0001Nanashi_et_al.
2015/04/28(火) 10:13:20.97オーバードクター
の問題について
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オーバードクター
の問題について
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0215Nanashi_et_al.
2015/09/22(火) 09:14:01.90過去にも全宇宙制服をもくろむ鉄十字団のモンスター教授、とかいたし。
0216Nanashi_et_al.
2015/09/23(水) 23:40:48.530217Nanashi_et_al.
2015/09/26(土) 23:51:41.60知り合いには居るけどね
PhD取って十数年ポスドクやった後、
結局自分で作った、所員一名の「研究所」で教授やってる人
学会とかでも教授名乗ってるけど、別に誰も何も言ってない(言えない？)
0218Nanashi_et_al.
2015/09/27(日) 02:01:43.53国債学会で高専の准教授の先生が「プロフェッサー」呼ばわりされてて
ちょっと違和感があったんだけど、それよりも違和感がパネエ
0219Nanashi_et_al.
2015/09/27(日) 09:36:28.72今は名称変更して National Institute か
英名だけは立派だよなー、National だもんな
0220Nanashi_et_al.
2015/09/27(日) 10:00:40.21おかげで外人ポスドクから嫉妬されるぜ！
0221Nanashi_et_al.
2015/09/29(火) 13:00:31.31退官後のおじいさんが同じことやってるのは見た事があるけど若手の人がそれやってるのか…
0222Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 19:36:28.21その人は血筋もよく(旧帝 学部、院修了、某学会創設者の孫弟子)、それなりに研究業績もあったが、なかなかよい仕事がないようだ。ちなみにその人の経歴は以下の通り。
1 院修了後、独法研究所 ポスドク 3年
2 1の研究所で、パーマネント研究員 10年
(この間、海外留学2年あり)
3 2の研究所時代の上司が大学へ異動したため、パーマネント研究員から任期付きへ 変更 5 年
4 地方大 特任教授 3年
5 来年度から Fラン 一般教養教授 (任期なし)
0223Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 20:03:46.12非常におめでたい話ですね。
0224Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 20:08:12.83研究室に学生が付かないからゼミなどに時間をとられる事も無く、教育の合間に自分の手を動かせば
論文だって出せるから
0225Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 21:40:09.24今の分野はすごいコミュニティだしお金もたんまり(^_^;)
いやｗしかし博士もこの分野にするべきだったｗ
成果はまあまあだったがおたく研究のドル箱装置で遊び過ぎたわorz
0226Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 21:40:38.08その人の経歴3みたいなことって本当にあるの？法的な問題は？
0227Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 21:54:00.560228Nanashi_et_al.
2015/12/11(金) 23:39:47.100229Nanashi_et_al.
2015/12/12(土) 01:19:03.71労働契約通知書嫁
0230Nanashi_et_al.
2015/12/12(土) 19:42:54.76《《 アポロの嘘ついにバレる 》》
「スタンレーキューブリックがNASAの『月面着陸の偽シーン撮影』を監督したと告白」
http://www.collective-evolution.com/2015/12/10/stanley-kubrick-allegedly-admits-moon-landings-faked-in-new-film/
キューブリックとの約束で死後１５年経ってから公開することを約束していたジャーナリストが、１５年後の今、その情報を公開したそうです。
0231Nanashi_et_al.
2015/12/13(日) 10:32:44.35生物・化学系だと手作業ドレーてのがいないとデータが出にくい
0232Nanashi_et_al.
2015/12/13(日) 22:54:05.21医者を看護師扱いするみたいな話で信頼感ゼロ
0233Nanashi_et_al.
2016/02/02(火) 22:04:08.610234Nanashi_et_al.
2016/02/05(金) 20:47:59.07熊本大学大学院自然科学研究科（理学専攻 化学講座）女性教員の公募について
ttp://www.sci.kumamoto-u.ac.jp/topics/topics_20150326.html
0235Nanashi_et_al.
2016/02/06(土) 10:55:57.950236Nanashi_et_al.
2016/02/08(月) 00:08:56.41http://anond.hatelabo.jp/20160207203750
0237Nanashi_et_al.
2016/02/08(月) 20:28:01.51ありえるのかな・・・
0238Nanashi_et_al.
2016/02/08(月) 21:23:24.05優秀な人ならあり得る。
フィールズ賞受賞者はほぼ全員(反例は探せばあるかもしれないが)受賞までに教授になっている。
0239Nanashi_et_al.
2016/02/14(日) 02:49:59.36やっぱり鉄門はすごいな！30過ぎてアカポスにつけない奴らは猛省しろ！
むしろ死ね！
理研、
発生再生研究センターにシステム生物学の研究室を設置、27歳のチームリーダー
理化学研究所発生・再生科学総合研究センター（理研CBD）は、４月より
システム生物学の研究室を設置する。チームリーダーを務める上田泰己氏は、
東京大学大学院医学系研究科博士課程に在籍する現役の学生だ。
366 ：名無しゲノムのクローンさん：03/03/25 18:00
>365
本人でつか？
369 ：名無しゲノムのクローンさん：03/03/25 21:17
>>366
だと思います。
0240Nanashi_et_al.
2016/03/14(月) 18:40:32.28研究者をめざすのはつらいものがある。
http://heycere.com/%E7%A0%94%E7%A9%B6%E8%80%85%E3%82%92%E3%82%81%E3%81%96%E3%81%99%E3%81%AE%E3%81%AF%E3%81%A4%E3%82%89%E3%81%84%E3%82%82%E3%81%AE%E3%81%8C%E3%81%82%E3%82%8B%E3%80%82/
0241Nanashi_et_al.
2016/04/02(土) 09:06:08.74>カッシーナ連呼してる奴。しつけーぞお前 [無断転載禁止]©2ch.net
>ttp://wc2014.2ch.net/test/read.cgi/life/1456413260/
>
>1 名前：名無しゲノムのクローンさん 2016/02/26(金) 00:14:20.92
>完全にビョーキだろ。てめー小保方本人か？
>他人を吊し上げてもお前の罪は消えやしないんだ
>いいか必ず責任を取らせるからな。覚悟しておけ
0242Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 08:57:39.03転身を考えたらどういう道筋があるのかな？
麿に教えてたもれ
0243Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 12:25:09.21電話代 500万円
嫁給料 600万円
オーディオ 500万円
スピーカー100万円
タクシー代 ？
帝国ホテル 100万円
0244Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 12:27:41.250245Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 12:36:26.3430歳ぐらい以上のこの業界の人間ならみんな知っていること。
10年ほど前から，事情はあまり変わってないかもな。
0246Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 19:50:28.98パッと思いつくのは、コンビニ、ガソスタ、カラオケ店員かなぁ。
仕事なんて選ばなければ幾らでもあるからポジティブに生きようぜ。
俺はピンサロの雇われ店長になるよ。
0247Nanashi_et_al.
2016/04/09(土) 22:10:41.52やっぱりねって感じしかないな。普通の人間はここまで卑しくなれないからな。
何代も卑しくないと、こんな基地外マタハラ自己愛泥棒飢穢堕卑賂鬼とか出来上がらないだろw
0248Nanashi_et_al.
2016/04/11(月) 20:37:20.80アカポス楽勝らしいじゃねーか
楽勝例外もちゃんと教えとけよ
ボケ
0249Nanashi_et_al.
