中性子輸送方程式の数値解法の一つであるSn法には遮蔽効果(中性子束の角度分布離散化誤差)が現れることが知られている。この問題についてDiscrete Ordinate CIP法と仮想中性子源法を用いて改善に取り組んだ。

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パルス状の外部中性子源を想定することで加速器駆動未臨界を簡易的に模擬した体系において、θ法、周波数変換法等の動特性計算手法を適用し、手法間での計算結果の比較、検証を行った。

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pin-by-pin（BWR燃料集合体計算コード）の精細度で、燃焼機能を含めて3次元全炉心非均質核計算を行うコードDACHSを開発した。

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核熱結合効果をDACHSへフィードバックさせるモデルとして、全炉心版ISCORと結合した。さらに、サブチャンネル効果を考慮する手法として、COBRAGとの結合方法を検討した。

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新型炉心性能監視装置”GNF-ARGOS"を日本原子力発電株式会社東海第二発電所に試運用として実機適用した。物理シミュレータとしてAETNAを利用しており、3群コードの性能監視装置への適用は世界初である。2010年秋の大会で「新型炉心性能監視装置“GNF-ARGOS”の東海第二発電所への適用（1)～(4)」として起動時の実績の発表を行っており、本大会では運転時の実績について発表する。本発表では、第２５サイクル並行試運用時のGNF-ARGOS実機のシステム動作について評価・確認を行った。

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”GNF-ARGOS”の炉心監視機能上の特徴は、物理モデルの高精度化、炉心状態監視性に優れた画面設計の採用、また、燃料健全性の監視機能の強化などがある。本発表では、2010年秋の大会の起動時の炉心性能監視機能の評価に引き続き、定常運転時のGNF-ARGOSの炉心性能監視機能の評価を行い、その監視機能の評価・確認を行った。

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”GNF-ARGOS”の炉心性能予測機能上の特徴は、物理モデルの高度化により予測計算機能の信頼性が向上している。本発表では、2010年秋の大会の起動時の予測機能精度に引き続き、定常運転時のGNF-ARGOSの予測機能の評価を行い、その精度向上を確認した。

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拡張現実感を用いた炉心シミュレータを開発した。本シミュレータにより、利用者は自らの手で制御棒の操作を行い、それに伴う炉心出力変化を模型の映像と同時確認することができる。本シミュレータは、初学者が原子炉の動特性を実感しながら理解するための手助けになる

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三菱新FBR核計算コードシステムのうち、格子計算コードGALAXY-Hを開発した。PWR格子計算コードGALAXYをベースとしており、Characteristics法により内部ダクト・ラッパー管等を考慮した非均質計算を行う。内部ダクトを含むFBR実証炉燃料集合体体系において、連続エネルギーモンテカルロ計算コードによる参照解計算との良好な一致を確認した。

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2項以上の多項有理式に基づく共鳴計算においては、非均質体系で群内積分反応率が保存されない。本研究では、積分反応率を保存する実効断面積計算手法を開発してGALAXYに導入し、本手法による反応率スペクトル及び実効増倍率の精度向上を確認した。

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三菱PWR炉心計算コードCOSMO-Sにおける隣接燃料、燃焼履歴効果による核定数補正手法について検証結果を含めて紹介する。

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三菱新Non-LOCA安全解析コードシステム（SPARKLE2）の核計算を担う3次元動特性計算コードとして、三菱新炉心計算コードCOSMO-Sを時間依存に拡張し、動特性計算コードCOSMO-Kを開発した。時間積分手法として、周波数変換法とθ法を組み合わせた手法を採用した。種々のベンチマーク問題計算において参照解と良好な一致、及びSPERT-III制御棒飛び出し実験解析において測定値と良好な一致が得られたことを確認した。

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FP崩壊熱計算におけるpandemonium問題を克服するため、これまではβ崩壊の大局的理論値の大幅な導入が行われてきた。しかし、国際協力による新しいTAGS実験結果を導入することで、この問題のより本質的な解決が可能となった。

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原子炉崩壊熱にはFP成分とアクチノイド成分があるが、FPがその大半を占めている。Cs-134はFPでは無いがFPの中性子捕獲で発生し崩壊熱レベルを増加させる。今回は、BWRで発生したCs-134濃度データを用いてこの効果を検討した。

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軽水炉MOX炉心のドップラー反応度の解析精度の評価に資するデータを取得することを目的に、FCAにおいてウラン及びプルトニウムサンプルを用いたドップラー反応度測定を実施中である。最初の測定としてウラン炉心におけるウランサンプルの測定結果が得られており、この測定データの解析について、解析モデル及び条件等に対するパラメータ解析を実施したので報告する。

