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丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：13.31(Nuclear Science & Technology)A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.
原田 秀郎
Applied Sciences (Internet), 11(14), p.6558_1 - 6558_20, 2021/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Multidisciplinary)中性子放射化分析と中性子捕獲断面積の精度向上のために、Westcott記法のg因子とs因子のバイアス効果について検討した。バイアス要因として、接合関数形状,中性子温度,試料温度を調べた。2つの1/v則に従う同位体(
Au, 
Co)と6つの非1/v同位体(
Am, 
Eu, 
Rh, 
In, 
Hf, 
Ra)について、定量的な計算を行った。詳細なモンテカルロ シミュレーションによって推定された最新の接合関数で計算したs因子を、Westcottによる従来の接合関数で計算したs因子と比較した。この結果、サンプル温度によって誘発されるバイアスは、g因子の場合で0.1%のオーダー、s因子の場合で1%のオーダーと小さいことを示した。一方、接合関数の形状の差に起因するs因子のバイアスは、同位体と中性子温度の両方に大きく依存することを示した。この結果、反応率にも大きな影響が生じることも示した。この効果を明示するため、熱外中性子インデックスr=0.1の場合に、検討した8種類すべての同位体について、反応率に生じるバイアスを定量的に与えた。
原田 秀郎; 高山 直毅; 米田 政夫
Journal of Physics Communications, 4(8), p.085004_1 - 085004_17, 2020/08
原子炉を用いた放射化分析などで重要な中性子共鳴積分値を高精度化するため、熱外中性子スペクトルの新しい近似を定式化した。近似式の導出に当たっては、はじめにモンテカルロ計算コードMVP-3を用いて参照解となる中性子スペクトルを計算し、これから 型の関数型を導出した。従来の近似式に比較し、導出した関数型は、中性子共鳴積分値を高精度に決定できることを示した。この検討は、過去にJRR-3で行われた
Csの中性子共鳴積分値の測定データに基づき行われた。また、提唱した近似式に導入したパラメータ
及び
を実験的に決定するため、3種類のフラックスモニター(Au, Co及び
Zr)を用いる手法を提唱するとともに、解析手法を定式化した。
横山 賢治; 北田 孝典*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04
複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。
横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03
被引用回数：8 パーセンタイル：52.51(Nuclear Science & Technology)次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。
星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：16.39(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。
小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫
JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB
「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。
久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k
に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。
U捕獲対
Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。
100
systems藤枝 信次*; 三浦 喜直*; 西藤 哲史*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆
Microelectronics Reliability, 45(1), p.57 - 64, 2005/01
被引用回数：11 パーセンタイル：50.35(Engineering, Electrical & Electronic)界面準位測定・電子スピン共鳴・シンクロトロン放射光XPSを行って、プラズマ窒化酸化膜の負バイアス温度不安定性(NBTI)が主として界面Siダングリングボンド(P
