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桜井 弘*; 篠原 厚*; 小浦 寛之; 上垣外 修一*; 森本 幸司*; 羽場 宏光*; 延輿 秀人*
Isotope News, (特別号2), p.2 - 14, 2018/01
日本アイソトープ協会発行の協会誌「Isotope News」における新春座談会(2018年1月1日誌上掲載)に登壇する。「ニホニウムとその次の元素へ・・・」という座談会のタイトルで、ニホニウム(超重元素)の発見の歴史や今後の超重元素発見にむけての展望など、(1)理論、(2)加速器、(3)実験、(4)周期表を話題の中心として夢のある内容を紹介する。特に原子核物理・理論の観点から座談を展開する。
臼田 重和; 篠原 伸夫; 桜井 聡; 間柄 正明; 宮本 ユタカ; 江坂 文孝; 安田 健一郎; 國分 陽子; 平山 文夫; Lee, C. G.; et al.
KEK Proceedings 2007-16, p.13 - 22, 2008/02
日本原子力研究開発機構(原子力機構: 2005年発足)では、その前身である日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構の時代から、おもに原子力施設から環境に漏れる放射線や放射性物質を管理・監視,その影響を評価する目的で、環境放射能にかかわる幅広い研究開発が行われてきた。ここでは、核兵器を廃絶し、原子力の平和利用を推進するため、1990年代の半ばから計画された保障措置にかかわる極微量環境試料分析と包括的核実験禁止条約(CTBT)にかかわる超高感度放射性核種監視に焦点を絞り、核不拡散を目的とした環境放射能に関連する原子力機構の研究開発を紹介する。さらに、開発した技術の応用と今後の展望についても触れる。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12
日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.219 - 226, 2005/09
モンテカルロ法による中性子深層透過計算のような固定線源問題においては、分散低減法の適用は、効率的で信頼性の高い計算のために最も重要である。しかし、公開文献に記されたMCNP入力は最適解になっていない。最も懸念すべき事項は、ウェイトウインドウ法におけるウェイト下限値とポイントエスティメータの設定法である。文献には、ウェイト下限値の推定法として、経験による方法かMCNPウエイトウインドウ・ジェネレータによる方法が記されている。後者の場合、チューニング操作なしにそのまま利用されている。異常に大きなウェイト下限値が入力されると、多くの中性子がルシアンルーレットによって無意味に殺されてしまう。ウェイト下限値の推定法としては、今後、標準分散低減法として、随伴線束法を採用する必要がある。モンテカルロ計算は、これまでの経験による方法から随伴線束法のような科学的方法に方向転換する必要がある。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.172 - 176, 2005/06
MCNPデフォルト法,経験式法,単色中性子減衰曲線法,MCNP wwg法及び随伴線束法のような代表的なウェイト推定法について解説した。単色中性子減衰曲線法は著者が提案した方法である。経験式法と単色中性子減衰曲線法の推定精度を評価するために、同じ計算体系でMCNP wwg法でウェイト下限値を算出し、比較した。前者の方法は30cmの鉄深層透過でも1/10-1/100過小評価するが、後者は1mの鉄を透過後でも1/20程度と推定精度がよいことを確認した。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.202 - 214, 2003/06
原研原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部モンテカルロシミュレーションワーキンググループは、主にここ10年間の国内大型原子力施設のモンテカルロ計算例について、調査・検討した。調査した対象のうち、大部分は測定値との比較がなされておらず、厳密な確度・精度評価は、これからの課題であることがわかった。いまの状況からすれば、加圧水型原子炉や使用済み燃料輸送船,使用済み燃料中間貯蔵施設に対しては、意図すればいつでも測定値は得られる。高速増殖原型炉ではこれまでの炉物理特性試験で得られたデータからでも部分的に議論できる。ITERや核変換炉については、近い将来、測定値が得られ、計算値との比較も可能になる。モンテカルロ計算は、ベンチマーク実験解析の段階から、大型実施設の解析の段階に移行しており、一部の大型施設で測定値との厳密な比較がなされているものの、多くの大型施設ではこれからの課題である。これから測定値を得るための提案や計算値との比較評価を実施する研究プロジェクトを発足させる必要がある。そして将来的には実施設の解析においてモンテカルロ法を標準的な解析手法に位置付けられるようなデータベースの作成が必要である。
桜井 淳; 長家 康展; 山本 俊弘; 薮田 尚宏*
日本原子力学会誌, 43(9), p.26 - 27, 2001/09
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催の第2回「モンテカルロシミュレーション」研究会が2001年5月24-25日に東京・大手町の三菱総合研究所で開催された。本稿は研究会実施報告であり、全発表者の講演内容及び特徴,評価と課題が記されている。この研究会の特長は国内の研究者の発表だけでなく、アジア圏を含む準国際会議的側面を備えた研究会であること、発表内容が臨界・遮蔽から高エネルギー・宇宙被曝に至るなど多様なことである。
桜井 淳; 久米 悦雄; 谷田部 茂*; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 長家 康展; 森 貴正; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
JAERI-Review 2000-034, 133 Pages, 2001/02
