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廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; Schneider, T.*; 甲斐 倫明*
Journal of Radiological Protection, 44(2), p.021510_1 - 021510_10, 2024/06
リスクに基づく放射線防護基準の根拠を検討する際には、統計的なベンチマークデータが必要である。これまでは、英国王立協会のリスク評価研究がベンチマーク統計として用いられてきたものの、1983年のデータであり、最近の医療インフラや生活水準に関するデータが反映されていない。そこで本研究では、ベンチマークデータとしてベースラインがん罹患率と死亡率に着目し、33か国のデータを比較した。ここでは、各国のがん罹患率と死亡率のデータを用いて計算した生涯死亡リスクと生涯罹患リスク、障害調整生存年(DALYs)を算出し、各国でそれらの値を比較した。結果の一つとして、すべての固形がんの生涯死亡・罹患リスクとDALYsは、国によって男性で2-4倍、女性で2-3倍の差が見られた。また、これらの値は発展途上国ほど低いことが示された。本研究では、ベースラインのがん死亡・罹患率に基づく健康リスクを、放射線によるがんリスクと比較する際の基準とすべきであると提案した。
杉田 萌; 高柳 智弘; 植野 智晶*; 小野 礼人; 堀野 光喜*; 金正 倫計; 小栗 英知; 山本 風海
Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.519 - 522, 2023/11
J-PARC RCSでは、ペイント入射のビーム軌道偏向にペイントバンプ電磁石を用いている。ペイントバンプ電磁石用の電源は、IGBT制御のチョッパ回路で構成され、指令電流と指令電圧のパターンにより、ビーム軌道を時間変化させる出力電流波形(ペイントパターン)を作成することができる。ビーム軌道の制御精度は、指令電流と出力電流の波形の形状差(出力電流偏差)で決まる。現在のペイントパターン調整では、電源制御の応答関数に応じてパターンを調整するソフトを用いたうえで手動調整を行い、要求精度を達成している。しかし、この調整に1時間程度を要しており、更なる調整時間の短縮を行いたい。また、より最適な調整方法によりビームロスの低減を実現するために、従来の要求より10倍精密な出力電流偏差を実現したい。高精度なペイントパターンの作成には、負荷側のインピーダンスの解析モデルが必要になるが、時間変化する非線形のペイントパターンにおいてはインピーダンスが変化するため、解析モデルの構築は非常に困難である。機械学習では、負荷の解析モデルを構築せずとも学習によって非線形な応答を高速かつ高精度で得ることが可能である。機械学習を用いて台形波の出力パターン調整を行ったところ、学習を重ねることで立ち上り直後のリンギングを抑制した出力パターンの作成に成功した。本発表ではシステムの現状と今後の展望について報告する。
山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典
JAEA-Technology 2021-002, 31 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-002.pdf:4.37MB
MOX燃料製造工程において、規格外の混合酸化物ペレットを粉砕した乾式回収粉末を有効利用する乾式リサイクル技術の開発を進めている。乾式回収粉末は、現行の粉砕機により粗目(約250
m以下)、中目(約100m以下)、細目(約10m以下)の3種類に粒度調整し、これを原料粉末に添加することで焼結ペレットの密度を制御する効果が一定程度得られている。本報告では、乾式回収粉末の粒度をより細かいレベルで調整することを目的とし、乾式回収粉末を粒子径250m以下の範囲で調整可能とする粉砕機として、石臼式粉砕機および衝突板式ジェットミルを選定し、MOXペレットの模擬材としてタングステンカーバイド・コバルト(WC-Co)ペレットを粉砕する粒度調整試験を実施した。石臼式粉砕機は、砥石クリアランスを調整することにより粒子径を一定の範囲で制御できるが、粒子径250m以上の粒子が多く排出される可能性がある。一方、衝突板式ジェットミルは、分級ゾーンクリアランスを調整することにより粒子径を250m以下の範囲で制御できる見通しが得られた。よって、衝突板式ジェットミルは石臼式粉砕機に比べ、乾式回収粉末の粒度調整に適している。
瀬川 智臣; 山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 川口 浩一; 石井 克典; 佐藤 寿人; 深澤 智典*; 福井 国博*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.738 - 745, 2019/09