センター)からの水素脱離で起こることを明らかにした。NBTIでは非P欠陥も生成されるが、窒素ダングリングボンドは含まれない。プラズマ窒化はSiO
/Si界面のストイキオメトリを劣化・界面準位を増加させるとともに、新たなP欠陥を生成する。窒化起因NBTIはこの界面欠陥の量的・質的変化に起因すると考えられる。
ray dose rate in nuclear fusion reactor佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 西谷 健夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.62 - 65, 2004/03
DT核融合炉において、遮蔽体を貫通するダクト周囲の崩壊線線量率評価が重要課題である。崩壊線線量率を精度よく評価するには、3次元モンテカルロ計算が必要である。誘導放射能の空間分布が崩壊線輸送計算には必要であり、それらはACT-4やCINAC等の放射化計算コードを用いて中性子束分布から得られる。本研究では、モンテカルロ計算コードMCNPと放射化計算コードを結合し、崩壊線線量率を評価するための系統的な計算システムを開発した。本システムでは、連続する3つの計算(モンテカルロ中性子輸送計算,放射化計算,モンテカルロ崩壊線輸送計算)が系統的に行われる。本計算システムを検証するために、原研FNSを用いて森本らによって行われた崩壊線線量率実験の測定結果と、計算値を比較した。本計算システムによって得られた結果は、測定結果と実験誤差(10%)の範囲内でよく一致している。本計算システムによって、核融合炉の崩壊線線量率を高精度で評価可能であることが実証できた。また計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムを開発し、本システムに組み込んでいる。単純な体系でのテスト計算の結果、2桁以上計算時間が短縮でき、開発したシステムの有効性を実証した。
滝塚 知典; 細川 哲也*; 清水 勝宏
Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.1331 - 1334, 2003/03
被引用回数：15 パーセンタイル：67.46(Materials Science, Multidisciplinary)トカマク核融合研究において粒子と熱の制御が最重要課題の一つである。ヘリウム灰排気と不純物のダイバータ領域内保留はダイバータ板に向かうプラズマ流で決まる。板上の局所的熱負荷は流れのパターンに依存する。したがって、SOLとダイバータプラズマの流れの適切な制御によって粒子と熱の制御ができる。この論文では、PARASOLコードを用いた2次元粒子シミュレーションにより流れの制御を研究した。トカマクのダイバータ配位に似たセパラトリクスのある磁場配位を与えている。主プラズマ中に熱粒子源がある。ダイバータ板近傍にリサイクリング冷粒子源がある。SOLプラズマ中に流れ制御のためにガスパフ粒子源をおく。板上の静電ポテンシャルを変えてダバータバイアシングが可能である。ガスパフとバイアスの流れへの影響を調べた。シミュレーション結果から制御性を評価した。
角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00
月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。
林 伸彦; 滝塚 知典; 清水 勝宏
Contributions to Plasma Physics, 40(3-4), p.387 - 392, 2000/11
被引用回数：2 パーセンタイル：7.86(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクダイバータにおいて、バイアスとリサイクリングにより外部から誘起されたダイバータプラズマ非対称性を考慮して、熱電不安定性を解析した。スクレイプオフ層(SOL)とダイバータプラズマの平衡と安定性を、5点モデルを用いて調べた。ダイバータプラズマの放射損失が小さい場合は、1つの安定な平衡が存在した。一方、放射損失が大きい場合には、1つの不安定な平衡と2つの安定な平衡が存在した。SOL電流が小さい不安定な平衡では、熱電不安定性が起こる。外部から誘起された非対称が大きくなると、1つの安定な平衡だけが残り、ほかの平衡は消失する。残った平衡では、外部誘起された非対称がSOL電流を増大させ、熱電不安定性は起こらない。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
植木 太郎*; 森 貴正; 中川 正幸
Nuclear Science and Engineering, 125(1), p.1 - 11, 1997/00
モンテカルロ法による固有値(実効増倍率)計算における、分散及びサイクル間の共分散の評価法に対する理論的検討を行った。その結果、真の分散及び共分散と、通常のモンテカルロ計算で評価されている見かけの分散及び共分散との関係式が得られた。この関係式に基づいて、通常のモンテカルロ計算の結果から反復法による真の分散(分散のバイアス)の評価法を考案した。いくつかの問題に本評価法を適用した結果、真の分散と見かけ分散の比が1.4から3.1の問題に対しては極めて有効であることが明らかになった。さらに、分散の比が5以上となる問題においても、本評価法によって70%以上の確率で真の値の40%以内で標準偏差(分散の平方根、計算結果の統計誤差)を評価することが可能であった。
