炭素線治療では核破砕反応で発生した中性子による二次被曝による晩発障害が問題となっている。現在までにボナー球を用いて、患者に見立てた水標的外での中性子空間分布の基礎的情報を取得することが出来た。しかし、ボナー球による測定では、患者体内での中性子の測定・評価は困難である。そこで、In, Fe, Co, Al, Biの箔放射化法による中性子エネルギースペクトルの取得を試みた。箔はビーム軸に対し90度方向の水標的側面に設置し、照射後HGe検出器で放出されるγ線のエネルギースペクトルを取得した。 結果、中性子による放射化が十分におきていることが確認され、放射化率についてはモンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いた計算値と大まかな一致が見られた。このことから箔放射化法はビーム軸から90度方向の粒子場における中性子測定に用いることができると考えられる。

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JRR-4でのホウ素中性子捕捉療法では、熱外中性子ビームを主体にした症例が多い。このため、深部線量の増強を図るため、中性子ビーム設備内にある黒鉛を撤去した特性解析を行い、熱外中性子ビームの改善について検討を行った。

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JRR-4でのBNCTにおいて治療線量の低下を引き起こしてしまう熱外中性子ビーム中の熱中性子成分を低減するための熱中性子フィルタを開発した。また、このフィルタ適用によって低下するビーム強度を増強するため、ビームモードとコリメータ材の最適化を検討し、治療線量の増強を図った。

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J-PARCの3GeVシンクロトロン（RCS）から3GeV陽子ビームを取り出し，J-PARC 中性子源及びミュオン源に入射することを成功した。ビームコミッショニングの現状について報告する。

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陽子ビーム入射に伴う水銀ターゲット容器の挙動を理解するために、ビーム入射位置を変えた条件で、ターゲット診断系で計測を行った。また、基礎的な知見を得るために、液体が内包された構造体の固液連成振動挙動を調査するための実験を行った。

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核破砕中性子源である水銀の循環及び冷却を行う水銀循環系から放出されるγ線のスペクトル測定を行い、総γ線量に対する核種寄与割合を評価した。

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J-PARC 1MWパルス核破砕中性子源（JSNS）の性能（強度，エネルギースペクトル，パルス形状等）を実測し，世界最高レベルの性能であることを確認するとともに，設計予測値と良く一致したことから設計計算が妥当であることを示した．

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大強度陽子加速器施設J-PARCの核破砕中性子源の水銀標的は、パルス幅1マイクロ秒、25Hzの陽子ビームを受けてパルス中性子を発生する。入射陽子ビームパワーが1 MWと極めて大きく、水銀中にバブルの発生消滅に伴う圧力波によって水銀容器や入射窓がピッティング損傷を受ける。そのため、通壽のステンレス鋼では標的に期待される寿命迄持たない。材料表面を硬化処理により若干の寿命延伸効果を得られるが、母材表面の疲労が大きく、目標は達成されない。その疲労を抑止するため圧力波減衰用の材料を挟みこんだ２重膜被覆ステンレス板の効果について有限要素法で解析し、また実験研究を実施した。その結果を報告する。

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JRR-3の冷中性子源発生装置（CNS）高性能化計画において、現在使用している既存の水筒型減速材容器から取り出せる冷中性子の強度を約2倍にすることができる新しい減速材容器を設計・製作し、その耐圧試験を行った。その結果について述べる。

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中性子スピン位相コントラスト(NSPC) 撮像法は、X線位相差画像法PCX の原理を中性子光学分野に適用したもので、磁場に平行・反平行なスピンの重ねあわせ状態にある中性子の状態間位相差が磁場積分に比例して変化することを利用し、位置ごとの状態間位相差を検出して試料内部の磁場分布を画像化する方法である。また干渉縞のビジビリティ変化を観察することで試料内部の平均的な磁場状態の情報を得ることも可能であり、同じく画像化することで相補的な情報を取得する。

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広い入射中性子エネルギー，液体温度に適用可能な軽水の中性子散乱断面積データを構築するために，分子動力学解析により得た軽水分子の周波数分布関数データを用いて軽水の中性子散乱断面積を解析した．当日は軽水散乱断面積の解析方法の詳細と実験値や従来の評価データとの比較などを報告する．

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We performed effective delayed neutron calculations for several nuclear systems with deterministic and Monte Carlo methods. We compared obtained results and analyzed differences between calculation methods proposed for Monte Carlo.