核燃料物質の有効利用のため、MOX燃料製造プロセスにおいて混合酸化物ペレットの乾式粉砕技術の開発を進めてきた。乾式回収粉の粒径を250m以下の範囲で制御する技術を開発するために、粒度約500mの模擬粉末を用いて、石臼式粉砕機および衝突板式ジェットミル両方の性能を評価した。石臼式粉砕機においては砥石間のクリアランス、また衝突板式ジェットミルにおいては分級ゾーンのクリアランスと仰角を調整することにより、粒径を250m以下の範囲で制御できることが明らかとなった。さらに、衝突板式ジェットミルは分級機のパラメータを細かく調整することができるため、粒径制御に適していると考えられる。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
横山 賢治; 北田 孝典*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01
被引用回数：4 パーセンタイル：40(Nuclear Science & Technology)線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。
北辻 章浩
Radioisotopes, 67(10), p.483 - 493, 2018/10
ウランやネプツニウムをはじめとした、溶液内で種々の酸化状態をとるアクチノイドイオンの電極反応と酸化還元の特徴を概説する。フロー電解法は迅速かつ高効率な電解が可能で、反応速度の遅い酸化還元の観測にも適用できる。同法を用いて取得したアクチノイドの酸化還元挙動や、これに立脚した酸化状態の迅速調整法を紹介するとともに、電解に伴って発現する溶液内反応や電極上での触媒的還元などについても解説する。
横山 賢治
炉物理の研究(インターネット), (70), 12 Pages, 2018/04
2017年度の日本原子力学会論文賞の受賞記念寄稿として、受賞対象となった論文の内容を紹介する。研究の背景となった炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係から、新たに拡張炉定数調整法が開発された。拡張炉定数調整法が開発されたことによって、炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係は明らかになったが、拡張バイアス因子法と拡張炉定数調整法の導出では用いられている正規分布に関する仮定が異なるという課題が残った。この課題を解決したのが受賞対象となった論文の研究内容であり、この研究により、拡張炉定数調整法と拡張バイアス因子法の間には矛盾はなく、両者の理論統合に成功した。また、その後の研究成果として、炉定数調整法における正規分布の仮定の役割に関する議論から新たに開発された次元削減調整法の概要についても紹介する。
横山 賢治; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1622 - 1638, 2016/10
被引用回数：10 パーセンタイル：67.82(Nuclear Science & Technology)最小分散法に基づいて正規分布を仮定せずに、3種類の炉定数調整法の統一式を導出した。3つの調整法は、それぞれ、設計対象炉心核特性、調整後断面積セット、積分実験核特性の分散を最小にするものである。第1、第2の調整法は、それぞれ、ベイズの定理に基づき正規分布を仮定して導出された既存の拡張炉定数調整法、従来の炉定数調整法であることを導くとともに、異なる結果を与える場合も生じることが分かった。ただし、特定の条件や結果においては等価になる。第3の手法は新しい手法であり、他の手法との比較や統一式の対称性の観点から必要になる。本論文に示された導出手順は正規分布の仮定を必要としないことから、より高度な炉定数調整法の開発に応用できる可能性がある。
岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文
JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03
JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB
核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。
青柳 寿夫*; 北辻 章浩; 吉田 善行; 木原 壯林*
Analytica Chimica Acta, 538(1-2), p.283 - 289, 2005/05
被引用回数：15 パーセンタイル：41.49(Chemistry, Analytical)過塩素酸,硝酸及び硫酸溶液中の3, 4, 5及び6価ネプツニウムイオンの酸化還元挙動を、カラム電極を多段階に接続したフロー電解システムを用いて調べた。繊維状のグラッシーカーボンを作用極とするカラム電極を用いると、Np(III)/(IV)あるいはNp(V)/(VI)イオンの可逆な酸化還元のみならず、従来グラッシーカーボン電極や白金電極では観測できなかったNp(V)/(IV)あるいはNp(V)/(III)イオンの非可逆な酸化還元過程についても、電流-電位関係曲線を観測できることがわかった。カラム電極電解法によると、完全非可逆な酸化還元においてもクーロメトリックな電解を達成でき、溶液中のイオン濃度の定量が可能となる。取得したネプツニウムイオンのカラム電極電解データに基づき、種々の原子価のネプツニウムイオンを迅速に調製する方法を開発した。また、多段階フロー電解システムを用いた電量分析により、ネプツニウムイオンの原子価ごとの定量が可能であることを明らかにし、硝酸溶液中のネプツニウムイオンの定量分析に適用した。