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京都大学臨界実験装置(KUCA)及びFFAG陽子加速器を組み合わせた加速器駆動未臨界炉（ADS）で用いるターゲット（タングステン、軽核種複合ターゲット）の特性を調べるため、国立がん研究センター施設において、100 MeV 陽子入射によってターゲットから発生する高速中性子を有機シンチレーターを用いて測定し、スペクトルをアンフォールディング法により評価した。さらに、MCNPXを用いて炉心特性への影響を評価した。

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高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術として修正中性子源増倍法を基本に炉雑音計測法を組み合わせ、かつ解析による補正方法を適用した測定法を開発し、高速炉臨界実験装置（FCA）を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施した。本発表では、実施した計画の概要について報告する。

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未臨界状態における炉の反応度変化を、炉雑音法と修正中性子源増倍法（MSM）を組合せて測定するものとし、測定項目と方法につき検討した。その結果、MSMの基準となる未臨界度は、2$程度までの浅い未臨界状態にて2検出器法による炉雑音法で測定し、それより深い未臨界状態での反応度は、MSMにて測定するものとした。2検出器法用の検出器は、高次モード中性子の影響に配慮して炉心中心と径ブランケット領域の炉心上部に設置し、MSM用検出器は、非対称な制御棒挿入などを考えて径ブランケット領域上部の120度回転対称位置に3箇所設置する。MSM補正係数は、中性子生成断面積、吸収断面積を調整して基準未臨界度が直接計算で再現できる計算モデルにて求める。これにより、余剰反応度や制御棒価値、等温温度係数など、炉の基本的な反応度特性を適切な測定精度にて測定し得るとの見通しを得た。

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高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる反応度技術の開発を目的とし、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を実施した。本発表では、炉雑音と修正中性子源増倍法を組み合わせたシンセシス法のうち、修正中性子源増倍法に関する実験及びその解析について報告する。

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高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる反応度技術の開発を目的とし、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を実施した。本発表では、炉雑音と修正中性子源増倍法を組み合わせたシンセシス法のうち、炉雑音法について報告する。

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未臨界反応度計測システムの実機への適用性確認のため、1500MWe級大型実用化想定炉心を対象に、炉雑音法と修正中性子源増倍法（MSM）を組合せたシンセシス法につき、実機炉心での試験を想定した数値実験を実施した。その結果、炉心中心と径ブランケット領域の炉心上部に検出器を設置して炉雑音法（2検出器法）を適用すれば、2$程度までの浅い未臨界度を10%程度の精度で測定可能との見通しを得た。また、検出器不感時間の影響も無視できることが分った。更に、より深い未臨界度は、径ブランケット領域上部の120度回転対称位置に3箇所設置した検出器を利用してMSMにて測定し、MSM補正係数は、中性子生成断面積、吸収断面積を調整して基準未臨界度が直接計算で再現できる計算モデルにて求めることとすれば、15%程度の測定精度が期待できるとの見通しを得た。なお、検出器は特殊な駆動装置で挿入するなどハード上の工夫を要する。

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複数の燃料溶液体系において一つの溶液に反応度投入があった場合の、過渡変化の予備解析を行った

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虚数を含んだ出力炉雑音の支配方程式の数値解法として、炉心計算で活用されている反復解法の適用可能性について検討を行った。検討の結果、従来の反復解法において実数を虚数で置換して扱う形で良いことを確認した。また、数値解を得るまでの反復回数を削減するために、現在の炉心計算で加速法として活用されているCMFD加速法及びfixed source scaling factor法の適用が有効であることを確認した。

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平成22年度の京都大学研究用原子炉(KUR)の運転実績及び各実験設備の利用状況について報告する。

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Optimization of the fuel use in a small simplified pebble bed reactor with a peu a peu fuel loading scheme have been performed for uranium fuel in the previous study. In the present study, thorium are introduced to the fuel compound and parametric surveys are performed to find the best fuel configuration in order to achieved better burnup characteristics of the reactor system.

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SiC material has been proposed to use instead of graphite material in various parts of HTGR to shift the neutron spectrum which is expected to improve the neutron economy of HTGR. This concept can also reduce the excess reactivity in place of using a poison material.