JAERI-Review-2000-034.pdf:7.69MB
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催「モンテカルロ計算夏季セミナー」は、2000年7月26-28日に日本原子力研究所東海研究所で実施された。参加者は大学・研究機関・企業から111名にも及び盛況であった。初級コースではノート型パソコンにMCNP-4B2及び付属ライブラリ,入力例をインストールし、モンテカルロ法基礎理論から計算演習まで行った。このようなセミナーは日本では最初の試みであるため、ここに実施概要及び講義,インストール,計算演習の内容について報告する。
桜井 淳; 久米 悦雄; 谷田部 茂*; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 長家 康展; 森 貴正; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 42(10), p.1062 - 1065, 2000/10
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催の「モンテカルロ計算夏季セミナー」を実施した。大学・研究機関・企業から計111名の参加者があった。本稿においては、開催主旨、ノート型パソコンへの連結エネルギーモンテカルロ計算コードのインストールの技術的問題検討、セミナープログラム、計算メカ、参加者からのアンケート、今後の課題についてまとめた。今回は最初の読みであったため、実施上のさまざまな問題が生じたが、今後のために役立てていきたい。
桜井 淳; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 森 貴正; 内藤 俶孝*
核データニュース(インターネット), (66), p.91 - 92, 2000/06
MCNP高温ライブラリーを作成した。収納核種は340種類、温度は、293,600,900,1200,1500,2000Kである。第一段階としての編集の信頼性チェックについては存在する確実なベンチマーク実験との関係で293Kで実施した。ここでは第二段階としての高温ライブラリーのチェックの考え方及び作業進捗状況について報告する。
桜井 淳; 山本 俊弘; 植木 紘太郎*; 森 貴正; 野村 靖; 内藤 俶孝*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.446 - 448, 2000/03
本論文は日本における最近のモンテカルロシミュレーション研究活動の概要をまとめたものである。本論文で取り上げた活動内容は、(1)原研が実施した遮蔽実証解析、(2)原研の原子力コード評価専門部会で実施した「原子力研究におけるモンテカルロシミュレーション」及び「モンテカルロ計算ガイドライン」作成、(3)第1回モンテカルロシミュレーション研究会内容、(4)日本原子力学会に設立した「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会の活動である。(1)-(4)はモンテカルロシミュレーション研究における新しい試みであり、世界でも例がない。この論文で日本におけるこの分野の研究の進展を世界に示し、情報交換を推進したいと考えている。
桜井 淳; 山本 俊弘
JAERI-Review 99-013, 63 Pages, 1999/03
JAERI-Review-99-013.pdf:3.31MB
本報告書は、原子力コード委員会原子力コード評価専門部会の平成10年度の作業内容をまとめたものである。「モンテカルロシミュレーション」ワーキンググループで調査・検討した高エネルギー領域のモンテカルロ計算の現状や「MCNP高温ライブラリー作成」ワーキンググループで整備したMCNP断面積自動編集システムについて記されている。
桜井 淳; 山本 俊弘
JAERI-Review 98-010, 303 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-010.pdf:15.46MB
平成8年度に原子力コード評価専門部会に「MCNP使用経験」ワーキンググループを設置し、本年度は分散低減法の検討を中心に活動を行ってきた。本報告書では、(1)核融合炉体系の中性子及び
線輸送計算、(2)加速器駆動消滅処理システムの概念設計、(3)JMTR炉心計算、(4)即発中性子減衰定数の計算、(5)被爆評価のための中性子及び線輸送計算、(6)遮蔽体系の中性子及び線輸送計算、等における分散低減法について検討を行った。当ワーキンググループでは、さらに、将来モンテカルロ計算の指針となり得るような「モンテカルロ計算ガイドライン」についての検討を開始した。付録として、最近公開されたMCNP 4Bの使用経験、高エネルギー荷電粒子のモンテカルロ法による計算例を示してある。
山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝*
Annals of Nuclear Energy, 25(9), p.599 - 607, 1998/00
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)従来の中性子源増倍法による未臨界度測定法の欠点を補うために、「計算誤差間接推定法」を提唱した。この手法は、計算で求めた実効増倍率のバイアスを、中性子計数率の測定値と計算値との差から求めるものである。このバイアスを、計算で求めた実効増倍率の補正に使うことにより、より真値に近い実効増倍率を導くことができる。この手法の検証を行うために、中性子源増倍法を模擬した数値実験を中性子拡散計算で行った。この手法によって真の実効増倍率がどの程度再現できるかが示された。その結果、この手法によって未臨界度を高精度に評価するためには、少なくとも三ヵ所での中性子反応率の測定が必要であることが分かった。
河村 弘; 土谷 邦彦; 中道 勝; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 長尾 美春; Y.Gohar*; 池島 義昭; 斎藤 隆; 桜井 進; et al.
