1999年６月，定期検査中の北陸電力㈱志賀１号機において，想定外に制御棒３本が引き抜け，臨界に至ったことが，2007年３月に判明した。日本原子力技術協会では，北陸電力㈱からの協力依頼を受け，独自に炉心挙動解析を実施した。解析の目的は本臨界事象の炉心挙動を把握し，北陸電力㈱の解析の傍証とするものである。引き抜けた制御棒３本が近接しており，かつ引き抜けた部分が炉心上部であったため，部分炉心を設定して，

投入事象解析コード「EUREKA-２」により解析した。その結果，投入されたや制御棒引き抜け速度について，厳しい条件を仮定した場合には，即発臨界に至る可能性があることを確認した。しかし，原子炉固有の安全性により，出力はごく短時間で低下，整定し，ピーク出力部燃料エンタルピー増分は燃料の破損しきい値を十分下回っており，燃料健全性には問題ないことを確認した。

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原子炉をより安全に運転するために,原子炉安全性の基本量である正味をオンライン・リアルタイムで推定し,それを許容範囲内に保つこと,そしてもしなんらかの異常が生じた場合には,それを早期に検知するシステムの開発が望まれる。通常,運転中の正味は中性子束等の計測量から推定される。この計測量から正味のを推定する方法として,逆動特性方程式法とカルマンフィルタ法がよく知られている。しかし,一般に計測信号は測定雑音を含むため,中性子計測信号をそのまま用いた場合,逆動特性方程式法による推定には大きな揺らぎが伴う。したがって,この揺らぎを除去するためには,雑音除去フィルタが必要となる。一方,カルマンフィルタ法では,このようなフィルタは不要であるが,推定の真値への即応性が低下する。これは,カルマンフィルタが全状態量の推定誤差分散を最小化するように設計されるため,雑音フィルタ性と即応性の性能仕様を独立に扱えないからである。そこで,入力雑音から推定誤差までの伝達関数のH_∞ノルムを最小化する最適H_∞推定理論に基づいた推定器の設計法が提案された。この設計法により,即応性と雑音フィルタの設計仕様を独立に与えて推定器を設計することが可能となった。さらに,このH_∞推定器の推定特性やオンライン・リアルタイム推定の実現性などが日本原子力研究所VHTRC臨界実験装置において実験的に評価され,その実用化の見通しが得られた。
上記の正味推定法では,いずれも中性子測定信号が用いられるが,これとは別に,正味を炉心温度,圧力,燃料の燃焼度,毒物量など原子炉状態量のフィードバックの総和として算出することもできる。通常,これらフィードバックは,あらかじめ作成された校正曲線などを用いて静的に推定される。この校正曲線の作成には,膨大な設計計算や詳細に吟味された実機試験による各種データが必要である。この静的推定法は,原子炉状態がある定常状態から別の定常状態に変化する場合のフィードバック推定に適したものである。
よく知られているバランス法は,上述した各種フィードバックを検出する方法である。文献では,HFIR炉(High Flux Isotope Reactor)の主要なフィードバックであるとして,異常の検知システムが検討された。文献では,TTR-1炉(Toshiba Training Reactor I)における制御棒,温度や毒物など多くのフィードバック検知システムが構築され,実験的にその有効性が評価された。いずれのシステムにおいても各種フィードバックは予め求めた校正曲線などを用いて静的に推定されている。しかし持続的に変動する原子炉の内部状態のフィードバックの推定には,このような静的推定よりも動的推定が適している。
本報では,数十秒程度の短時間で,周期的あるいは持続的に変動する異常を検知するため,原子炉の内部状態量からのフィードバックを動的に推定し,正味とのバランスから,異常を検知するシステムを提案する。本報では,時間応答の速い燃料温度や減速材温度などのフィードバックを動的に推定し,時間的にゆるやかに変化する燃焼度や毒物などのを無視した。さらに,高速実験炉「常陽」を対象とした数値シミュレーション実験に基づき提案システムの有効性と実用上の課題をまとめた。

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　筆者が20年以上にわたり, かかわってきた

測定技術, それを利用した炉物理試験技術や試験法の高度化について述べる。そのものや, 測定, 炉物理試験といった内容自体があまりなじみのないものかもしれないが, 原子力分野にはこのような分野もあり, 実測による結果で解析精度や解析手法の検証に役立つ場合もあるということをご理解頂ければ幸いである。

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ナトリウム冷却小型高速炉4Sを対象に、一次冷却材流量喪失時スクラム失敗事象（ULOF）時の炉心湾曲形状とそれに起因するの関係を定量的に把握するため、炉心平均出力／流量比（P/F）を変化させて詳細炉心湾曲解析を行った。その結果、4S炉の炉心湾曲は、P/Fが1.0の基準状態に対し、燃焼初期ではP/Fが2.0まで、燃焼末期では1.5までは従来炉と同様にP/Fの増加に伴い負のが増加するが、これらを超えるP/F条件では正の増加に転じ、最終的には正のとなることがわかった。また、燃焼末期の4S炉におけるULOF時のP/F変化をもとに、今回得られた解析結果を適用して炉心湾曲を予備評価したところ、P/Fによっては正のが投入されるもののその絶対値は小さく、正味の合計は負を維持するため、炉心湾曲は4S炉のULOF事象推移に大きな影響を及ぼすことなく、事象は安全に収束すると予測された。

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BN-600ハイブリッド炉心を対象にULOF時の炉心径方向膨張計算システムATLASを用いて評価し、高温領域で僅かに正のフィードバッグが現われることを確認した。また大きな負のフィードバッグが得られる新しい炉心拘束方策を立案した。

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Reactivity estimation using the neutron flux signal has been carried out mainly by two methods, inverse kinetics equation method and Kalman filtering method. Recently a new estimation method has been proposed. The method is based on the H_∞ optimal estimation theory and can improve rather slow time response of the Kalman filtering method.
The previous studies on these methods, however, have been reported independently. Hence, the information required to select the most suitable method seems to be insufficient, especially for those who plan to design a new reactivity meter. From this point of view, we carried out a comparison study on the important characteristics for reactivity measurement, noise filtering and time response, between H_∞ estimator and the inverse kinetics equation method derived by neglecting the time derivative of neutron flux.
The comparison results show that the two types of reactivity meters have similar characteristics. Also some findings are shown for the tunig guidance of a parameter(γ) which determines the characteristics of H_∞ estimator to be designed.

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　本稿では，Vuolteenaho（2002）モデルに基づき，発生項目やキャッシュフローが株式リターンにどのような影響を与えているか，そのについて分析した。VARを使用した分散分解分析の結果，わが国の株式リターンの変動に影響を与えている主要な情報はキャッシュフロー情報であることが示された。また，1990年代に入り発生項目のは減少しているが，将来キャッシュフローとの関係から，非裁量に比べて裁量的発生項目のは相対的に増加している。

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　PWR炉物理検査の手法については, 測定精度向上, 測定操作簡素化の観点から高度化が進められている。炉物理検査は定期検査上検のクリティカルパスであることから, 原子炉の稼働率向上の観点から測定時間を短縮するための努力を続けている。BWRにおいては近年, PWR炉物理検査にて使用する原子炉

計を使用した制御棒価値や等温温度係数の測定を試験的に実施している。本稿では, PWRにおける最近の炉物理検査の進展および原子炉計によるBWR炉心特性パラメータの測定について紹介する。

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