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京都大学研究用原子炉(KUR)の低濃縮ウラン燃料炉心は、昨年4月15日に初臨界を達成した。このKURの実効増倍率についてJENDL-4を用いた感度解析を実施した。報告では2009年秋の年会で発表したJENDL-3.3を用いた結果と比較する。

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軽水炉の高燃焼度化には、可燃性中性子吸収体ガドリニアが重要な技術であり、その予測精度向上が必要である。予測精度に大きく影響を与える因子として核データがあるが、昨年公開されたＪＥＮＤＬ－４ではＧｄの捕獲断面積の再評価が行われている。本発表では燃料にガドリニアを含む軽水炉模擬体系を対象に、臨界試験での出力分布測定データのＪＥＮＤＬ－４による解析を報告する。

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BASALA計画は、全MOX BWR炉心を模擬する臨界試験であり、臨界質量、炉心出力分布などの測定データがある。この試験データのうち、運転時を模擬するBASALA-1及び冷温時を模擬するBASALA-2の基準炉心の測定データをJNESが整備するCASMO-4/SIMULATE-3コードを使用して解析したので報告する。

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REBUS計画は、軽水炉の燃焼後MOX及びUO2燃料を臨界試験装置の炉心の一部に装荷し燃焼反応度を直接測定するなど、燃焼に関する広範な測定データを提供している。この測定データをJNESが整備するCASMO-4/SIMULATE-3コードを使用して解析した。

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不確かさ評価のための国際ベンチマーク問題であるUAMの燃料集合体問題を対象に、JENDL-3.3の共分散データを使用した不確かさ評価を実施中である。JNESが整備中のCASMO-4コードに統計的サンプリング法を組み込み、不確かさ評価を行ったので報告する。

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軽水炉体系における制御棒価値の感度係数を一般化摂動論と厳密摂動を組み合わせることで高精度に計算できるように見直した。その上で、代表的な炉心核特性パラメータの不確定性の相関関係を共分散と感度係数によって評価できることを確認した。

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次世代炉等の複雑な炉心解析や感度解析など汎用な体系に適用でき、高精度な解を得ることができる手法が求められている。これまで東芝では、決定論解析に利用する核定数作成にモンテカルロ法を用いる手法を開発してきたが、課題の一つとして計算時間が挙げられている。精度と計算時間を最適化する観点から、中性子ヒストリー数の削減による統計誤差の拡大が、核定数精度、炉心特性精度に与える影響を評価した。基準ケースに対して、ヒストリー数を５分の１まで減じたときのMCPR、MLHGRの変化は1～2%程度であり、ヒストリー数削減の可能性を今後詳細に検討する。

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目標とする体系の核特性を計算で求める際、計算に用いたパラメータに含まれていた誤差によって生ずる計算誤差（不確かさ）を、臨界実験（で得られた測定値）とその臨界実験の核特性の計算値との差から評価する方法を提案した（日本原子力学会2010年春の年会）。感度係数、共分散行列を利用し、線型代数の二次形式を用いて模擬性評価因子を最大にする条件化で評価を行う。今回、NCAで過去に実施したBWR模擬臨界試験の結果を利用して、BWR燃料集合体の無限増倍率の計算誤差を評価して計算値を補正する内容を発表する。

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　高速炉サイクルシステムのためのマイナーアクチニド（MA）核データの検証を目的として、高速実験炉「常陽」において照射されたMAサンプルの核種組成解析を実施している。本報告では、断面積調整法を用いたJENDL-4.0の改良に関する検討の結果について示す。

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FCA　XXIIIで行われた反射体制御・燃料無交換高速炉の模擬臨界実験を試験解析結果をもとに解析手法の適用性が検討された。これらの結果とその他のベンチマーク解析結果を評価することにより、４S核設計手法としてのモンテカルロ・Sn輸送計算と炉定数の組み合わせ手法を検証した。 ここでは、４S核設計手法の適用信頼性の拡充のために、高速実験炉「常陽」MK-1の初期炉物理試験（臨界性・炉内反応率分布）を解析した。４Sの核設計手法として採用しているモンテカルロ計算（ＭＶＰ及びJENDL3.3ベースの定数）を用いて評価した、臨界性・炉内反応率分布は臨界実験解析（FCAXXIII）と常陽の解析結果で両者同様の精度で再現されることを明らかにした。

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ナトリウム冷却小型高速炉４Sでは、炉心スクラム時に、高温流体が満たされている上部プレナムに、炉心から低温流体が流入する。このとき熱成層化が起こり、周辺の構造物に大きな熱応力が生じる可能性がある。本研究では、熱成層化のメカニズムおよび温度勾配を把握するため、1/3スケール、1/6セクターの試験体を用いた水流動試験を実施した。熱成層では界面の安定性が重要である。このため、浮力とせん断の比であるリチャードソン数を実機と同等の100～10000の範囲にあわせて成層の振る舞いを測定した。この結果、隔壁上端に停滞する成層界面での温度勾配は一定となることがわかった。

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４Ｓの安全コードであるArgoの妥当性を確認するため、上部プレナム水流動試験やＣＦＤ熱流体解析と比較した。Argoはフローネットワークモデルを使用しているが、、メッシュ分割を300程度にすることで試験により得られた主要部の温度変化を模擬できることを確認した。さらに実機への適用性について検討した結果、冷却材ナトリウムの伝導伝熱をモデル化する必要があることがわかった。