2016/04/11(月) 22:10:39.15http://1000nichi.blog73.fc2.com/blog-entry-7696.html
税金の無駄遣い？STAP細胞関連経費1億4500万円 小保方晴子氏の検証実験参加は不要だったで書いた理研の税金の無駄使い。
実は小保方晴子さんらのSTAP細胞関連だけでなく、別の問題にも触れられていました。扱いが小さかったんですけど、こちらもすごく問題だと思います。
(中略)
●本来なら大問題である税金の無駄遣い
この高級家具の件は、小保方晴子さんが買ったのでは？と、STAP細胞疑惑のときにいっしょに話題になったものです。しかし、すぐに東大教授になった別の方のところで購入したものだと、断定されていました。
違っていたら困りますし、名前を出しちゃうとあれかな？と思うので書きませんが、「カッシーナ・イクスシー 東大教授」あたりで検索すると簡単に出ます。もうあだ名が「カッシーナ」という感じになっていました。
「計２８８個の穴があること」など、実質的に特定のブランド以外を排除した購入など認められるはずがないものであり、本来なら非常に問題です。これは小保方さん問題以上に返金を求めやすくないですかね？
マスコミはこっちの問題ももっと追求すべきだと思います。
0250Nanashi_et_al.
2016/04/26(火) 21:13:18.082015年11月6日 (金)
２０１４年度税金の無駄遣い１５６８億円
http://www.tv-asahi.co.jp/dap/bangumi/hst/news/detail.php?news_id=44046
会計検査院は６日、２０１４年度の税金の無駄遣いなどをまとめた報告書を公表し、１５６８億円の無駄があったと指摘した。
理化学研究所がＳＴＡＰ細胞の研究に使った費用は５３２４万円。このうち、イタリアブランドの椅子やテーブルを購入した費用が９５４万円に上った。
0251Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 03:49:29.63これってポスドクっていうの？
40過ぎたら公募も通らないって出してもいないんだけどほんとにそうなの？
給料半分になっちゃったんだけど、この先無職とかあるの？
今は上司の温情で有給だけど一年契約の研究職とかよくわからないポスト。
誰か教えて…
0252Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 04:57:16.27その通りです。お先真っ暗で、これから大学のまともな職につける
可能性は20％くらいです。さっさと就職活動をして民間企業のしかるべき
研究開発部門に就職してください。あるいは英語や数学の知識をいかして
メーカーの事務系でもいいです。結婚している人は家族に責任があります。
さっさと就職活動しなさい。
0253Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 05:58:29.66いや、ちょっと待て。
公募にも通らないって言って出さなかったら無職になるだけだろｗ
0254Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 08:28:26.63よし男女差別だな
0255Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 15:28:52.35可能性20％と言ったら、5人に1人はまともな職につけるという意味だろ。
そんな高い確率なわけがない。
民間だって、大学で落ちこぼれたやつをわざわざ採用する理由がない。
0256Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 15:41:55.580257Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 20:50:04.64普通の人間が明日死んでも、３０年後死んでも、人類にとっては大差ないよな
0258Nanashi_et_al.
2016/05/10(火) 23:19:45.88民間の開発部門なめんな。殉教くらいでも40過ぎたらいらねーよ。
0259Nanashi_et_al.
2016/05/11(水) 01:31:39.54優秀な人は引き続き研究できます。
0260Nanashi_et_al.
2016/05/11(水) 17:13:42.450261Nanashi_et_al.
2016/05/12(木) 00:08:33.730262Nanashi_et_al.
2016/05/12(木) 10:14:57.59少ない社会経験で判断しすぎ。
0263Nanashi_et_al.
2016/05/15(日) 13:29:51.44関関同立と同等で名古屋大ギリ落ちも結構いるから、学生の質もまあまあ
人気も規模も中部地区随一で、三菱グループやトヨタグループがバックについてて資本もでかい
こんなチャンス、めったにないと思うぞ
名城大学 教員公募について
http://www.meijo-u.ac.jp/news/detail.html?id=qRr7Wj
経済学部【募集期間 ～2016年9月2日（日）必着】
・中小企業論及び中小企業政策論
都市情報学部 都市情報学科【募集期間 ～2016年7月31日（日）消印有効】
・図形画像処理
理工学部 数学科【募集期間 ～2016年7月4日（月）必着】
・数理情報分野（確率論、統計数学、数理ファイナンスなど）
・計算機を援用した数学（分野は問わない）
・数理情報分野（確率論、統計数学、数理ファイナンスなど）
・代数学分野
理工学部 電気電子工学科【募集期間 ～2016年6月30日（木）必着】
・制御工学および電子工学
理工学部 交通機械工学科【募集期間 ～2016年7月22日（金）必着】
・制御，機械力学，振動学
理工学部 メカトロニクス工学科【募集期間 ～2016年7月31日（日）必着】
・医療・福祉機械、知能機械
0264Nanashi_et_al.
2016/06/03(金) 02:21:42.31いま世間に認知してもらうには「待機博士問題」、これ。
0265Nanashi_et_al.
2016/06/03(金) 21:52:54.29そこはコネがないと無理だったのでは？
0266Nanashi_et_al.
2016/06/03(金) 23:30:16.77大学教員は「任される人」
コネで就職先を斡旋されるにしても、この違いは大きい。
0267Nanashi_et_al.
2016/06/05(日) 01:49:51.54今の30－40代可哀そうだな
0268Nanashi_et_al.
2016/06/05(日) 20:07:30.29OD問題自体は水月昭道はじめ多くの人が執筆したおかげで広く知れ渡ったが、
それでも野球選手を目指す若者が後を絶たないように、
研究者を目指す人の間の過当競争は永遠に続くだろう。
0269Nanashi_et_al.