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In this study, an inverse analysis method of diffusion equations is proposed for optimizing fuel loading pattern of PWRs, in which target power distribution is used as input and the infinite multiplication factors of fuel assemblies are considered as unknowns.

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高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討の一環として、マイナーアクチニド、長半減期核分裂生成物等の核変換や軽水炉材料の照射試験を効率的に実施するため、中低速中性子スペクトル場の設置を検討している。今回、中低速中性子スペクトル場における熱中性子等の計算精度向上を目指して、新たな多群遮へい定数と計算システムを作成し、適用した結果を報告する。

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径方向は中性子源を0次と仮定した多項式解析的ノード法を適用することで高い計算精度が得られることが分かった。しかし、軸方向はメッシュサイズが大きく、またBWRでは各ノードでボイド率分布が異なっていたり、部分挿入の制御棒が存在していたりすることから、中性子源が0次では仮定できず、径方向のように中性子源を0次と仮定した場合、高い計算精度が得られない。そこで本研究では軸方向に中性子源を2次と仮定した多項式解析的ノード法を適用し、計算精度を検証した。その結果、中性子源を2次と仮定した多項式解析的ノード法を用いることで高い計算精度が得られることが分かった。

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　燃料集合体境界面間の3次元応答行列をモンテカルロ燃料集合体解析コードで直接評価する直接応答行列法による、炉心核特性解析手法を開発している。本手法により、実機で実施された冷温臨界試験を解析し、その有効性を確認した。

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燃料集合体境界面間の3次元応答行列をモンテカルロ燃料集合体解析コードで直接評価する直接応答行列法による炉心核特性解析手法を開発している。応答行列を評価する燃料集合体無限体系と実際の炉心体系での中性子スペクトルの違いが、燃料棒組成の燃焼変化に及ぼす影響を考慮できる燃料棒出力補正方法を開発した。

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不連続エネルギー領域を1つの群とする多群輸送計算と、燃料内の空間的中性子減衰特性を考慮する超多群減速計算を、実効断面積の等価性を仮定して結合することにより、新たな共鳴計算手法の枠組を構築した。

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新たに考案した共鳴計算手法を燃料内の実効断面積空間分布の計算に適用し、その妥当性と問題点を検証した。

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前回、測定位置の中性子束を拡散方程式を解くことにより求める方法について報告した。外周境界条件を用いて解いた中性子束は、一般には、測定値と一致しない。計算に使用した定数を修正することにより測定値と計算値を一致させる方法について報告する。

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In an asymmetric loosely-coupled problem, the dominance ratio is very close to unity and it requires a large number of generations for conventional Monte Carlo power iteration method. Since a small number of histories per generation induce biased fission source distribution, huge computational burden is indispensable. For such problems, the Monte Carlo anchoring method provides speedup of fission source convergence. In the Monte Carlo anchoring method, the fission source term is decomposed into a conventional fission distribution and an anchoring distribution with anchoring facor α. The anchoring distribution is updated by a deterministic acceleration method and it minimizes the biasing effect owing to a potentially inaccurate deterministic solution. Numerical tests are performed on asymmetric loosely-coupled two-group rod problems.

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随伴中性子束に比例するIterated Fission Probability (IFP)をモンテカルロ法での固有値評価法を用いて計算するアルゴリズムを考案した。一次元多群問題を解法することにより、計算したIFPと随伴中性子束の比例性を確認した。さらに連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPを用いてIFPの計算を実施した。

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随伴中性子束に比例するIterated Fission Probability (IFP) を用いることにより、随伴中性子束を重み関数とした実効遅発中性子割合βeffと中性子世代時間Λの連続エネルギーモンテカルロ法による計算を実現した。本計算結果と最新の実験データを照合した。

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The three-dimensional (3D) neutronics and thermal- hydraulics (T/H) coupling code MARS/COREDAX has been developed. The 3D nodal kinetics code COREDAX is based on the Analytic Function Expansion Nodal (AFEN) method and the T/H code MARS is a best-estimate system analysis code that is based on the RELAP5/MOD3 and COBRA-TF codes. In order to verify the MARS/COREDAX code, the Phase II problem in the OECD main steam line break benchmark was analyzed. This MSLB benchmark has been defined in order to simulate the core response and the reactor coolant system response to a relatively severe steam line break accident condition. The comparison of the MARS/COREDAX results with other coupled codes will be presented.