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４Ｓは苛酷事故においても炉心損傷事故の発生を防止するために、負の温度係数、金属燃料、ＲＶＡＣＳ等の受動的安全系を導入している。本研究では、苛酷事故時の受動安全系の性能と長期間の炉心冷却性能を安全解析コードにより分析し、４Ｓの安全性を評価する。

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東芝が開発を進めている4Ｓ炉の蒸気発生器は、安全・信頼性向上及びコンパクト性達成のためヘリカルコイル型組網線入り二重管を採用している。この蒸気発生器は特有のリーク検出可能なシステム構造を有しているため、伝熱管長尺化技術は約0.4mmの組み網線層を閉塞せずに内管及び外管を溶接する技術が必須であり、そのためこのコンセプトの実用化が困難であった。しかし、この課題に対し、組み網線層を閉塞せずに内管及び外管を溶接する技術・機器開発を行い、且つヘリカルコイル加工後もその必要伝熱特性、適正硬度を有することを確認した。さらに、連絡管部とヘリカル加工部の内管溶接のための位置決め装置を製作し、目視できない状況下での内管溶接技術を開発した。

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電磁ポンプは流体慣性が小さい特徴を持つことからトリップ時に補償電源が必要とされるが、流体制御のために制御装置を使用した補償電源は、信頼性の観点から工学的安全設備への適用実績がない。本発表では、小型高速炉４Ｓ用途で開発した電磁ポンプと補償電源について、設計の妥当性、実機への適用性の調査として実施した特性試験結果を報告する。

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FBR実用炉とFBR実証施設におけるタービン周りの系統構成について、その特徴と検討状況をまとめた。

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FaCTプロジェクトにおいてJSFRの安全保護系の検討を行った。本発表では、安全保護系の回路構成、系における信号とその設定値等も含めた検討概要について報告する。

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高速炉の蒸気発生器内で伝熱管破損事故が発生した場合、ナトリウムと水の化学反応により水素などの反応生成物が発生し、二次系配管及び機器の健全性に強い影響を及ぼす。そのため、この圧力評価は安全設計上重要である。東芝では、上記評価を行う解析コードを開発した。本研究では、圧力評価への影響が大きいパラメータである”水から水素へのモル転換比“のモデル検討を行い、設定根拠を明確にすることを目的とする。

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FBRサイクル実用化研究開発（FaCT）において、FBR実用炉（JSFR）に採用する革新技術の採否に関する検討・評価を行った。本報では、その結果を概説する。

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FBRサイクル実用化研究開発（FaCT）において、FBR実用炉（JSFR）に採用する革新技術の採否に関する検討・評価が行われた。本報では、その評価を踏まえたプラント概要を概説する。

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FaCTプロジェクトで研究開発を実施している高速炉JSFRでは、鋼板コンクリート構造格納容器（SCCV)を採用し、品質の向上と建設工期の短縮を図っている。その実用化のため、鋼板部材の強度試験や解析等の研究開発を実施しており、本シリーズは、その成果を発表するもので、本発表ではSCCVの耐震特性を把握する試験の結果を紹介する。

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FaCTプロジェクトで研究開発を実施している高速炉JSFRでは、鋼板コンクリート構造格納容器（SCCV)を採用し、品質の向上と建設工期の短縮を図っている。その実用化のため、鋼板部材の強度試験や解析等の研究開発を実施しており、本シリーズは、その成果を発表するもので、本発表では開口部・貫通部の挙動把握試験の結果及び補強方法の評価を紹介する。

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FaCTプロジェクトで研究開発を実施している高速炉JSFRでは、コンクリート鋼板構造格納容器（SCCV)を採用し、品質の向上と建設工期の短縮を図っている。その実用化のため、鋼板部材の強度試験や解析等の研究開発を実施しており、本シリーズは、その成果を発表するものである。本発表では面外曲げ挙動把握試験及びシミュレーション解析の結果を紹介する。

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本シリーズ発表では、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び実用化段階の高速増殖炉の健全性の確認・維持・向上を図るため、機器配管の高応力部や溶接部で予想されるクリープ疲労損傷や溶接割れ等の経年劣化を対象に、1) 劣化診断技術、2) 検査モニタリング技術及び3)補修技術を開発し、4)高速増殖炉の保全評価手法を構築する等の福井大で行われているもんじゅ特進事業について説明する。この研究により高速増殖炉環境における機器の劣化・損傷のメカニズムを明らかにし、劣化の程度を定量化する手法や、運転中の機器の劣化・損傷を監視するモニタリング技術などの保全技術開発に反映させる。本発表では本事業の経緯、体制、研究のアウトラインについて説明し、保全技術開発研究の背景と高速炉保全評価手法構築へ向け、事業研究成果からの高速炉開発ロードマップへの反映手法について発表する。

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