2016/06/05(日) 22:47:20.28ノ:;;,ﾋ=-;､
＋ (~´;;;;;;;ﾞ'‐;;;）
,i`（;;;ﾞ'―---‐'ヾ
さすが↑田だ ヽ;;';ｰ--―-､'';;;;;ﾞ）
何とも無いぜ /:::::,r'´ｶｯｼｰﾅ ヽ:::::::::l,
＿＿＿＿＿＿＿＿l:::::::l_,,_ _,,-‐-: :'l:::::::::l ＋
ﾌﾟｽｰ ＼ ／ ゝ::iｨ'"｀ﾞ`t‐l´￣~ﾞi､:.l:::::::::l 余裕
| | ￣ δ|ﾞ ＋.. ﾞﾋﾞ'--‐i ﾞ'‐-‐'': :`'´ i丿余裕 .| |
==ヽ===============| ﾞi . (●●) .. : : : ﾘﾉ ========/==
|| ＼ ﾞi r--‐ｰｯ : :r､ノ . .||
|| ヽ＋/､＿＿＿＿＿＿|. ﾞi ｀`''''"´ : :/ . ... ||
|| ● '´| /ﾉ / ﾉ | / ﾞi､,＿＿＿／ ＋ ...||
|| ● (,_ﾉ" ｀" (_ﾉ ... . ||
|| 自己愛ポエム ) カッシーナ （税金泥棒. . . ..... ||
|| 帝国ホテル ブレゲ) （マタハラ 電話代 嫁給料 ; ' . ..... .||
||パックリーナ ( キックバック （ ( ） ） （ （タクシー代）ヽ ( ､）ヽ..... . .... ||
|| ; : , ) ) )ヽ（ ( :（ 盗作 パワハラ （ ） ）; （ （ （､ ...... ||
|| ； ・ ）ヽ 電話代（ ） （ホラフキン .） （____） ） ））；| . ||
|| )`､ （ （ .）288穴,,-､__ ;; .､オーディオ機器 （／（＿）ヽ ）ヽ ;; ..||
|| ( （__ノ `-'穴ルプレイ~会計検査院､.､. ） ( （ ）ヽ離婚２回.. ||
0270Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:22:13.57http://mitochondrion.jp/
三澤 毅（みさわ つよし）
京都大学原子炉実験所教授．
京都大学工学部原子核工学科卒業（1984年），工学博士（京都大学，1989年）．名古屋大学大学院工学研究科原子核工学専攻助手，京都大学原子炉実験所助教授，同准教授を経て現職．専攻：原子炉物理，原子力教育．
宇根﨑博信（うねさき ひろのぶ）
京都大学原子炉実験所教授．
大阪大学工学部原子力工学科卒業（1985年），エネルギー科学博士（京都大学，2001年）．京都大学原子炉実験所助手，京都大学原子炉実験所助教授を経て現職．専攻：原子炉物理，原子力教育．
卞 哲浩（ぴょん ちょるほ）
京都大学原子炉実験所助教．
名古屋大学工学部原子核工学科卒業（1997年），エネルギー科学博士（京都大学，2000年）．産業技術総合研究所特別研究員，京都大学原子炉実験所助手を経て現職．専攻：原子炉物理，原子力教育．
0271Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:22:39.48元データ 所属 京都大学原子炉実験所
関連著者
三澤 毅 関連論文著者 円グラフ
堀田 栄喜 東京工業大学
増田 開 京都大学エネルギー理工学研究所
堀田 栄喜 東京工業大学大学院総合理工学研究科
吉川 潔 京都大学エネルギー理工学研究所
山本 靖 京都大学エネルギー理工学研究所
高松 輝久 京都大学エネルギー理工学研究所
山内 邦仁 東京工業大学大学院総合理工学研究科
大西 正視 関西大学工学部
代谷 誠治 京都大学原子炉実験所
高橋 佳之 京都大学原子炉実験所
代谷 誠治 京大 炉
代谷 誠治 京大
大澤 穂高 関西大学工学部
多幾山 憲 広島大学大学院工学研究科
督 寿之 京都大学エネルギー理工学研究所
大沢 穂高 関西大学工学部
久保 美和 日揮株式会社産業プロジェクト統括本部原子力・環境プロジェクト事業部
大西 正視 関西大学 工学部
大澤 穂高 関西大学 工学部
0272Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:22:57.61元データ 所属 京大
関連著者
代谷 誠治 関連論文著者 円グラフ
代谷 誠治 京大 炉
代谷 誠試｡ 京都大学原子炉実験所
宇根崎 博信 京大 炉
宇根崎 博信 京大
Unesaki Hironobu Nuclear Energy Science Division Research Reactor Institute Kyoto University
Unesaki H Nuclear Engineering Science Division Research Reactor Institute Kyoto University
堀田 栄喜 東京工業大学
増田 開 京都大学エネルギー理工学研究所
堀田 栄喜 東京工業大学大学院総合理工学研究科
吉川 潔 京都大学エネルギー理工学研究所
山本 靖 京都大学エネルギー理工学研究所
高松 輝久 京都大学エネルギー理工学研究所
山内 邦仁 東京工業大学大学院総合理工学研究科
大西 正視 関西大学工学部
三澤 毅 京都大学原子炉実験所
高橋 佳之 京都大学原子炉実験所
大澤 穂高 関西大学工学部
岩崎 智彦 東北大学
大井川 宏之 日本原子力研究所
大井川 宏之 原研
山根 義宏 名古屋大学
多幾山 憲 広島大学大学院工学研究科
督 寿之 京都大学エネルギー理工学研究所
大沢 穂高 関西大学工学部
久保 美和 日揮株式会社産業プロジェクト統括本部原子力・環境プロジェクト事業部
山根 義宏 名古屋大
大西 正視 関西大学 工学部
大澤 穂高 関西大学 工学部
代谷 誠治 京都大学・原子炉実験所
Oigawa Hiroyuki Center For Neutron Science Japan Atomic Energy Research Institute
重留 義明 名古屋大学工学部
居島 一仁 名古屋大学工学部
重留 義明 資源エネルギー庁
0273Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:23:38.34危険性を訴えたら、監視・尾行された
2011年04月30日（土） 週刊現代
http://gendai.ismedia.jp/articles/-/2462?page=2
原発を所管する経済産業省と文部科学省は、電力会社に許認可を与える代わりに、電力会社や数多ある原発・電力関連の財団法人などに天下りを送り込む。
さらに、研究者たちは国の原子力関連委員を務め、官僚たちとともに原子力政策を推進していく。
簡単に言えば、原発ムラとは、潤沢な電力マネーを回し合うことでつながっている産・官・学の運命共同体なのである。テレビに出て、どう見ても安全とは
思えない福島第一原発の状況を前に、しきりに「安全です」「人体に影響はありません」などと語る学者から、原子力委員会、原子力安全委員会、経産省外局の
原子力安全・保安院、東京電力も、それぞれ立場は異なるものの同根だ。
経産省OBが語る。
「京大の原子炉実験所も、基本的には原発推進派の人物が多い。現在の原子力安全委員会でも、会見で話す機会が多い代谷誠治氏は、京大原子炉実験所の所長でした。
ただ、京大は『熊取6人組』のように、反原発の立場から原発を研究する人も受け入れている。原発ムラの中心にいる東大には反原発の現役研究者は皆無です」
この経産省OBが言うように、原発ムラの頂点に立つのが東京大学大学院工学系研究科のOBたち。たとえば、原子力委員会委員長の近藤駿介氏、
原子力安全委員会委員長の班目春樹氏は、いずれも同研究科OB。NHKの解説でおなじみの関村直人氏、さらに実質的に日本の原子力政策を決めている
資源エネルギー庁原子力部会部会長の田中知氏は、同研究科のOBにして、現在は同研究科教授といった具合だ。
0274Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:24:01.31いくことは楽なことではない。彼らのうち誰一人、教授になっていないという事実が、学内での微妙な立場を物語っている。現在、実験所には約80人の
研究者がいるが、瀬尾氏が亡くなり、3人が定年を迎えたことで、反原発の立場なのは小出氏と今中氏の二人だけだ。小出氏が苦笑しながら言った。
「同僚から異端視されることはないけど、京大も国・文科省の傘下にある。その国が原発推進というのだから、傘下の研究所で国に楯突くのは好ましく
ないという事情はあるでしょうな。嫌がらせを受けたと感じたことはないけど。
私もかつては研究費をもらおうと文科省に申請したことがあるけど、審査がまったく通らない。なぜ通らないかは何とも言えませんが(笑)。
ああいう研究費って、力を持った教授のお手盛りで決めるからね」
他のメンバーに「反原発」で不自由を感じたことはないかと尋ねたところ、次のようなエピソードが並んだ。
・メディア関係者の取材に同行し、原発関連企業を訪れたが、自分だけ門前払いを喰った。
・科学技術庁(当時)に実験装置設置の認可を得るべく折衝したが、反原発訴訟に関係していることがわかった途端に申請を受け付けてもらえなくなった。
・上司が会合で他大学の教授から「あの6人組はなんとかならんか」と言われた。
0275Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:24:32.98https://kaken.nii.ac.jp/ja/grant/KAKENHI-PROJECT-18206095/
研究課題
研究課題/領域番号 18206095
研究種目
基盤研究(A)
審査区分 一般
研究分野 原子力学
研究機関 京都大学
研究代表者
代谷 誠治 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (80027474)
研究分担者 三澤 毅 京都大学, 原子炉実験所, 准教授 (70219616)
卞 哲浩 京都大学, 原子炉実験所, 助教 (50362413)
連携研究者 宇根崎 博信 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (40213467)
竹田 敏一 福井大学, 国際原子力研究所, 教授 (30116058)
山根 義宏 名古屋大学, 工学研究科, 教授 (60115649)
岩崎 智彦 東北大学, 工学研究科, 准教授 (70184869)
中島 健 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (60355047)
北田 孝典 大阪大学, 工学研究科, 准教授 (60263208)
山本 章夫 名古屋大学, 工学研究科, 准教授 (50362265)
北村 康則 日本原子力研究開発機構, 原子力基礎工学研究部門, 副主任研究員 (60332706)
橋本 憲吾 近畿大学, 原子力研究所, 教授 (70218410)
島津 洋一郎 北海道大学, 工学研究科, 教授 (60312378)
堀 順一 京都大学, 原子炉実験所, 助教 (30362411)
佐野 忠史 京都大学, 原子炉実験所, 助教 (10523152)
林 栽〓 京都大学, 原子炉実験所, 特定助教 (50544003
0276Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:24:49.19研究課題ステータス 完了(2009年度)
配分額 *注記
49,530千円 (直接経費 : 38,100千円、間接経費 : 11,430千円)
2009年度 : 8,970千円 (直接経費 : 6,900千円、間接経費 : 2,070千円)
2008年度 : 8,190千円 (直接経費 : 6,300千円、間接経費 : 1,890千円)
2007年度 : 11,570千円 (直接経費 : 8,900千円、間接経費 : 2,670千円)
2006年度 : 20,800千円 (直接経費 : 16,000千円、間接経費 : 4,800千円)
