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関 暁之; 吉川 雅紀; 西野宮 良太*; 沖田 将一朗; 高屋 茂; Yan, X.
Nuclear Technology, 12 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)原子力プラントの安全な運転を支援するため、2種類のディープニューラルネットワーク(DNN)のシステムを構築した。一つは、原子力プラントの各種物理量についてシミュレーションよりも数桁少ない計算時間で推定するサロゲートシステム(SS)である。もう一つは、物理量から異常の原因となる外乱の状態を推定するシステム(ASIS)である。両システムとも、高温工学試験研究炉(HTTR)の挙動を様々なシナリオで再現することができる解析コード(ACCORD)から得られたデータを用いて学習を行った。DNNのモデルは、主要なハイパーパラメータを調整することにより構築された。これらの手順を経て、開発したシステムが高い精度で動作することを確認した。
Co radiation source under an intense 
Cs radiation field using an application-specific CeBr
spectrometer suited for use in intense radiation fields冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 高橋 浩之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.983 - 992, 2022/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Passive 
-ray spectroscopy is a useful technique for surveying the radioactive wastes and spent nuclear fuels under nuclear decommissioning. However, this method depends on material properties such as the activity, density, element, scale, and (especially) low-energy rays from 
U and 
Pu. The -decay lines of 
Cs, Cs, Co, and 
Eu occur at greater energies (than those of U and Pu), and these nuclides provide significant information on spent nuclear fuel and radioactive wastes. A CeBr
spectrometer with a small-volume crystal has been previously developed for use in intense radiation measurements. We exposed the spectrometer to radiation dose rates of 0.025, 0.151, 0.342, 0.700, and 0.954 Sv/h under a standard Cs radiation field. A 6.38 MBq Co calibration source was placed in front of the detector surface. Identification of the full energy peak at 1173 keV was impossible at dose rates higher than 0.700 Sv/h. However, subtraction of the Cs radiation spectra from the -ray spectra enabled the identification of the full energy peaks at 1173 and 1333 keV at dose rates of up to 0.954 Sv/h; the relative energy resolution at 1173 and 1333 keV was only slightly degraded at this dose rate.
石田 真也; 深野 義隆
日本機械学会論文集(インターネット), 88(911), p.21-00304_1 - 21-00304_11, 2022/07
炉心損傷事故(CDA)の初期の段階である起因過程の評価に係る解析コードSAS4Aに関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究では、PIRT手法を用いてUTOPの分析を行って物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出し、ULOFとの違いを明らかにした。さらに、抽出した重要現象に対して評価マトリクスを作成し、評価マトリクスに沿って妥当性確認を行った。評価マトリクスの作成においては、UTOPの重要現象に対してULOFの評価マトリクスで網羅されていない部分に対して妥当性確認を行った。本研究によって、SAS4Aをより広範な事故事象へ適用することが可能となり、当該コードの信頼性を大きく向上させることができた。
鈴木 美寿; 出町 和之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.559 - 567, 2018/05
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Nuclear Science & Technology)原子力発電所におけるサボタージュ防護の為の施設設計について調べ、サボタージュリスク低減に向けた被害対応を目的とした設計変更の効果について、枢要区域特定手法を用いて示した。全電源喪失に繋がる外部電源喪失事象を、その後の評価の為に、典型的なサボタージュシナリオであると仮定した。本研究では、ターゲットセット(枢要区域)の脆弱性を、その物への接近性、その物の物理的な分布性、及び(施設者の被害対応に対する)敵対者の妨害の積で表されると仮定した。敵対者が制圧されるまでに、敵対者からの妨害がある場合は、被害対応の為に予め組み込まれた対応策は非常に重要である。核物質防護システムだけでなく、構造・設備・機器に対する施設設計が、効果的で効率的なサボタージュ防護の為に重要や役割を担うことが確認された。原子力発電所について、非効率で無駄な手戻り作業を避ける為に、安全とセキュリティとのインターフェースを考慮しつつ、原子力発電所建設の初期の段階で、セキュリティの為の施設設計アプローチを採用することが重要である。
Cs/Cs in the environment to identify the reactor units that caused atmospheric releases during the Fukushima Daiichi accident茅野 政道; 寺田 宏明; 永井 晴康; 堅田 元喜; 三上 智; 鳥居 建男; 斎藤 公明; 西澤 幸康
Scientific Reports (Internet), 6, p.31376_1 - 31376_14, 2016/08
被引用回数：56 パーセンタイル：98.67(Multidisciplinary Sciences)This paper investigates the reactor units of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station which generated large amounts of atmospheric releases during the period from 12 to 21 March 2011. The Cs/Cs ratio measured in the environment can be used to determine which reactor unit contaminated specific areas. Meanwhile, atmospheric dispersion model simulation can predict the area contaminated by each dominant release. Thus, by comparing both results, the reactor units which contributed to dominant atmospheric releases was determined. The major source reactor units from the afternoon of 12 March to the morning of 15 March corresponded to those assumed in our previous source term estimation studies. A new possibility found in this study was that the major source reactor from the evening to the night on 15 March was Units 2 and 3 and the source on 20 March temporally changed from Unit 3 to Unit 2.
