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北村 晃寿*; 岡嵜 颯太*; 近藤 満*; 渡邊 隆広; 中西 利典*; 堀 利栄*; 池田 昌之*; 市村 康治*; 中川 友紀*; 森 英樹*
静岡大学地球科学研究報告, (49), p.73 - 86, 2022/07
静岡県熱海市伊豆山地区の逢初川で、2021年7月3日に土石流が発生し、大量の堆積物が流下した。その後の調査で、逢初川の源頭部には盛土があり、そのうちの約55,500m
が崩落し、流下したことが判明した。本研究では、源頭部の崩壊していない盛土の黒色土砂と褐色土砂、3か所の土石流堆積物、2か所の土壌の堆積物試料について、泥質物と砂質物ごとに地球化学・粒子組成分析を行った。その結果、土石流堆積物の組成は、盛土の黒色土砂と褐色土砂の混合で説明される試料もあるが、それでは説明できない試料もある。後者は、盛土の組成の不均一性を示唆する。本研究では盛土の黒色土砂と土石流堆積物が放散虫チャートを含むことを発見した。このチャート片は、黒色土砂のトレーサー物質として有用である。さらに、放散虫チャートの堆積年代はペルム系/三畳系境界付近とそれ以降のジュラ紀、ないし前期白亜紀までに及ぶことが判明した。これは、黒色土砂の供給源の特定に重要な知見となる。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950
Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
井頭 政之*; 渡辺 幸信*; 深堀 智生; 奥村 啓介; 片倉 純一; 千葉 敏; 柴田 恵一; 山野 直樹*; 中川 庸雄; 小田野 直光*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.85 - 96, 2007/03
本技術資料は、2003
2004年度におけるシグマ委員会の活動報告をまとめたものである。当該年度に、特殊目的ファイルとして公開したJENDL-HE-2004とJENDL-PD-2004について、その概要を示した。また、その他の活動として、核燃料照射後試験の解析,核図表の作成,天体物理のための核データ評価についても述べた。
中川 繁昭; 梅田 政幸; Beddingfield, D. H.*; Menlove, H. O.*; 山下 清信
JAEA-Technology 2007-003, 24 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2007-003.pdf:3.61MB
HTTRの保障措置手法において、使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために非立会型の使用済燃料フローモニターを適用した。使用済燃料フローモニターは、「接近困難な」場所にある使用済燃料ブロックの移動を非立会で検認できるようにし、査察業務量を減らせるようにした。設計・製作を工夫し、燃料ブロックの移動経路に沿った狭い空間にうまく組み込んだ。使用済燃料フローモニターは、2組の検出器管,GRANDと呼ばれる電子機器及びコンピュータから構成する。1組の検出器管は2つの電離箱と1つHe-3中性子計数管を収納している。また、2組の検出器管からの信号変化の時間遅れが大きくなるように、検出器管の先端に形状に工夫を加えたタングステン製のコリメータを設置した。IAEAの受入検査を実施し、使用済燃料フローモニターが使用済燃料ブロックを検知するために十分な機能を有していること、信号変化の時間遅れが使用済燃料ブロックの移動方向を決定するために十分であることを示した。使用済燃料フローモニターについては、HTTRの使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために有効であることが確認され、IAEAの保障措置機器として承認された。
長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸
JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
大塚 直彦; 合川 正幸*; 須田 拓馬*; 内藤 謙一*; Korennov, S.*; 新井 好司*; 能登 宏*; 大西 明*; 加藤 幾芳*; 中川 庸雄; et al.
AIP Conference Proceedings 769, p.561 - 564, 2005/05
EXFORとENDF書式に格納された実験データ・評価済データに対する核反応データウェブ検索作図システムが開発された。このシステムはLinux上でPerlとMySQLをCGIスクリプトとデータベースマネージャーとして動作する。それぞれ実験データと評価済データに対する2つの試作システムが紹介される。
井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03
2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。
柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11
被引用回数：674 パーセンタイル：93.94(Nuclear Science & Technology)前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は
Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。
線測定; 方法と結果藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.
JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB
HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。
奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*; 佐々木 誠*
JAERI-Conf 2000-018, p.31 - 41, 2001/01
従来の決定論的手法に基づく燃焼計算コードは、幾何形状表現に関する制約、実効共鳴断面積に関する近似、極端な非等方性や非均質性による拡散近似の破綻などの理由により、解析が困難な燃焼問題に直面することがある。例えば、プルトニウムスポットの燃焼特性の予測、超小型炉の炉心設計、研究炉の照射キャプセル内試料の解析などである。こうした問題にも即座に対応できるように、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いた燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。国際ベンチマーク問題における決定論的手法コードとの比較、商用炉の使用済燃料サンプルに対する燃料組成の測定値との比較を実施し、コードの妥当性を確認した。
藤井 保憲*; 岩本 昭; 深堀 智生; 大貫 敏彦; 中川 正幸; 日高 洋*; 大浦 泰嗣*; M
ller, P.*
Nuclear Physics B, 573(1-2), p.377 - 401, 2000/05
被引用回数：192 パーセンタイル：97.50(Physics, Particles & Fields)20億年前に稼働していたガボン共和国オクロ地区での天然原子炉炉心でのサマリウムアイソトープの異常なアイソトープ比より、基本相互作用の結合定数の時間依存性を議論したSlyakhterの仕事を詳細に検討した。われわれは地中深くの汚染されていない最近得られたサンプルを注意深く選び、また炉心での温度の評価を注意して行った。その結果得られた結論は、Slyakhterが行った簡単な解析をほぼ再確認した。すなわち強い相互作用と電磁的相互作用の結合定数の時間依存性に関してその相対的な変化率は各々1年あたり10
-10
と10
である。サマリウムのアイソトープ比より得られた結論を補強するため、外部からの汚染の影響を考慮しつつガドリウムのアイソトープについての評価を初めて行い、サマリウムと矛盾しない結論を得た。
中川 繁昭; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-038, p.39 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-038.pdf:1.86MB
高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の特徴を考慮して、出力上昇試験における安全かつ効率的な熱出力校正試験計画を立案した。計画を定めるにあたっては、ヘリウム循環機の発生熱により1次冷却材温度を約213
まで上昇させた確認試験(3)の測定結果より、熱出力評価に使用する測定量について定格運転時の予測値を予測し、出力上昇試験中の熱出力測定誤差を
2.0%以内に収める見通しを得た。本報告書は、HTTR出力上昇試験における熱出力校正試験の内容、熱出力測定の誤差評価及び確認試験(3)の予備測定結果についてまとめたものである。
中川 庸雄; 千葉 敏; 大崎 敏郎*; 井頭 政之*
JAERI-Research 2000-002, p.93 - 0, 2000/02
JAERI-Research-2000-002.pdf:4.41MB
天体核物理の分野での応用のために、評価済み核データライブラリーJENDL-3.2をもとに、中性子捕獲断面積、核分裂断面積、(n,p)反応断面積及び(n,
)反応断面積のマックスウェル平均値を計算した。計算を行った温度(kT)の範囲は、1keVから1MeVである。結果を表で表す。特に中性子捕獲断面積については、ほかの著者による推奨値や最近の測定値との比較をし、軽い核種で大きな差が見つかった。JENDL-3.2は最近の測定データと比較的良く一致しており、軽い核種の領域ではほかの推奨値よりも優れている。
奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02
連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い
Np,
Pu,
Am及び
Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。
森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 中川 正幸
Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.987 - 996, 1999/09
連続エネルギーモンテカルロ法による現用炉の現実的なモデルによる高精度解析に必要となる任意温度における中性子断面積を簡便に得る手法を、非分離共鳴領域と熱中性子散乱領域に内挿法を適用することによって開発した。連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNの信頼性と有用性をBWR格子を対象とした数値ベンチマークと使用済燃料の核種組成解析によって確認した。さらに、PWRの全炉心解析をIntel-Paragon 512プロセッサーを使用して行った。1,300万ヒストリーの計算時間は約1時間であり、ピンパワーを約6%以下の統計精度で評価することができた。本研究の結果、モンテカルロ法による現用炉の全炉心燃焼計算が近い将来に実現することが示された。
久語 輝彦; 中川 正幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.332 - 343, 1999/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子炉設計では、設計変数の最適な値を決定するため、多数回のパラメータサーベイ計算を要し、通常、多大な計算時間が費やされる。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核及び熱水力設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本手法を高転換型水炉の設計に適用し、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調べ、本手法の原子炉炉心設計における信頼性及び有効性を評価した。その結果、必要に応じて4層構造を用いて過学習を避ければ、安定的に精度よく設計窓を決定できることを示した。
植木 紘太郎*; 森 貴正; 桜井 淳; 中川 正幸; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 41(6), p.614 - 627, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)汎用モンテカルロコードである米国のMCNPや我が国のMVP等の普及並びに計算機環境の向上に伴い、広い分野でモンテカルロ法による詳細な中性子、光子等のシミュレーションが行われるようになってきた。本解説では、MCNPとMVPの内容と特徴並びに国内における原子炉炉心解析、臨界安全解析、遮蔽・被曝計算、高エネルギー粒子解析の必要な放射能消滅処理炉の解析及び核融合炉の解析等への適用の現状を紹介する。最後に、モンテカルロコードの使用上並びに開発上の課題を整理する。
長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01
被引用回数：3 パーセンタイル：31.90(Nuclear Science & Technology)高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%
/過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2のU非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%/、ZPPR-9炉心については約0.8%/増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主にU非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。
久語 輝彦; 中川 正幸
Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.704 - 711, 1998/00
原子炉炉心設計においては、基本的な設計変数の最適な値を決定するため、通常、多数回のパラメータサーベイ計算を要する。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本研究では、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調査し、本手法の信頼性・有効性を評価した。その高転換型重水炉の設計に適用した結果から、学習パラメータを適切に調整すれば、本手法は安定的に精度よく設計ウィンドウを決定できることを示した。
久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08
被引用回数：2 パーセンタイル：22.89(Nuclear Science & Technology)核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。