キーワード 原子炉物理 / 計算手法 / 実験手法 / 高度化 / 次世代原子炉 / 軽水炉 / 研究開発 / 国際共同研究
/ 次世代型軽水炉 / 加速器駆動未臨界炉 / 実験技術 / 計算法 / 日仏セミナー / 研究協力協定 / 日仏共同研究 / 超ウラン元素
/ 臨界集合体 / 共鳴自己遮蔽 / ドップラー反応度 / 核データ
研究概要
京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)で共同利用研究を行う日本の大学連合(JUA)とフランス原子力庁(CEA)とが研究協力協定に基づき、
次世代型軽水炉等の炉物理に関する研究開発を双方で独自に推進しつつ、日仏セミナーを開催して研究成果を交流する中で適宜共通の
テーマを設定する形で共同研究を行い、核計算と炉物理実験手法の高度化を図った。その結果、中性子の共鳴吸収反応の取扱い、
超ウラン元素の核データ評価、各種反応率分布測定や未臨界度測定等々における精度が向上した。
0277Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:25:12.91https://kaken.nii.ac.jp/ja/grant/KAKENHI-PROJECT-25420906/
研究課題
研究課題/領域番号 25420906
研究種目
基盤研究(C)
審査区分 一般
研究分野 原子力学
研究機関 京都大学
研究代表者
三澤 毅 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (70219616)
研究期間(年度) 2013-04-01 – 2017-03-31
研究課題ステータス 交付(2014年度)
配分額 *注記
5,070千円 (直接経費 : 3,900千円、間接経費 : 1,170千円)
2015年度 : 910千円 (直接経費 : 700千円、間接経費 : 210千円)
2014年度 : 1,430千円 (直接経費 : 1,100千円、間接経費 : 330千円)
2013年度 : 2,730千円 (直接経費 : 2,100千円、間接経費 : 630千円)
キーワード 核物質 / 中性子 / 核セキュリティー / 加速器 / 放射線 / セキュリティー
現在までの達成度 (段落)
当初の予定では本年度に京都大学臨界集合体実験装置において濃縮ウラン体系とコッククロフト・ウォルトン加速器での
DT反応によるパルス状中性子発生装置を組み合わせて核物質探知の基礎実験を行なう予定であったが、原子力規制庁による
研究炉の新規制基準の審査が長引いているためこれらの実験を行うことができなかった。
しかし、この間に新たにガンマ線を用いた雑音解析法の実験と解析を行うことができ、ガンマ線と中性子を併用することの
有効性について確認することができた。また昨年度までの実験データを基に、遅発中性子源による中性子源増倍法という
新しい実験手法の有効性についても確認することができた。そのためほぼ当初の目的通り研究は進展していると考える。
現在までの達成度 (区分)
現在までの達成度 (区分)
おおむね順調に進展している
0278Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:25:36.30https://kaken.nii.ac.jp/ja/report/KAKENHI-PROJECT-25420906/RECORD-254209062014hokoku/
研究課題
研究課題/領域番号 25420906
研究種目
基盤研究(C)
審査区分 一般
研究機関 京都大学
研究代表者
三澤 毅 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (70219616)
研究期間(年度) 2013-04-01 – 2017-03-31
キーワード 核物質 / 中性子 / 核セキュリティー / 加速器
現在までの達成度 (段落)
当初の予定では本年度に京都大学臨界集合体実験装置において濃縮ウラン体系とコッククロフト・ウォルトン加速器でのDT反応による
パルス状中性子発生装置を組み合わせて核物質探知の基礎実験を行なう予定であったが、原子力規制庁による研究炉の新規制基準の
審査が長引いているためこれらの実験を行うことができなかった。
しかし、この間に新たにガンマ線を用いた雑音解析法の実験と解析を行うことができ、ガンマ線と中性子を併用することの有効性に
ついて確認することができた。また昨年度までの実験データを基に、遅発中性子源による中性子源増倍法という新しい実験手法の有効性
についても確認することができた。そのためほぼ当初の目的通り研究は進展していると考える。
今後の研究の推進方策
来年度も原子力規制庁による研究炉の新規制基準の審査が長引くことが予想されるため、京都大学臨界集合体実験装置を用いた実験を
行うことは難しいと考えられる。しかし、今年度、京都大学臨界集合体実験装置の実験室に新たに小型のパルス状中性子発生装置
（IEC実験装置）が設置されたので、この装置と天然ウランを組み合わせた核物質探知実験を行うことを予定している。さらにAm-Be
中性子源と天然ウランによるガンマ線計測実験を引き続き実施し、ガンマ線の雑音解析法のさらなる進展を目指す。
0279Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:26:09.69ウラン等の核物質の量を測定することは、核燃料の臨界安全を確保するためばかりではなく、海上輸送用コンテナ等に違法に隠匿された
核爆弾の原料となり得る核物質を探知するという核テロを防ぐ核セキュリティ対策としても重要な課題である。本研究においては核物質の
探知・定量方法として、パルス中性子を用いた遅発中性子雑音解析法という新しい測定解析手法を提案し、そのための核燃料を用いた
基礎実験と解析を行うことを通じて本解析法の有効性と問題点を明らかにし、さらに新しい実験手法を開発することを目的としている。
当初の予定では本年度に京都大学臨界集合体実験装置において濃縮ウラン体系とコッククロフト・ウォルトン加速器でのDT反応による
パルス状中性子発生装置を組み合わせて核物質探知の基礎実験を行なう予定であったが、原子力規制庁による研究炉の新規制基準の審査が
長引いているためこれらの実験を行うことができなかった。そこで天然ウランとAm-Be中性子源を組み合わせて未臨界体系における実験を行った。
従来は中性子検出器のみでの計測を検討していたが、測定精度向上のため新たにガンマ線での計測も併用して行う新しい実験手法の開発を
進めることができた。その結果、ガンマ線のエネルギースペクトルと検出時間を同時に測定し、ガンマ線エネルギーを適切に設定して
雑音解析を行うことにより核分裂反応の連鎖反応を検知すること、すなわち核燃料の探知を行うことができることが判った。ガンマ線
検出器は中性子検出器に比べて検出効率が高いため、本州法で採用することは非常に有効であると考えられる。また、昨年度までの実験で
得られた測定データをもとに、遅発中性子による中性子源増倍法という新しい実験手法を開発し、これにより未臨界体系での未臨界度測定の
精度を向上させることができることが判った。
次年度使用額が生じた理由
平成26年度は原子力規制庁による研究炉の新規制基準の審査が長引いたため、臨界実験装置および併設したコッククロフト型DT加速器が
使用できなく、当初計画していた研究予定を変更せざるを得なかったため。
0280Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:26:30.42平成26年度中に天然ウランを用いた新しい実験を開始し、さらに年度末には新たに別のパルス状の中性子を発生することができる装置を設置し、
平成27年度より実験に供することができるようになった（この装置の設置は当初の計画には無かった）。そのため、これらの実験を
展開するための測定装置等（データ収集装置、および検出器）を年度当初に購入し研究を遂行する予定である。
0281Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:26:49.48http://mitochondrion.jp/phd.html
先に述べたように、私は、加速器駆動未臨界炉については当初より若干の疑問を抱いていたし、
研究と学習を進めていく中で、その疑問は徐々に膨んでいった。
修士課程への進学を検討しているという学部学生が、研究室の見学に訪れることがある。 そうした際には、
我々大学院生が研究内容などを説明する機会もあるのだが、 加速器駆動未臨界炉については私が話すことが
多かったように思う。 そうした場合の説明は、その時点での私の加速器駆動未臨界炉に対する疑問の程度により、
大きく左右された。 「加速器駆動未臨界炉は非常に素晴らしい、将来が期待される技術である。」というような
説明をしたこともあるし、 「加速器駆動未臨界炉は胡散臭い。この研究室に来ても、加速器駆動未臨界炉の研究は
避けた方が良い。」などと言ったこともある。
そのように、加速器駆動未臨界炉に対する考えは揺れ動いていたのだが、 博士課程に進学してから、加速器駆動
未臨界炉はインチキだ、との確信が徐々に強まっていった。 これは、一つには私が原子炉というものをより深く
理解できるようになってきたために正しい判断が可能のなったがためであろう。 だが、もっと大きいのは、原子炉業界
で数年間を過ごし第一線の研究者の皆様と話す機会も経験する中で、 時には本音に近い腹の内を聴くこともできる
ようになったことである。 すなわち、加速器駆動未臨界炉が実は胡散臭いということは、ほとんど全ての研究者が
内心では思っているらしい、ということが 薄々ではあるが理解できてきたのである。 とある欧州の研究者などは、
個人的なメールで 「加速器駆動未臨界炉自体は、ほとんど役に立たないと思われる」という趣旨のことを、はっきりと書いてくださった。
結局、加速器駆動未臨界炉は、研究予算を獲得しやすいから研究しているに過ぎないのではないか。 いわゆる「
加速器駆動未臨界炉の利点」は、無理矢理ひねりだした、誰も信じていない、後付けの説明ではないか。
0282Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:27:11.64後から思えば、この言葉は、正しかった。 研究のための研究、予算のための研究としか、思われない。 私は研究者になりたかったが、
しかし、世間を欺く研究などには従事したくない。
私の研究室の助教は、Physor 2010 で、我々が保有している小型原子炉と加速器を組み合わせて行った実験について報告した。
これは、核燃料としてトリウムのみを用い、ウランなどは全く使わない原子炉に対して 加速器から中性子を供給し、
様々な測定を行ったものである。
これは、加速器駆動未臨界炉としてはかなり異色である。 ふつう、トリウムを用いた原子炉においては、
核燃料としてはトリウムとウラン 233 の混合物を用いる。 なぜならばトリウム自体はほとんど核分裂を起こさず、
中性子を吸収してウラン 233 に変化し、 そのウラン 233 が中性子と反応して核分裂を引き起こすからである。
助教が発表を終えると、会場からは「炉心にはウランは入っていないのか」との質問が出た。 これは当然、
「トリウムだけを入れて、何の意味があるのか」という意味の質問であろう。 しかし助教は「ウランは入っていない。トリウムだけである」
とのみ答え、その目的については言及しなかった。
実際、あの実験は無意味であったと思う。トリウムだけから成る原子炉は非現実的であるし、 トリウム自体の物性を測定するには、
誤差が大きすぎる。 実験のための実験に過ぎず、論文のための論文であり、科学的価値がない。 井の中の蛙、自己満足のための研究である。
もちろん私は、その実験の責任者である准教授 (後に教授) に何度が質問をし、 そうした実験は無意味ではないかと述べた。