大島 貴幸; 岩崎 慶太*; 清水 和明
平成14年度東京大学総合技術研究会技術報告集, 3 Pages, 2003/03
JT-60はS60年から実験運転を実施し、JT-60データ処理設備で計測データ収集を行ってきた。H14年度は「ガス出し」とよばれる壁調整運転を実施した。通常実験時の計測用タイミングシステムは完成された巨大な計算機システムでできているが、それに一時的にハンドメイドで手を加え今回の運転でも計測できるように工夫した。
石川 信行; 阿部 健一*
電気学会論文誌,C, 123(2), p.317 - 323, 2003/02
本論文では、規範とする目標値応答を実現するための離散時間型2自由度制御系フィードフォワード要素の近似設計法を提案する。ここで提案する方法は、有限時間区間における制御対象の出力時系列を規範モデルの出力時系列に近似的に一致させるようなフィードフォワード要素を設計するものである。本手法では安定有理関数でパラメータ表現された2自由度制御系を対象としているため、2自由度制御系フィードフォワード要素における設計パラメータと制御対象出力系列の関係が簡潔な線形連立方程式で表現される。この線形連立方程式の最小二乗解を求めることで近似的に低次元フィードフォワード要素が設計される。さらに、本論文では設計に用いる線形連立方程式に数値計算の反復解法を適用して、設計パラメータを反復的に調整する方法を提案した。制御対象が最小位相系及び非最小位相系の場合について本手法を適用した数値例により提案手法の有効性を示した。
高村 秀一*; 若谷 誠宏*; 二宮 博正; 鎌田 裕; 谷津 潔*; 波多江 仰紀; 杉原 正芳; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 河野 康則
プラズマ・核融合学会誌, 79(1), P. 70, 2003/01
ITPAは、国際協力(日本,欧州,ロシア,米国)によりITER等の核燃焼プラズマに対する物理基盤を構築することを目的としており、7つのトピカル物理グループ及び調整委員会により活動を進めている。本稿は、マックスプランクプラズマ物理研究所(独)において平成14年10月21日から25日にかけて開催された「第3回調整委員会」,「第3回周辺及びペデスタルトピカル物理グループ会合」,「第2回MHD,ディスラプション及び制御トピカル物理グループ会合」の概要を報告するものである。
二宮 博正; 高村 秀一*; 若谷 誠宏*; 藤田 隆明; 福田 武司; 東井 和夫*; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 波多江 仰紀; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.692 - 694, 2002/07
国際トカマク物理活動(ITPA)会合が、アメリカ合衆国のジェネラル・アトミック社(サンディエゴ)とプリンストン・プラズマ物理研究所(プリンストン)で開催された。今回は、「調整委員会」,「輸送と内部障壁の物理」,「 閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータの物理」,「計測」の各トピカル物理グループの会合が行われ、日本,欧州,ロシア,ITER国際チーム,アメリカ合衆国から多くの参加者を得て活発な議論が行われた。一方、今後 JT-60U の実験期間が縮小し日本から ITPA への貢献が減少しそうなことに対して、トピカルグループのメンバーから懸念が表明された。本報告では、各グループでの議論の概要を示す。
柳生 純一; 新井 貴; 神永 敦嗣; 木津 要; 荒井 優*; 宮 直之
Proceedings of 19th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), p.388 - 391, 2002/00
臨界プラズマ試験装置(JT-60U)では第一壁コンディショニングとして、ボロンを第一壁に蒸着させるデカボラン(B
H
)を用いたボロナイゼーションを実施している。ボロナイゼーションは、ほかのDischarge-cleaning(DC)に比べて酸素不純物量及び水素リサイクリング量低減に有効であるが、ボロン膜中に含まれる軽水素の低減とDCグロー放電の安定化において問題があった。これらを解決するためにBHに代わって重水素デカボラン(BD)を使用したボロナイゼーション処理技術の開発を進めた。この結果、ボロン膜中の軽水素は激減し、ボロナイゼーション直後の実験運転における調整放電の数が従来比で1/10まで削減した。また、ヘリウム雰囲気中でボロナイゼーションが行えるので、DCグロー放電が安定し、ボロナイゼーションに要する処理時間が最大30時間節約でき、BDを用いたボロナイゼーションが、非常に効率的,かつ効果的な第一壁コンディショニング手法であることを示した。
横田 渉; 福田 光宏; 奥村 進; 荒川 和夫; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; 田村 宏行; 倉島 俊; 中村 義輝; et al.
