関係を有するものとなっている。そして、図４に示す体系間の相関関係は、（２）式によって表される。なお、Ｖｍ １２は、（２）式を用いた相関関係に、特に限定されず、異なる算出式を用いて相関関係を表してもよい。制御部１１は、（１）式及び（２）式を用いたステップＳ３を実行することで、調整済みの核データ共分散Ｗ’を取得する。 FIG. 4 compares the frequency distribution of the difference in the calculated values of the nuclear properties of a known system with the frequency distribution of the difference in the calculated values of the nuclear properties of an unknown system. In FIG. 4, the vertical axis represents the presence ratio, and the horizontal axis represents the difference ΔR 1,m and ΔR 2,m in the calculated values of the nuclear properties. As shown in FIG. 4, the difference ΔR 1,m in the calculated values of the nuclear properties of a known system and the difference ΔR 2,m in the calculated values of the nuclear properties of an unknown system are similar and have a correlation. The correlation between the systems shown in FIG. 4 is expressed by the formula (2). Note that V m 12 is not particularly limited to the correlation using the formula (2), and may be expressed by a different calculation formula. The control unit 11 executes step S3 using the formulas (1) and (2) to obtain the adjusted nuclear data covariance W′.
続いて、不確かさ評価方法では、図２及び図３に示すように、ステップＳ３の実行後、制御部１１が、ランダムサンプリング法を用いて、調整後の核データの共分散に基づく核特性計算を実行して、未知の体系における核特性を算出するステップＳ４を実行する。ステップＳ４では、制御部１１が、調整済みの核データ共分散Ｗ’を用いて、ランダムサンプリング法により、核データの摂動量をＮ個算出する。そして、制御部１１は、１からＮまでの摂動量となる各核データに基づいて、それぞれ炉心計算を実行することで、１からＮまでの摂動量に対応するＮ個の核特性をそれぞれ算出する。 Next, in the uncertainty evaluation method, as shown in Figures 2 and 3, after executing step S3, the control unit 11 executes step S4 in which the control unit 11 executes a nuclear property calculation based on the covariance of the adjusted nuclear data using a random sampling method to calculate the nuclear properties in an unknown system. In step S4, the control unit 11 uses the adjusted nuclear data covariance W' to calculate N nuclear data perturbation amounts by the random sampling method. Then, the control unit 11 executes a core calculation based on each nuclear data with perturbation amounts 1 to N, thereby calculating N nuclear properties corresponding to perturbation amounts 1 to N.
そして、不確かさ評価方法では、ステップＳ４の実行後、制御部１１が、算出したＮ個の核特性を統計処理して（ステップＳ５）、未知の体系における核特性の不確かさを算出し、評価結果として取得するステップＳ６を実行する。ステップＳ５では、Ｎ個の核特性の平均値に対する各核特性の差異を相対差異として取得し、ステップＳ６では、核特性の相対差異の分布における標準偏差σを、核特性の不確かさとして取得する。 In the uncertainty evaluation method, after executing step S4, the control unit 11 performs statistical processing on the calculated N nuclear characteristics (step S5) to calculate the uncertainty of the nuclear characteristics in the unknown system, and executes step S6 to obtain the uncertainty as the evaluation result. In step S5, the difference of each nuclear characteristic with respect to the average value of the N nuclear characteristics is obtained as a relative difference, and in step S6, the standard deviation σ in the distribution of the relative differences of the nuclear characteristics is obtained as the uncertainty of the nuclear characteristic.
ここで、核特性としては、実効増倍率、ボイド反応度、制御棒価値、出力分布の少なくとも一つを含むものとなっており、これら核特性に対応する感度係数を評価する必要はない。 Here, the nuclear characteristics include at least one of the effective multiplication factor, void reactivity, control rod worth, and power distribution, and there is no need to evaluate the sensitivity coefficients corresponding to these nuclear characteristics.
以上のように、本実施形態に記載の不確かさ評価方法及び不確かさ評価装置１０は、例えば、以下のように把握される。
As described above, the uncertainty evaluation method and the
第１の態様に係る不確かさ評価方法は、核特性の測定値が未知となる第１の体系における前記核特性の不確かさを評価する不確かさ評価方法であって、前記核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、前記第１の体系における前記核特性を算出するための入力パラメータとなる前記核データと、前記核データの共分散とを取得するステップＳ１と、前記第１の体系と前記核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記核データの共分散を調整するステップＳ３と、調整後の前記核データの共分散に基づいて、ランダムサンプリング法により前記核データを取得し、取得した前記核データに基づく核特性計算を実行して、前記第１の体系における前記核特性を算出し、算出した前記核特性を統計処理して、前記第１の体系における前記核特性の不確かさを算出するステップＳ４～Ｓ６と、を実行する。 The uncertainty evaluation method according to the first aspect is an uncertainty evaluation method for evaluating the uncertainty of nuclear characteristics in a first system in which the measured values of the nuclear characteristics are unknown, and the uncertainty of the nuclear characteristics is due to the uncertainty of the nuclear data for the nuclear characteristics and the uncertainty of the calculation method for calculating the nuclear characteristics. The method includes the steps of: acquiring the nuclear data and the covariance of the nuclear data, which are input parameters for calculating the nuclear characteristics in the first system; adjusting the covariance of the nuclear data based on the correlation between the first system and a second system in which the measured values of the nuclear characteristics are known; acquiring the nuclear data by a random sampling method based on the adjusted covariance of the nuclear data, performing nuclear characteristics calculations based on the acquired nuclear data to calculate the nuclear characteristics in the first system, and statistically processing the calculated nuclear characteristics to calculate the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system.