resolution茶竹 俊行*; 栗原 和男; 田中 伊知朗*; Tsyba, I.*; Bau, R.*; Jenney, F. E. Jr.*; Adams, M. W. W.*; 新村 信雄
Acta Crystallographica Section D, 60(8), p.1364 - 1373, 2004/08
被引用回数：34 パーセンタイル：88.89(Biochemical Research Methods)
由来ルブレドキシンの高い熱安定性の起源を明らかにするため、その変異型に対する1.6分解能中性子結晶構造解析(重水中で結晶育成)を生体高分子用中性子回折装置BIX-3(原研原子炉JRR-3内設置)を用いて行った。
由来ルブレドキシンは、通常の熱安定性を持つ常温菌由来のルブレドキシンと異なるアミノ酸残基部分を持つ。そこで、その中で重要と考えられる3つの残基を常温菌のものに変えた変異型を発現させ、その水素結合パターンを変異の無い野生型と比較した。その結果、変異を行った残基の一つで水素結合パターンの違いが明らかになった。これをもとに熱安定性の議論を行った。一方で、このタンパク質の水素/重水素置換率の詳細も調べた。その結果、ルブレドキシンの鉄-硫黄中心(酸化還元機能を司る)にかかわる4つのシステイン残基周辺は、最も水素/重水素置換が進んでいないということがわかった。これはこの周囲の構造が安定であることを示唆している。加えて、この高分解能な中性子構造解析により、水和水の秩序性も含めた詳細な水和構造が明らかになった。
中村 龍也; 山岸 秀志; 正岡 聖; 曽山 和彦; 相澤 一也
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.336 - 341, 2004/08
被引用回数：6 パーセンタイル：40.89(Instruments & Instrumentation)われわれは大強度パルス中性子源あるいは大強度フラックスである原子炉を使用した中性子散乱実験で必要不可欠な二次元中性子検出器として二次粒子弁別機能を有するマイクロストリップ型中性子ガス検出器(MSGC)の開発を行っている。本検出器では、数百チャンネルに及ぶマイクロストリップからの信号をそれぞれ独立に読み出すことで高計数率動作を可能とし、さらに、ヘリウム3と中性子の核反応の結果生じる二次粒子(プロトン,トリトン)をトラック長の違いにより識別することで高計数率特性を損なうことなく1mm以下の位置分解能を実現する。このトラック識別機能を持つMSGC検出器の試験機を製作し原理確認試験を行った結果、上記アイディアに基づくマイクロストリップ型中性子検出器が実現可能であることを確認した。
by BIX-3, a single-crystal diffractometer for biomacromolecules栗原 和男; 田中 伊知朗*; 茶竹 俊行*; Adams, M. W. W.*; Jenney, F. E. Jr.*; Moiseeva, N.*; Bau, R.*; 新村 信雄
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 101(31), p.11215 - 11220, 2004/08
被引用回数：48 パーセンタイル：61.13(Multidisciplinary Sciences)原研原子炉JRR-3設置の生体高分子用中性子回折装置BIX-3を用いて、高い熱安定性を持つ由来ルブレドキシンの中性子結晶構造解析を行った。結晶化はH原子からのバックグラウンドを抑えるため重水中で行った。回折実験は常温で行い、1.5分解能でデータ収率81.9%を得た。立体構造モデルの精密化では、306個のH原子と50個のD原子及び37個の水和水を同定した。その結果、モデルの信頼性を示す
因子及び
因子は最終的に各々18.6%, 21.7%となった。この中性子解析により、X線解析では明確でなかったアミノ酸側鎖のO-D結合の方位を明らかにできた。また、主鎖のN-H結合のH原子は多くがD原子に置換されている一方で、その中で5つのH原子は置換されずに保たれていることがわかった。これはその周囲の高い構造安定性を示す。さらに中性子散乱密度図では、このタンパク質の高い熱安定性に寄与していると考えられているND
末端のその周囲に広がる水素結合ネットワークを詳細に明らかにすることができた。
立花 光夫; 伊藤 博邦*; 畠山 睦夫*; 柳原 敏
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.120 - 127, 2004/03
原子力施設の廃止措置において、コンクリート表面における低レベル放射能汚染を自動測定する建屋表面汚染自動測定装置(RAPID-1600:Radiation Measuring Pilot Device for Floor Contamination with 1,600cm