JAERI-Review 2000-024, TIARA Annual Report 1999, p.273 - 275, 2000/10
ほぼ等しい質量数対価数比(M/Q)を持つイオン種を短時間で交換するカクテルビーム加速技術は、広範囲のLETを必要とする宇宙半導体の開発等に不可欠である。現在TIARAではM/Q=5カクテル(
N
,
Ne
,
Ar
,
Kr
)が利用できる。M/Q=2(
Ne
,
C
,
N
,
O,Ne
,
Ar)及びM/Q=4(He
,C
,O,Ne
,Ar,Kr
)カクテルについては異種イオンが混入するという問題があり、混入比を低減する技術開発を行った。その結果、一部のイオン種を除き、混入比を1
10
以下にすることに成功した。マルチターンの形成過程の解明は、P-チョッパーとS-チョッパーの組み合わせによるシングルパルス形成に必要なだけでなく、サイクロトロンのビームダイナミクスの理解に役立つ。そこでサイクロトロン内外のビームパルスの時間分布を測定した結果、内部ビームの時間分布よりも、ビーム引出しがマルチターンに強く影響していることが判明した。
芝 清之; Klueh, R. L.*; 三輪 幸夫; 井川 直樹; Robertson, J. P.*
Fusion Materials Semiannual Progress Report (DOE/ER-0313/28), p.131 - 135, 2000/06
低放射化マルテンサイト鋼F82H及びF82H鋼TIG溶接材を、米国HFIR炉で、300
及び500で5dpaまでスペクトル調整照射した試験片の引張試験結果について報告する。300照射では母材、溶接材ともに照射硬化が著しかったが、500照射では照射硬化は起こらなかった。溶接材の中では、溶接金属部は母材と同程度の照射硬化を起こしたが、熱影響部を含む継手材では照射硬化量は母材や溶接金属部の半分程度であり、熱影響部が照射による変化を受けにくいことがわかった。また、母材について、歪速度を10倍及び1/10倍に変えて引張試験を行った結果、早い歪速度では強度が高く現れる傾向があり、遅い歪み速度では伸びが小さく現れる傾向が見られた。
横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*
JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04
JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。
電気事業連合会*
JNC TY1400 2000-001, 464 Pages, 2000/03
JNC-TY1400-2000-001.pdf:16.87MB
再処理施設やMOX燃料加工施設から発生する超ウラン(TRU)核種を含む放射性廃棄物のうち、
核種の濃度が一応の区分目安値(約1GBq/t)を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物(以下、本検討書では「TRU廃棄物」という)については、「高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性を図りつつ、1990年代末を目処に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進める」という原子力委員会の方針に従い、これまで関係各機関において研究開発が進められてきた。これらの研究開発成果を集約し、国の総合的なTRU廃棄物の処分方策の策定及び核燃料サイクル事業の円滑な推進に資するため、核燃料サイクル開発機構及び電気事業者等は、「TRU廃棄物処分概念の取りまとめに関する協力協定」を平成9年6月24日に締結し、「共同作業チーム」を編成して平成11年度末を目途にTRU廃棄物処分の具体的方法とその安全性の見通しに関する技術的検討を進めてきた。本技術検討においては、研究開発情報交換会等を通じて外部の意見等を取り込むとともに、国内外の専門家によるレビュー等も受けてきた。本検討書は、これらの検討結果を総合的に取りまとめたものである。本技術検討結果は、平成10年12月に原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会に設置された「超ウラン核種を含む放射性廃棄物分科会」における審議の参考として適宜提供してきた。