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評価済み核データライブラリに収められている誤差ファイルを用いて使用済MOX燃料のアクチニド崩壊熱と核種生成量の標準偏差を評価した．特に今回は、高速炉における評価結果を中心に示し、考察する。

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簡易的な操作によって原子炉の構造を3次元的に描写し、さらに原子炉の核特性を解析することのでき、その結果を直接描写できることのできるソフトウェア(Visual Reactor)の開発を行った。このソフトウェアを使うことにより、手軽に原子炉の複雑な構造を３次元CGで表示することが実現でき、また核特性を視覚的にわかりやすく描写することが可能になる。さらに、核解析によって得られる多大な出力データを効率良く表示することも可能となる。原子炉工学を専門としている人を援助し、さらに扱いやすさを念頭において開発しているため、特に原子炉物理の教育の現場で有効となる。対象のOSはWindowsXPとVistaとなる。

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多群ライブラリを用いた原子炉燃焼計算の精度向上のため、MA、FP核種の多群ライブラリ作成時に予めU-238の共鳴により歪んだ中性子束エネルギースペクトルを重みとして用いる方法を提案する。

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公開コードによるBWR炉心計算コードシステムを開発するため，昨年度までの研究でBWR燃料集合体計算コード(HIDEC)とそれに対応した核定数ライブラリ生成システム(ALLIS)を開発した． 今回は公開コードを用いた炉心計算を行うため，炉心計算コード(NORMA)を導入しその性能評価を行った．

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A neutron multiplication in a subcritical system is proposed by introducing some correction coefficients based on the measured and calculated reaction rate distributions by using optical fiber detectors and MCNPX code, respectively. Thus, an experimental value of the absolute neutron multiplication of the system can be obtained by which it is possible to evaluate subcriticality and reactor power.

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京都大学臨界集合体の加速器駆動未臨界炉体系において加速器ビームトリップおよびリスタート実験を実施した。これら実験によって得られた中性子検出器時系列データに対して最小自乗逆動特性解析を適用し、体系の未臨界度を求めた。本実験により決定した未臨界度は、パルス中性子法により決定した値と一致した。

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巨視的反応断面積の不確かさは、数値計算と実験との間のずれの要因となる。前回、秋の大会までに、こうしたずれが仮想中性子源増倍法により補正され得る可能性を報告した。今回は、この可能性に対する、実験による検証結果を報告する。

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京都大学臨界集合体の加速器駆動未臨界炉体系においてファインマン－α相関解析を実施した。ただし、加速器がパルスモードで運転されているので、ゲート時間をパルス周期の整数倍に設定し階差フィルターを適用して相関解析した。本解析によって得られた即発中性子減衰定数は、固定中性子源における結果と一致した。階差フィルターを適用しない解析では、固定中性子源における結果との間に大きな差異が観察された。

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全遅発中性子割合を既知とし、未臨界度の異なる2以上の状態で測定した炉雑音のパワースペクトル密度から即発中性子寿命およびそれぞれの未臨界度を推定する方法を考え、NCAの2wt%濃縮度燃料炉心で水位調整により未臨界度を変化させた状態で測定された炉雑音データに適用してその有効性を確認した。

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核燃料溶液などで臨界事故が生じた場合、炉心冷却の効果が生じない時間の範囲で放出される核分裂エネルギーは、添加された反応度を補償するのに必要な温度上昇に相当する量となること及びバーストにおける放出エネルギーの割合について、TRACY実験及び一点炉動特性コードAGNESによる動特性解析を用いて確認した。

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KUR低濃縮燃料炉心は2009年5月に臨界を迎える。そこで標準燃料要素が17体で構成される炉心を初期炉心としてKUR低濃縮燃料炉心の核特性解析を行った。

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ホウ素添加ポリスチレンでPWR運転状態を模擬した臨界実験は、シリーズ発表の(1)と(2)で基本特性と成果の一部を報告している。今回は運転サイクル初期から末期の条件を模擬した臨界実験の成果を報告する。「(3)-運転状態模擬方法の検討」では、運転サイクル全体を通じての模擬方法の検討結果を報告する。

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ホウ素添加ポリスチレンでPWR運転状態を模擬した臨界実験は、シリーズ発表の(1)と(2)で基本特性と成果の一部を報告している。今回は運転サイクル初期から末期の条件を模擬した臨界実験の成果を報告する。「(4)-運転状態模擬実験と解析」では、実施した4ケースの実験結果と解析について報告する。