この構成によれば、第１の体系と第２の体系との相関関係に基づいて、核データの共分散を調整することができるため、第１の体系における核特性の不確かさを低減することが可能となる。つまり、第１の体系における共分散を、相関関係に基づいて適切に調整することにより、共分散に基づいてランダムサンプリング法により取得する核データのばらつきを抑えることができる。これにより、核データに基づく核特性計算の計算値のばらつきも抑えることができることから、核特性の不確かさを低減することができる。また、ランダムサンプリング法を用いることにより、感度係数を用いない共分散の調整を行うことができるため、不確かさを考慮可能な核特性が限定されることなく、未知の体系における全ての核特性の不確かさを評価・低減することができる。 According to this configuration, the covariance of the nuclear data can be adjusted based on the correlation between the first and second systems, making it possible to reduce the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system. In other words, by appropriately adjusting the covariance in the first system based on the correlation, it is possible to reduce the variance of the nuclear data obtained by the random sampling method based on the covariance. This also makes it possible to reduce the variance of the calculated values of the nuclear characteristics calculations based on the nuclear data, thereby reducing the uncertainty of the nuclear characteristics. In addition, by using the random sampling method, it is possible to adjust the covariance without using a sensitivity coefficient, so that the nuclear characteristics for which uncertainty can be considered are not limited, and it is possible to evaluate and reduce the uncertainty of all nuclear characteristics in unknown systems.
第２の態様として、前記核データの共分散を調整するステップＳ３では、（１）式となる調整式を用い、ランダムサンプリング法に基づいて前記核データの共分散が調整される。 In a second aspect, in step S3 of adjusting the covariance of the nuclear data, the covariance of the nuclear data is adjusted based on a random sampling method using the adjustment formula (1).
この構成によれば、第１の体系と第２の体系との相関関係に関する項（点線で囲われた項）を追加することにより、核データの共分散を好適に調整することができる。 With this configuration, the covariance of the nuclear data can be suitably adjusted by adding a term (term surrounded by a dotted line) relating to the correlation between the first system and the second system.
第３の態様として、前記第１の体系と前記第２の体系との前記相関関係は、前記第１の体系と前記第２の体系との体系間の相関を考慮した前記計算手法の不確かさであり、（２）式となる算出式を用いて前記計算手法の不確かさが算出される。 In a third aspect, the correlation between the first system and the second system is the uncertainty of the calculation method that takes into account the correlation between the first system and the second system, and the uncertainty of the calculation method is calculated using a calculation formula (2).
この構成によれば、第１の体系と第２の体系との相関を考慮した計算手法の不確かさを適切に評価することができる。 This configuration makes it possible to appropriately evaluate the uncertainty of a calculation method that takes into account the correlation between the first system and the second system.
第４の態様として、前記核特性の不確かさを評価するステップにおいて算出される核特性は、実効増倍率、ボイド反応度、制御棒価値、出力分布の少なくとも一つを含む。 In a fourth aspect, the nuclear characteristics calculated in the step of evaluating the uncertainty of the nuclear characteristics include at least one of the effective multiplication factor, void reactivity, control rod worth, and power distribution.
この構成によれば、感度係数の評価可否に依存することなく、様々な核特性の不確かさを評価することができる。 This configuration makes it possible to evaluate the uncertainty of various nuclear characteristics, regardless of whether or not the sensitivity coefficients can be evaluated.