實川 資朗; 北條 喜一
Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.221 - 225, 1994/00
被引用回数：9 パーセンタイル：62.46(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉ではパルス運転に伴う温度や中性子束の変動が大きい。これらの変動が組織変化に与える影響を推定するため、純アルミ中に電子線照射で生ずる転位ループの挙動に対する、これらの変動の影響を調べた。加速電圧400kVの電子顕微鏡を用い、観察と同時に照射を行いながら、温度と電子線束を変動させた。はじめに、150
Cで照射も行い転位ループを形成させた。次いで、温度を室温に低下させると新たな転位ループが形成された。再度温度を150Cまで上昇させると、はじめに形成されたサイズの大きいループは成長したが、後で室温にて導入したループは殆ど成長しなかった。ここで電子線束を低下させ損傷速度を下げると、サイズの小さいループは収縮した。このようなループ成長のサイズ依存性は、転位ループのバイアスがサイズ依存性を持つことを示す。
大山 幸夫; 前川 洋
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 245, p.173 - 181, 1986/00
被引用回数：7 パーセンタイル：69.52(Instruments & Instrumentation)DT中性子場での平板体系の角度中性子束スペクトルの測定法が開発され、その特性が調べられた。このような実験は核融合のブランケットの研究に有益な情報を与える。中性子コリメータが平板体系表面上の測定領域を限定するため用いられ、その検出器・コリメータ系の応答関数が決定された。測定には2つのバイアスをもつ飛行時間測定系がNE213シンチレーション検出器の正確な効率を得るために波形弁別回路とともに用いられた。スペクトル測定の結果は、計算による結果と比較された。測定スペクトルの評価誤差は5%以内であった。
森内 茂
保健物理, 17, p.451 - 459, 1982/00
DBM(Discrimination Bias Modulation:波高弁別器バイアス変調)法はスペクトル-線量変換演算を回路的に自動化したエネルギー荷重技術の一つの方法で、放射線パルス信号をある波形の関数波で変調されている比較回路(波?弁別器)に通すことによってエネルギー荷重を行なう方式である。1日回路では、関数波形の発生精度が良くなかったために
5%以下に精度を高めることが困難であったが、波形の記憶、発生にPROM(Programmable Read Only Memory)を使用することでその誤差を従来の1/10とし、100keVから3MeVの範囲で0.5%以下の高いエネルギー荷重精度が得られた。これに加えて再現性、安定性が大幅に改善され、また関数波形の調整及び試験が非常に容易になった。
朝岡 卓見; 宮坂 駿一
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.603 - 609, 1977/08
被引用回数：0モンテカルロ法による隠蔽計算の実用的分散低減手法として、粒子飛行方法についての簡単なバイヤス法を新しく開発した。散乱された粒子のうち、進行方向が検出器へ向かっていないものは、その粒子の重みが最初の粒子源の重みに比べて十分小さくて、もはや重要でない場合にはkillされる。このようにして、検出器反応率を精度良く求めるために必要な粒子サンプル数を減らすのである。 この手法を多群中性子・ガンマ線輸送計算コードMORSEに組み込み、テスト計算を球状の高速中性子体系に対して行った。その結果、このバイヤス法は、中性子透過問題ばかりでなく、中性子倍増問題にも分散低減の機能を果すことが明らかにされた。すなわち原子炉の有効増倍率も中性子束も、path-length stretching法と比べ、同じ計算時間でより精度良く求められている。さらに、この粒子飛行方向バイヤス法は、他の分散低減手法と組み合わすことにより、より効果を現すことも示されている。
森内 茂
JAERI-M 5374, 15 Pages, 1973/08
放射線の線量測定の分野で、測定されるパルス波高スペクトル分布に、用いる検出器、測定をしようとする放射線評価しようとする線量の単位などで定まるある決まった荷重関数を適用し、目的とする線量や照射線量を評価したい場合がよくあり、従来、このエネルギー荷重過程を電子回路的におこなう方法がいくつか開発されている。ここでは、環境の低レベルの線照射線量(率)を測定するために開発した波高弁別器パイアス変調による非線型のエネルギー荷重回路について主として電気的な範囲に問題をしぼり、回路の設計、調整法、特性についてまとめた。