Detectors)を開発した。RAPID-1600は、積層型検出器,自動走行ロボット,制御部から構成される。放射能測定は、検出器を上下2層に重ね、その間に
線の遮へい板を挟むことにより、コンクリート表面に近い第1検出器では線と線を、第2検出器では線を測定する。測定対象物からの線の計数率は、第1検出器に測定される線と線の計数率から、第2検出器に測定される線の計数率を差し引くとこにより評価できる。RAPID-1600は、双輪キャスタ型駆動機構の駆動輪と操舵輪をそれぞれ個別に操作することにより全方向に移動でき、デジタル標識を用いた自己位置同定システムにより位置の補正ができる。日本原子力研究所のRI製造棟における実地適用試験を通して、RAPID-1600が原子力施設の廃止措置における確認測定に適用できる見通しが得られた。
大野 富生*; Subekti, M.*; 丸山 裕太*; 鍋島 邦彦; 工藤 和彦*
第13回インテリジェント・システム・シンポジウム講演論文集, p.212 - 217, 2003/12
本研究では、ニューラルネットワークモデルの一つである多層パーセプトロンを用いて原子力プラントのシミュレーション方法について述べる。ニューラルネットワークの主な特徴は学習による高速な処理でモデルを得ることが可能である。さらに、入力に「時間同期信号」と「進展同期信号」を加えることにより、いろいろな大きさや進展速度を持つ異常事象にも対応することができる。PWRシミュレータで作成した幾つかのサンプルデータを学習させることによって、学習以外の進展速度を持つ異常、特に外挿にも適用できることが明らかになった。
柳原 敏; 畠山 睦夫; 伊藤 博邦; 森 俊二*; 高木 昭*
Advanced Robotics, 15(3), p.293 - 300, 2001/06
被引用回数：1 パーセンタイル：10.29(Robotics)原子力施設の廃止措置において、作業の最終段階で必要となる建家床面の放射能汚染を測定する移動型放射能測定装置を開発した。本装置は高感度の放射線検出器を搭載しており、計画したルートに従って移動しながら床や壁の測定が可能である。また、計画したルートを正確に自律走行するために、自己位置同定システムを採用した。これは、移動装置に搭載したCCDカメラを用いて、360度異なったパターンが印刷されたデジタル標識を認識することにより、自己位置を認識するシステムである。この装置を用いることにより、手動による測定作業に比べて大幅な労力の低減が期待できる。
海老原 健一
JAERI-Tech 95-012, 53 Pages, 1995/03
原子力施設内において、自律的に移動し、点検作業を行う知能ロボットにとって、環境内での自己位置の情報は、必要かつ重要な情報の1つである。さらに、その情報を環境内の機器の配置等から得ることは、知能ロボットの作業環境に対する制限を少なくする点から望ましいことである。そこで、知能ロボットの自己位置の情報を環境内の機器の画像を用いて得るために、カラー画像から特徴点を抽出するためのプログラムを開発した。また、環境内の映像を得るための装置であり、原研情報システムセンターにおいて設計、製作を行った「原子力施設巡回点検用センシングシステム」の概要についても記述する。
木村 豊秋; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*
Fusion Technology 1994, 0, p.691 - 694, 1995/00
JT-60やITER等では、その炉心プラズマの性能向上や装置保護のため、従来にも増して精度良いプラズマ位置・形状制御が必要である。これらのためには、プラズマ断面位置・形状の精度良い固定や多変数非干渉制御などの複雑な演算を高速で処理できるシステムの開発が不可欠である。このようなシステムの実現には、複数のマイクロコンピュータの並列化による処理の高速化が有力な手段である。本発表では、JT-60のプラズマ制御に適用するため、高速のディジタル信号処理装置(DSP)を応用した並列処理制御システムの概念設計について報告する。本DSPは、6本の通信ポートによりマルチプロセッサ・システムが構成可能である。制御処理の並列度や許容遅れ時間を考慮したDSPの最適個数の評価、試験装置による性能評価について言及する。
村上 哲也*; 池添 博; 冨田 芳明; 鹿園 直基
JAERI-M 9514, 20 Pages, 1981/06
ブラッグカーブ電離箱を粒子弁別用検出器として開発した。この検出器は、陰極、フリッシュグリッドそれに、陽極より成り、陰極窓を通過して入射する粒子をフリッシュグリッドと陰極間のガス中で止める。ガス中で電離した電子は陰極・フリッシュグリッド間の一様電場の中を陽極に向って動き、集められ、入射粒子のブラッグ曲線が陽極からの電流信号として得れる。ブラッグ曲線のピーク値は原子番号を与え、積分値は入射粒子のエネルギーを与える。又、その曲線の全幅は飛程を与える。これら3つの量は同時に測定され、粒子弁別のために使用された。この結果、原子番号の分解能Z/ZZは、ブラッブピーク値対飛程スペクトルの解析より、約50であった。