だが、彼は、私のような蒙昧な学生の意見に貸す耳を持っていなかったようである。 助教には何度も意見を述べたが、
彼は私の意見に同調する様子をみせながらも、准教授には何も言わなかったようである。
当時の准教授ってのが三澤毅
0283Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:28:36.26http://detail.chiebukuro.yahoo.co.jp/qa/question_detail/q1459143829
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知恵コレ
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asakusauさん2011/4/114:42:57
原子力安全委員「代谷誠治」について。
IAEAが飯館村の高濃度汚染を指摘したら，「それは草の上の値で、我々は空気中の濃度を測定しているから，
人体に対しては自分たちの測定が正しいから値は見直さない」とか云うことを，隣の年寄りとニタニタ笑いながら発表していました。
では、この老人達はその草の上に座って「空気の汚染状況測定」をやれるんですかね？
あるいはその草でサラダでも作ったら食うんでしょうか？
代谷誠治 などの云うことが正論なら野菜や牛肉などの販売規制などする必要がないことになるのではありませんか？
老人特有の下らない「我」と幼稚な「縄張り意識」で国民の命を危険にされ素リスクを恐れないとは、こう言う人間は直ちに退任させるべきだと思いました。
こう言う程度の低いのが”安全委員会”では原発の運用には反対していくしか無くなると思いますが。 👀
Rock54: Caution(BBR-MD5:0be15ced7fbdb9fdb4d0ce1929c1b82f)
0284Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:28:55.23プロフィール画像
league_syさん 2011/4/115:05:47
「原子力安全委員会」というのは、「原子力発電を安全に見せかけるための委員会」「原子力産業の身の安全を確保するための委員会」です。
「専門的、中立的な立場」と言いますが、現実には客観的に原子力発電が安全かどうかを判断するための組織ではありません。
基本的に、原子力発電は安全ではないものを安全と言い、経済的ではないものを経済的だと言わないと推進できなかったものです。
それを推進する立場に立とうとすれば、そこに「嘘」や「言い訳」が混じるのは当然のことです。また、原発は、原子炉の定期検査時の点検などで
多くの労働者が被曝することが前提の施設ですから、いつの間にか人間を大切にする、という視点も麻痺してしまいます。まず、原発がありきで、
そこに人間がくっついていくという思考方法のなかで生きているため、原発の事故でたくさんの人間が故郷を追われていても、原子力安全委員会の
人たちは痛みは感じません。つまり、彼ら自身が原発の「奴隷」になっているのです。だから、「原発に忠誠を示した」ということで、この時期にニタニタ笑えるのです。
また、現在の原子力安全委員会の委員長は東芝出身の斑目春樹という人物です。今回も、事故発生から12日間に渡り取材を拒否し続けていました。
その理由は、「官邸や文部科学省へ伝えれば良いと考えていた」ということです。国民には知らせなくて良い、国民には知られると都合の悪い事実がある、
ということです。もし、もっと誠実な人たちによって構成されている委員会なら、今回の事故以前に日本の原子力政策はもう少し違ったものになっているでしょうね。
0285Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:29:17.472011-04-12 21:16:27
http://ameblo.jp/pieropieropiero/entry-10859751486.html
テーマ：ブログ
安全委がレベル７の可能性認識 危険性認識も見直し求めず
原子力安全委員会の代谷誠治委員は１２日、経済産業省原子力安全・保安院が福島第１原発事故の深刻度を国際評価尺度（ＩＮＥＳ）の
暫定評価で「レベル７」としたことについて、３月２３日の時点でレベル７に相当する危険性があると認識していたが、これまでに暫定評価の
見直しを保安院に求めなかったことを明らかにした。代谷委員は記者会見で「尺度評価は保安院の役割だ。（安全委が評価見直しを）
勧告しなければならないとは考えない」とし、原子力安全委は関与しないとの姿勢を強調した
0286Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:29:32.10あほですか
この原子力安全委員会の代谷誠治委員という馬鹿
何のためにある機関なんですかね
原子力何たらというところはねどうせ東電や関西電力から
ターーーくさん
接待けて
骨抜きになっている
天下り先も確保してくれる
原子力何たらなどというところは電力会社にお墨付きを与えるだけの機関なんですよ
レベル７でも５です４ですと低めに言うのは
当然で当初からアメリカはレベルはもっと高いと言っていたが
受け付けなかったのは銭をターーーくさん委員がもらっているからだな
避難する人々が被爆しているとするならそれは人災になると思うな
東電だけでなくこの原子力何たらのおっさんたちもきちんと話し合いの場にだして罵声を浴びせかければいい
「あほぼけ、チンカス」
とねたくさんの犠牲者がでるだろうね
「そんなことしるかい、天下りが大切」
その姿勢がたくさんんの犠牲者を出す
原子力何たらの委員の名前をすべて公にしてやればいい
0287Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:29:59.19代谷 誠治
シロヤ セイジ
所属
内閣府原子力安全委員会
職名
原子力安全委員会委員
学位
工学博士
研究キーワード
炉物理(4) , 核特性(1) , 核設計(1) , 臨界安全(8) , 臨界実験(3) , 新型炉(2) , 消滅処理(1) , 研究炉(4) ,
中性子工学(5) , 原子炉計測(1) , トリウム燃料サイクル(1) , 加速器駆動未臨界炉(1)
研究分野
総合工学 / 原子力学 /
0288Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:30:21.23テキストで表示
1974年4月
京都大学原子炉実験所助手
1990年9月
京都大学原子炉実験所助教授
1996年4月
京都大学原子炉実験所教授
2003年4月
京都大学原子炉実験所長
学歴
テキストで表示
- 1974年
京都大学 工学研究科 原子核工学専攻
- 1969年
京都大学 工学部 原子核工学科
Misc
テキストで表示1234>
トリウムサイクルと加速器駆動型未臨界炉の炉設計のために必要な研究
原子核研究(1998). 43(1). 27-36
Variance-to-Mean Method Generalized by Linear Difference Filter Technique
Ann. Nucl. Energy(1998). 25(9). 639-652
Measurement of Eigenvalue Separation by Using Position Sensitive Proportional Counter
Ann. Nucl. Energy(1998). 25(10). 721-732
Time-Spatial Neutron Measurement by Using Position-Sensitive 3He Proportional Counter
Nucl. Instr. Meth. in Phys. Res. (1999). A 422(1/3). 64-68
Measurement of Neutron and γ-ray Intensity Distributions with An Optical Fiber-Scintillator Detector
Nucl. Instr. Meth. in Phys. Res. (1999). A 422. 129-132
0289Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:30:38.99日本原子力学会(839) , 米国原子力学会(17) , 日本加速器学会(118)
Works
テキストで表示
原子力基礎研究（日本原子力研究所） （動力炉核燃料開発事業団） （原子燃料工業） （堀場製作所）
加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究
2000年 - 2002年
競争的資金等の研究課題
テキストで表示
臨界実験による原子炉の核特性研究
臨界実験による核データ・核計算コードの評価
臨界集合体を用いた臨界安全研究
トリウム燃料原子炉、消滅処理用原子炉、研究用原子炉、加速器駆動未臨界炉等の新型原子炉の核設計
新しい原子炉計測法の開発
0290Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:32:37.46その他のタイトル: 装荷パターン最適化手法を用いたPWR炉心燃料管理の高度化に関する研究
著者: Yamamoto, Akio
著者名の別形: 山本, 章夫
発行日: 23-Mar-1998
出版者: Kyoto University
記述: 本文データは平成22年度国立国会図書館の学位論文(博士)のデジタル化実施により作成された画像ファイルを基にpdf変換したものである
学位授与大学: Kyoto University (京都大学)
学位の種類: 新制・課程博士
取得分野: 博士(エネルギー科学)
報告番号: 甲第7440号
学位記番号: 博第3号
請求記号: 新制/エネ/1
研究科・専攻: 京都大学大学院エネルギー科学研究科エネルギー社会・環境科学専攻
論文調査委員: (主査)教授 神田 啓治, 教授 吉川 榮和, 教授 代谷 誠治
学位授与の要件: 学位規則第4条第1項該当
DOI: 10.11501/3135597
URI: http://hdl.handle.net/2433/156982
出現コレクション: 博士(エネルギー科学)
0291Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:33:15.10FOR PRESSURIZED WATER REACTORS
USING LOADING PATTERN OPTIMIZATION METHODS
AKIO YAMAMOTO
Submitted for the Degree
of
Doctor of Energy Science
of
KYOTO UNIVERSITY
0292Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:33:36.73CHAPTER 1. INTRODUCTION
1.1 Background ---------------------------------------------------------------------------- 1-1
1.2 Basics of in-core fuel management for PWR -------------------------------- 1-2
1.2.1 Description of a PWR core from a viewpoint
of in-core fuel management -------------------------------------------- 1-2
1.2.2 Design process of a fuel loading pattern --------------------------- 1-4