第５の態様に係る不確かさ評価装置は、核特性の測定値が未知となる第１の体系における前記核特性の不確かさを評価する不確かさ評価装置１０であって、前記核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、前記核特性の不確かさを算出する制御部１１を備え、前記制御部１１は、前記第１の体系における前記核特性を算出するための入力パラメータとなる前記核データと、前記核データの共分散とを取得するステップＳ１と、前記第１の体系と前記核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記核データの共分散を調整するステップＳ３と、調整後の前記核データの共分散に基づいて、ランダムサンプリング法により前記核データを取得し、取得した前記核データに基づく核特性計算を実行して、前記第１の体系における前記核特性を算出し、算出した前記核特性を統計処理して、前記第１の体系における前記核特性の不確かさを算出するステップＳ４～Ｓ６と、を実行する。
The uncertainty evaluation device according to the fifth aspect is an
この構成によれば、第１の体系と第２の体系との相関関係に基づいて、核データの共分散を調整することができるため、第１の体系における核特性の不確かさを低減することが可能となる。つまり、第１の体系における共分散を、相関関係に基づいて適切に調整することにより、共分散に基づいてランダムサンプリング法により取得する核データのばらつきを抑えることができる。これにより、核データに基づく核特性計算の計算値のばらつきも抑えることができることから、核特性の不確かさを低減することができる。また、ランダムサンプリング法を用いることにより、感度係数を用いない共分散の調整を行うことができるため、不確かさを考慮可能な核特性が限定されることなく、未知の体系における全ての核特性の不確かさを評価・低減することができる。 According to this configuration, the covariance of the nuclear data can be adjusted based on the correlation between the first and second systems, making it possible to reduce the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system. In other words, by appropriately adjusting the covariance in the first system based on the correlation, it is possible to reduce the variance of the nuclear data obtained by the random sampling method based on the covariance. This also makes it possible to reduce the variance of the calculated values of the nuclear characteristics calculations based on the nuclear data, thereby reducing the uncertainty of the nuclear characteristics. In addition, by using the random sampling method, it is possible to adjust the covariance without using a sensitivity coefficient, so that the nuclear characteristics for which uncertainty can be considered are not limited, and it is possible to evaluate and reduce the uncertainty of all nuclear characteristics in unknown systems.
１０ 不確かさ評価装置
１１ 制御部
１２ 記憶部
１３ 出力部
１４ 入力部
REFERENCE SIGNS
Claims (5)
前記第１の体系における核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、
前記第１の体系における核特性を算出するための入力パラメータとなる核データと、その核データの共分散とを取得するステップと、
前記第１の体系と、核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記入力パラメータとなる核データの共分散をランダムサンプリング法で調整するステップと、
前記調整するステップで調整された核データの共分散を用いて前記ランダムサンプリング法により核データを取得し、前記取得した核データに対して核特性計算を実行して、前記第１の体系における核特性を算出し、前記算出した核特性を統計処理して、前記第１の体系における核特性の不確かさを算出するステップと、を実行する不確かさ評価方法。 An uncertainty evaluation method for evaluating uncertainty of a nuclear characteristic in a first system in which a measurement value of the nuclear characteristic is unknown, comprising the steps of:
the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system is due to the uncertainty of nuclear data for the nuclear characteristics and the uncertainty of a calculation method for calculating the nuclear characteristics;
acquiring nuclear data serving as input parameters for calculating nuclear characteristics in the first geometry and a covariance of the nuclear data;
adjusting the covariance of the nuclear data serving as the input parameters by a random sampling method based on a correlation between the first system and a second system in which the measured values of the nuclear characteristics are known;
acquiring nuclear data by the random sampling method using the covariance of the nuclear data adjusted in the adjusting step , performing a nuclear property calculation on the acquired nuclear data to calculate nuclear properties in the first system, and statistically processing the calculated nuclear properties to calculate the uncertainty of the nuclear properties in the first system.
前記第１の体系における核特性の不確かさは、前記核特性に対する核データの不確かさと、前記核特性を算出する計算手法の不確かさに起因しており、
前記第１の体系における核特性の不確かさを算出する制御部を備え、
前記制御部は、
前記第１の体系における核特性を算出するための入力パラメータとなる核データと、その核データの共分散とを取得するステップと、
前記第１の体系と、核特性の測定値が既知となる第２の体系との相関関係に基づいて、前記入力パラメータとなる核データの共分散をランダムサンプリング法で調整するステップと、
前記調整するステップで調整された核データの共分散を用いて前記ランダムサンプリング法により核データを取得し、前記取得した核データに対して核特性計算を実行して、前記第１の体系における核特性を算出し、前記算出した核特性を統計処理して、前記第１の体系における核特性の不確かさを算出するステップと、を実行する不確かさ評価装置。 An uncertainty evaluation apparatus for evaluating uncertainty of a nuclear characteristic in a first system in which a measurement value of the nuclear characteristic is unknown, comprising:
the uncertainty of the nuclear characteristics in the first system is due to the uncertainty of nuclear data for the nuclear characteristics and the uncertainty of a calculation method for calculating the nuclear characteristics;
a control unit that calculates the uncertainty of a nuclear characteristic in the first system;
The control unit is
acquiring nuclear data serving as input parameters for calculating nuclear characteristics in the first geometry and a covariance of the nuclear data;
adjusting the covariance of the nuclear data serving as the input parameters by a random sampling method based on a correlation between the first system and a second system in which the measured values of the nuclear characteristics are known;
acquiring nuclear data by the random sampling method using the covariance of the nuclear data adjusted in the adjusting step , performing nuclear property calculations on the acquired nuclear data to calculate nuclear properties in the first system, and statistically processing the calculated nuclear properties to calculate the uncertainty of the nuclear properties in the first system.
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Non-Patent Citations (1)
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| 木村俊貴，未臨界実験データを利用したバイアス因子法による未臨界炉心解析の不確かさ低減，修士論文，日本，名古屋大学大学院，2018年02月 |
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