内藤 俶孝; 加地 邦生*; 黒沢 正義; 島 敬二郎; 桜井 文雄
JAERI-M 9175, 161 Pages, 1980/12
原子炉の炉心特性を解析するためには、原子炉の幾何形状と材料に関するこれ等のデータが原研の積分実験データバンクを作成するために開発されたのと同一方式で編集された。この方式では、原子炉は要素から構成されると仮定されている。各要素の配置およびその構成材質を表わすための幾何形状の図とデータ表がJRR-2、JRR-4およびJMTRに対して用意されている。この報告書は上記原子炉の核計算を行なうために必要な全ての情報を提供する。
松原 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.737 - 746, 1980/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.95(Nuclear Science & Technology)BWRにおけるチャンネル内のボイド発生のゆらぎを検出した。さらにその結果を野村氏の提案するボイド発生ノイズモデルの白色性の検証に用いた。まず、チャンネルの出入口流速差がこのボイド発生ノイズに関する情報を与えることを理論的に示した。次にJPDR-IIの計装燃料集合体に取付けられたタービン流量計を用いて計測された結果を示した。ボイドノイズのスペクトルは、圧力や入口温度,入口流量の変動による影響を分離して求められた。これらのスペクトル推定には多次元自己回帰モデルあてはめを応用した。この結果、野村氏の仮定したボイド発生ノイズに対応するゆらぎのスペクトルを検出した。得られたスペクトルは低周波領域では平坦な特性を示したが、高周波領域はやや減衰傾向を示した。さらにボイドノイズに沸騰境界ゆらぎが寄与していることを示すデータも得られた。
尾熊 律雄; 松原 邦彦; 北村 正晴*
日本原子力学会誌, 18(7), p.408 - 414, 1976/07
実験データをベースにして動特性モデルを作っていく方法、いわゆるシステムの同定手法について、最近の新しい手法を紹介し、原子炉診断技術および炉雑音解析の分野にどう応用していくことができるか、その一端を述べる。また、同定手法の具体的応用例として、JPDR同定実験、解析結果について解説し、得られた経験等も含めて応用上の問題点を指摘する。
尾熊 律雄; 藤井 義雄; 臼井 甫積; 渡辺 光一
JAERI-M 6252, 104 Pages, 1975/10
本報告書は、当研究室に設置されているハイブリッド計算機用につくられた多変数相関関数及びスペクトル密度関数の計算コードを広く利用者に供するために、その使用法を中心にまとめたものである。この解析コードでは、多変数の実験データを解析する際に生ずる入出力データ処理の繁雑さをなくし、かつ見通し良く解析を進めることができるように、ハイブリッド計算機の持つ機能及び端末装置を有効に利用した種々の工夫がなされている。それらを要約すると次の通りである。・実験データの入力はデータレコーダから直接ハイブリッド計算機のアナログ部に入力して取ることができる。・計算結果をすべて図形の形でディスプレー面に画き出され必要なものをハードコピーで取ることができる。・計算機との対話形式で解析を進めて行くことができ、ケーススタディ等が容易である。
関 暁之; 吉川 雅紀; 沖田 将一朗; 高屋 茂; Yan, X.
no journal, ,
Using AI technology, we have developed a surrogate system to estimate various physical quantities in nuclear plants and a system to estimate the state of disturbances that cause anomalies. Both systems use deep learning technology based on a model that connects multiple layers of neurons. In this study, the estimation was performed on data from an analysis code (ACCORD) that can reproduce the behavior of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) under various scenarios. The accuracy of the estimation and the range of application of the developed system are presented.