1.2.3 Impact of a loading pattern on the core characteristics ------- 1-4
1.2.4 In-core and ex-core fuel managements ----------------------------- 1-6
1.3 Descriptions of the loading pattern optimization problem ------------- 1-7
1. 3.1 Features --------------------------------------------------------------------- 1-7
1.3.2 Objectives and Constraints -------------------------------------------- 1-8
1.3.3 Traditional Approach ---------------------------------------------------- 1-12
1. 3.4 Advanced Approach ------------------------------------------------------ 1-16
1.4 Purpose of this thesis -------------------------------------------------------------- 1-17
1.5 Contents of this thesis ------------------------------------------------------------ 1-19
REFERENCES FOR CHAPTER 1 ------------------------------------------------- 1-22
0293Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:33:59.62OPTIMIZATION METHODS FOR IN-CORE FUEL MANAGEMENT
OFPWR
2.1 Introduction -------------------------------------------------------------------------- 2-1
2. 2 Optimization Methods ------------------------------------------------------------ 2-3
2. 2.1 Simulated Annealing Method ---------------------------------------- 2-3
2.2.2 Direct Search Method --------------------------------------------------- 2-5
2.2.3 Binary Exchange Method ---------------------------------------------- 2-5
2.2.4 Genetic Algorithms Method ------------------------------------------- 2-6
2.2.5 Hybrid Search Method-------------------------------------------------- 2-8
2. 3 Calculations -------------------------------------------------------------------------- 2-9
2.3.1 Benchmark Problem ---------------------------------------------------- 2-9
2.3.2 Optimization Calculations -------------------------------------------- 2-10
2.3.3 Results and Discussion ------------------------------------------------ 2-12
2. 4 Conclusions -------------------------------------------------------------------------- 2-15
REFERENCES FOR CHAPTER 2 ------------------------------------------------ 2-17
0294Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:34:25.77ALGORITHMS
3.1 Introduction ------------------------------------------------------------------------- 3-1
3.2 Optimization Method ------------------------------------------------------------ 3-2
3.2.1 Genetic Algorithms ----------------------------------------------------- 3-2
3.2.2 Application of Genetic Algorithms to
Loading pattern Optimization -------------------------------------- 3-3
3.2.3 Development of the GALLOP Code ------------------------------- 3-4
3. 3 Calculations ------------------------------------------------------------------------ 3-5
3.3.1 Single Cycle Optimization Benchmark -------------------------- 3-5
3. 3. 2 Results and Discussion ----------------------------------------------- 3-7
3. 4 Conclusions ------------------------------------------------------------------------- 3-8
REFERENCES FOR CHAPTER 3 ------------------------------------------------ 3-10
0295Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:35:04.21IN-CORE FUEL MANAGEMENT OF PWR
401 Introduction ------------------------------------------------------------------------ 4-1
402 Software Environment for Developing INSIGHT ---------------------- 4-2
4 0 3 INSIGHT Methodology --------------------------------------------------------- 4-3
40301 System Overview ------------------------------------------------------- 4-3
40302 Loading Pattern Optimization Module(GALLOP) ----------- 4-5
40303 Interactive Loading Pattern
Design Module (PATMAK~R) -------------------------------------- 4-7
403.4 Multicycle Analysis Module (MCA) ------------------------------- 4-8
40 30 5 Integrated Database --------------------------------------------------- 4-9
4.4 Applications ------------------------------------------------------------------------ 4-10
4.401 Single Cycle Loading Pattern Optimization ------------------- 4-10
4.402 Multicycle Loading Pattern Optimization ---------------------- 4-12
4 0 5 Conclusions ----------------------------------------------------------------------- 4-14
REFERENCES FOR CHAPTER 4 ----------------------------------------------- 4-16
0296Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:35:32.09SUCCESSIVE MULTICYCLE OPTIMIZATION METHODS FOR
IN-CORE FUEL MANAGEMENT OF PRESSURIZED WATER
REACTORS
5.1 Introduction ------------------------------------------------------------------------- 5-1
50 2 Optimization Methods ----------------------------------------------------------- 5-4
5.201 Equilibrium Cycle Optimization Method ------------------------ 5-4
5.2.2 Successive Multicycle Optimization Method ------------------- 5-6
50 3 Calculations ------------------------------------------------------------------------- 5-7
5.3.1 Definitions of Benchmark Problem -------------------------------- 5-7
5.3.2 Optimization Calculations ------------------------------------------- 5-9
5_3.3 Results And Discussions ---------------------------------------------- 5-11
5.4 Conclusions -------------------------------------------------------------------------- 5-15
REFERENCES FOR CHAPTER 5 ------------------------------------------------ 5-18