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OECD/NEA国際協力の一環として、JUPITER実験データを国際炉物理実験データベース（IRPhE）プロジェクトに提供するため、実験データを見直し、ベンチマーク解析モデルを整備する作業を進めている。この実験データのうち、ZPPR-9炉心について最新の炉心解析手法で解析を行ったので報告する。

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全MOX-BWR炉物理試験計画(FUBILA計画)の試験炉心のうちB4C制御棒挿入炉心について、SRAC及びMVPコードによる炉心計算により解析した。その解析結果として臨界性及び出力分布の解析値と測定値と比較について報告する。

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REBUS計画で測定された高燃焼度BWR-MOX燃料サンプルを対象に、周辺に配置されたウラン燃料の影響を考慮した燃焼解析をSRACコード及びMVPコードを用いて実施し、核種組成測定データと比較した。この結果、無限格子体系により解析した結果に比べ、測定データとの一致が改善した。

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Corrosion tests in liquid Pb-Bi were conducted for austenitic stainless steels to estimate effect of cold work on corrosion properties. It was found that cold works of 20% and 50% accelerate corrosion, in particular, dissolution of Ni into Pb-Bi at 823 K.

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CANDLE燃焼方式とは、燃焼領域が自立的に移動していく燃焼方式であり、高速炉にこの燃焼方式を適用すると、新燃料として天然，劣化ウランを用いることが出来、さらにその40％をエネルギーに変換することが出来る。 CANDLE燃焼炉心は新燃料領域・燃焼領域・燃焼済領域の3領域に分けることができる。CANDLE高速炉の運転を考えた場合、運転期間中での3領域の変化状況により炉のパフォーマンスが変わることは明らかである。また、パフォーマンスが上がることにより、炉心高さにも密接に関係してくる。そのため、本研究ではより良いパフォーマンスを出すことの出来る炉内燃料構築を行い、炉心の短尺化を目指す。 今回は出力密度分布の軸方向重心位置を一つのパラメータとし、起動時における重心の位置や運転中の分布形状を調整し、臨界性のより高く、また反応度スウィングのより小さくなるような燃料構築を探した。

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前回の発表ではCmを燃料に用いる事で小型かつ長期燃焼を行える炉が可能な事を示したが，その燃焼特性には更なる平坦化の可能性等，未だ改善の余地があると考えられる． そこで本研究では冷却期間のやAm添加割合等を変化させ燃焼特性の最適化を試みた．

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燃料寿命6年で、電気出力3 kWから11 kWの宇宙用原子力発電システムにつき、炉心スペクトル、冷却材、熱輸送方式および発電方式などの最適と思われる組み合わせを検討した結果を示す。

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燃料寿命6年で、電気出力3 kWから11 kWの宇宙用原子炉の炉心設計例を示す。またウラン濃縮度を変化させた場合の臨界性を確保するための炉心重量を比較した。

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積分型動特性モデルは核的な弱結合体系の空間依存動特性解析を行うことができる。本研究では積分型動特性モデルに基づく空間依存動特性解析手法を開発し、開発手法を簡易体系に適用した場合の検証結果について報告する。

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レーザーを推進体に当てることで惑星の周回軌道まで打ち上げるレーザー推進用原子炉の検討を行った。検討した炉心はレーザーモジュール及び黒鉛とウランの混合物からなっている。この炉心の燃焼特性、動特性の解析を行いレーザー推進用原子炉としての特性を明らかにした。

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日本原子力研究開発機構（原子力機構）では、高温ガス炉（HTGR）を用いた熱化学法ISプロセス水素製造装置の開発・設計を進めている。本報では、重要な主要機器の一つである硫酸ポンプ開発の近況について報告する。

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日本原子力研究開発機構では高温ガス炉を用いた水素製造技術として熱化学法ＩＳプロセスの研究開発を行っている。本研究では、主要機器の１つである硫酸分解器の大型SiCブロックの強度評価手法について検討を行った。小型構造体の破壊試験結果と評価結果を比較し、評価の有効性を検証した。

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高温ガス炉HTTR に接続するIS プロセス水素製造システムについて、熱流力的観点から、安全審査に向けた予備解析を実施した。この解析結果について報告する。

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