Fusion Technology 1998, 2, p.1289 - 1292, 1998/00
核融合炉増殖ブランケット設計において、トリチウム増殖材として微小球形状のリチウムタイタネイト(Li
TiO
)が候補材の1つとして挙げられている。しかしながら、微小球形状LiTiOからの低温時(250~400
C)におけるトリチウム放出特性データはほとんどない。本研究では、JMTRを用いて、中性子照射下におけるLiTiO微小球からのトリチウム放出試験を行い、トリチウム放出特性に対するスィープガス流量水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムは増殖材充填層中心温度100Cから、除々に放出されることが明らかになった。また、放出トリチウムのガス成分割合は、水分濃度の減少とともに増加し、定常時には93%程度になった。以上の結果から、低温時におけるLiTiO微小球からのトリチウム放出特性に関する有望なデータを取得することができた。
桜井 文雄; 大友 昭敏; 掛札 和弘; 海江田 圭右
KAERI/GP-128/98, p.205 - 221, 1998/00
JRR-3Mの中性子ビームは、その質及び強度が世界のトップレベルであることから、各種中性子散乱実験装置は100%活用されている。また、各装置に対する利用申込みはマシンタイムの約2倍に達している。このような状況から、研究炉部においては、今後も安定な冷中性子ビームの利用を達成するため、今年度冷中性子源減速材容器の交換を実施する。さらに、より高度な実験要求に応えるため新装置の開発を実施するとともに、より多くの研究者がJRR-3Mの中性子ビームを使用する実験ができるように、既設中性子導管のスーパーミラー導管への交換を計画している。以上のJRR-3M中性子ビーム利用に関する研究炉部の活動について報告する。
桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 40(5), p.380 - 386, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)TCAで実施された二分割結合炉心実験の解析をMCNP 4Aで行った。中性子増倍率の誤差は、筆者らによって提案された「計算誤差間接推定法」で評価した。パルス中性子法シミュレーション計算は17
17+5G+1717体系に対して、指数実験法シミュレーションの計算は169+3G+169体系及び169+5G+169体系に対して行った。「計算誤差間接推定法」による評価によれば、MCNP 4Aで計算した中性子増倍率には、0.4~0.9%の誤差が見込まれる。従来のパルス中性子法及び指数実験法では中性子増倍率に6%の誤差が見込まれているが、「計算誤差間接推定法」による計算値を用いた未臨界度の評価ではそれを1%以下にできる。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会誌, 40(4), p.304 - 311, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)指数実験とモンテカルロ計算により得られた未臨界度の差は約1%である。検出器、中性子源配置、及び解析における高次モードを含むデータの放棄により、実効遅発中性子割合(
)以外に起因する実験誤差を1%程度に削減できた。さらに誤差を削減するためには、誤差全体を支配するの誤差(5%)を低減する必要がある。正方配列炉心に対して作成したバックリング-反応度換算係数の相関式は、非正方配列炉心に対して適用することができる。
木原 武弘; 桜井 勉*; 中野 雄次*; 藤根 幸雄
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.830 - 837, 1998/00
燃料再処理行程でのヨウ素の挙動を調べるため、未照射のUOペレットの溶解試験を、NUCEF-BECKYの
・セルにおいて行った。その結果、ヨウ素は、0.37%が溶解液中に残留し、また1.30%が不溶解性残滓中に留まった。ほとんど全てのヨウ素は溶解オフガスに移行し、74.06%からヨウ素吸着カラムで捕集され、11.33%がHEPAフィルターに、0.10%が溶解オフガス洗浄塔に、それぞれ捕集された。その他のヨウ素はオフガス配管の表面に蓄積したと考えられる。
山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。