0297Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:35:56.77ACKNOWLEDGEMENTS
0298Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:36:56.22INTRODUCTION
1.1 Background
Commercial nuclear reactors haveJ\increasing the i~portance in the role of
power generation during past few decades. Actually, the nuclear power accounts for
approximately 30% of the Japanese electric power supply, today. Since there is little
energy resources in Japan, the nuclear power is considered to be one of the stable
and indispensable energy sources.
The cost of nuclear power remains lower compared with that of other sources,
such as the fossil or hydropower. However, due to improvements in the technology of
utilizing the fossil power, especially in an advanced combined cycle (ACC)
technology using liquid natural gas (LNG), the superiority of nuclear in the cost of
power generation is becoming smaller. To keep the nuclear power competitive,
reduction of the power generation cost is desirable.
The cost of nuclear power mainly consists of the nuclear fuel cost, the capital
cost, the maintenance cost and the replacement power cost during the inspection
period. So there are several ways to reduce the cost of nuclear power. In this thesis,
improvements of in-core fuel management methods, which can reduce the nuclear
fuel cost, will be discussed. Note that the nuclear fuel cost amounts to
approximately 20% in the whole nuclear power cost as shown in Table 1-1 (l) (
2
). Since
the capital cost, which corresponds to the cost of plant construction, is fixed,
improvement of the nuclear fuel cost is considered to be one of the important point
to reduce the cost of nuclear power generation.
0299Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:37:23.731-1
assemblies, the in-core fuel management and reactor operating methods. One of the
major tasks of in-core fuel management is to determine a fuel loading pattern. The
fuel loading pattern is an arrangement of fuel assemblies in a reactor core, and its
design is based on a quite complex combinatorial optimization as will be discussed
later in this chapter. Though the loading pattern optimization is one of the primary
factors to improve the fuel cycle cost, it was difficult to fmd practical solutions
because of its stiff and complicated nature. Therefore, engineers, who are
responsible to the in-core fuel management, optimize the loading pattern in every
cycle using their state-of-art techniques. Since the optimizations by engineers are
mainly based on a trial-and-error approach, a practical limit exists on their
optimization capabilities.
Recently, high performance computers, such as engineering workstations
(EWS) or personal computers (PCs), are being widely used and the calculation cost
is rapidly decreasing. Thanks to these powerful computers, practical and robust
optimization theories are being developed and being applied for many industrial
problems<3
).
0300Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:37:50.39loading pattern and its applications to . the practical in-core fuel management,
aiming to reduce the nuclear fuel cost. The target reactor type in this thesis is a
pressurized water reactor (PWR), which shares around a half of the commercial
reactors in Japan.
0301Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:38:14.351.2.1 Description of a PWR core from a viewpoint of in-core fuel management
APWR core can be considered as an array of fuel assemblies from a viewpoint of
neutronics design. Figure 1-1 shows a PWR core of Westinghouse three-loop type
1-2
that contains 157 fuel assemblies. A fuel assembly is consists of fue l pins, which are
arranged in a square grid of 17 by 17 as shown in Fig. 1-2. The dimension of the fuel
assembly is approximately 21cmx21cmx400 em (depth x width x height). Note that
the fuel assembly also includes guide thimbles for control rods (rod cluster control,
RCC) and instrumentation thimble for measurement of in-core power distribution.
A thermal output of the Westinghouse three-loop type PWR is 2650MW, so the
fuel assembly generates about 17MW when the power density of the fuel assembly
is equal to an average value in the reactor. Note that, since the assembly power
density depends on its reactivity and the fuel loading pattern as will be discussed in
Sec. 1.2.4, the actual power density is different in each assembly. Here, the
reactivity of the fuel assembly is mainly depends on its cumulative thermal output;
the burnup.
In accordance with the current Japanese regulations, the periodical inspection
is performed almost once a year. During this inspection, about one-third of burnt
fuel assemblies are discharged from the core as spent fuel assemblies and the fresh
fuel assemblies are loaded into the core instead of the discharged fuels. This kind of
refueling strategy is called as a multi-batch loading. The concept of the multi batch
loading is shown in Fig. 1-3 for reference.
0302Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:38:39.77Japan, the number of fresh fuel assemblies is determined according to the expected
operating length of next cycle. The discharged fuel assemblies are usually selected
according to their burnup; well-burnt fuels are discharged with a higher priority.
As mentioned above, the neutronics characteristics of the fuel assemblies
depend on not only the specification of fuel assemblies such as the 235U enrichment
or the content of burnable poisons, but also their burnup. Therefore, various fuel
assemblies with different neutronics characteristics are loaded into the core under
1-3
the multi-batch refueling strategy as shown in Fig. 1-4.
0303Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:39:06.03The outline of the in-core fuel management for PWR is shown in Fig. 1-5. When
the numbers of fresh fuel assemblies and burnt fuel assemblies are fixed, a core
designer can define a fuel loading pattern. Since the nuclear characteristics of
individual burnt fuel assemblies are different, number of possible patterns for the
fuel arrangement in the core accounts for enormous one. For example, Table 1-2
shows a typical enumeration number of fuel arrangements in the Westinghouse
type four-loop reactor, which contains 193 fuel assemblies.
During the loading pattern design process, the designer often assumes octant or
quarter core symmetry shown in Fig.1-1 and several empirical rules (heuristics)
about the loading pattern to reduce the possible combination number.
Unfortunately, the enumeration number is still too large to calculate all possible
loading patterns.
The safety concern is a most important point for .the characteristics of the fuel
loading pattern. In order to satisfy the safety criteria, various constraints should be
considered during the loading pattern design process as will be discussed in Sec.
1.3.2. Since the economic aspect is also important in the practical application,
various objectives should be taken into account to maximize the fuel utilization
efficiency as will be discussed in Sec. 1.3.2.
0304Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:39:49.88In the boiling water reactor (BWR), the in-core power distribution can be
adjusted by the control rods, which are inserted into the gap between assemblies
from the reactor bottom to top. Though PWR also has rod cluster controls (RCCs),
1-4
they are generally used to shutdown the reactor; RCCs are not used to control the
in-core power distribution.
Consequently, the power distribution in the PWR core essentially depends on
the fuel loading pattern itself. Since the power distribution is a key parameter for
the reactor core safety and the economics, the loading pattern is considered to be the
most important point in the core design.
For reference, Fig. 1-6 shows three different PWR cores that consist of the same
fuel inventory; only the fuel loading pattern is different among these cores. The (a)
core violates the current safety limit for the radial peaking factor, which should be
less than 1.480. Since the radial peaking factor affects to the maximum pellet
temperature and so on, the integrity of the fuel pin in the (a) core cannot be
guaranteed. The (b) core satisfies the safety criteria on the peaking factor, so the (b)
core is acceptable. The (c) core also satisfies the safety criteria on the peaking factor.
Moreover, the discharge burnup of the (c) core is much higher than that of the (b)
core.
0305Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:40:24.75hence a higher discharge burnup indicates an effective usage of nuclear fuel. For
example, a 5% difference in the discharge burnup is estimated to result in hundreds
millions ofYens in the fuel cost per a cycle.
It should be noted that, to simplify the discussion, only the radial peaking factor
is considered as the constraint in the above explanation. However, in the practical
loading pattern design, various constraints such as limitations on the maximum
fuel assembly burnup, the moderator temperature coefficient, the reactor shutdown
margin and so on, must be considered. Hence the situation of the actual loading
pattern design is much more complicated.
The observation described above reveals the importance of optimization on the
1-5
fuel loading pattern. Namely, s1nce the fuel loading pattern greatly affects the
safety and the economics of reactor cores, its optimization becomes quite important
from the industrial point of view<
4
>.
0306Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:41:13.04The multi-batch loading can attain the higher discharge burnup compared to
the single-batch loading<
5
>. However, the multi-batch loading makes the loading
pattern optimization more complex one in two aspects. At first, since every burnt
fuel assembly has different neutronics characteristics, the enumeration number of
possible fuel placements in a core becomes enormous one as mentioned in Sec. 1.2.2.
Secondary, since a fuel assembly stays in-core during several operating cycles,
coupling effects between consecutive cycles should be considered.
For example, in the single-batch loading, all fuel assemblies are discharged at
the end of cycle. This means that each cycle is independent; there is no interference
between successive cycles. Therefore a designer can apply an identical fuel loading
pattern in every cycle, when the cycle lengths are the same among these cycles. On
the other hand, fresh fuel assemblies should be loaded with burnt fuel assemblies in
the multi-batch loading. Since the burn up of fuel assemblies depends on the loading
patterns of previous cycles, the designer should consider the loading patterns of
successive several cycles simultaneously.
0307Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:41:38.29far beyond the ability even for the latest computers. So the current fuel
management is mainly divided into two parts, which are an in-core fuel
management and an ex-core fuel management, by omitting cycle by cycle coupling
effect. The in-core fuel management is mainly responsible for a design of a loading
pattern and a series of follow-up calculations of a core during the reactor operation.
1-6
On the other hand, the ex-core fuel management is mainly responsible for defining
an operating cycle length and selecting the discharge fuels, and so on.
This thesis addresses not only to the loading pattern optimization for a single
cycle that is included in the in-core fuel management, but also to the optimization
for the multiple cycles that is included in both the in-core and the ex-core fuel
managements.
0308Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:42:24.431.3.1 Features
Features of the loading pattern optimization problems are summarized as
follows:
(1) It is one of the combinatorial optimization problems since the loading pattern
defines combination of individual fuel and loading position in the core. In the
combinatorial problem, a quality of a solution, which is represented by an
objective value, is discrete among solutions. Therefore, gradient information of
objective values, which can indicate a direction to improve a solution, is very
hard to be obtained exactly. Hence the combinatorial optimization problem is
considered to be more difficult than that of the continuous functions. Note that
the objective value is evaluated by core characteristics using an objective
function in the loading pattern optimization.
(2) AB discussed in Sec.1.2.2, the enumeration number of the loading patterns
reaches really an astronomical one .
(3) The nature of objective values has non-linearity; an objective value cannot be
obtained by the superposition of the other objective values. For example, let's
consider the assembly exchange shown in Fig. 1-7. Perturbation on the power
1-7
distribution caused by the assembly exchanges of (a) cannot be obt ained by
adding the perturbation by the exchange (b) and that by the exchange (c).
Consequently, core calculations must be performed for all candidate patterns.
Therefore, the calculation time becomes incredibly longer.
0309Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:42:45.66optima in the solution space. Figure 1-8 shows the concept of the local optima
and the global optimum. Ordinary optimization methods such as liner
programming cannot escape from local optima, since their search progress
according to the gradient of the objective value in the solution space. Figure 1-9
provides behavior of the objective value on the actual loading patterns, which
will treat at a benchmark calculation in Chap. 3. From Fig. 1-9, a complex
structure of the objective value in the solution space and many local optima can
be observed.
(5) Since the nuclear reactor has a potential of large hazard, the safety concern has
a top priority in the design process. Therefore, various constraints should be
satisfied during the loading pattern design, as will be discussed in the next
section.
From the above reasons, the loading pattern optimization problem is considered to
be quite difficult.
0310Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:43:12.32In order to maintain the safety of nuclear reactors, various restrictions should
be considered during the loading pattern design as mentioned in the previous
sections. Major restrictions on the neutronics characteristics are as follows:
1-8
(1) Limitation on the radial peaking factor, which is defined by the relative peak
power of a fuel rod in the core. Here the power of a fuel pin is axially integrated.
The limitation on the radial peaking factor is settled to prevent the fuel failure
caused by DNB. Since the radial peaking factor greatly depends on the fuel
loading pattern, this restriction is considered as a primary target during the
loading pattern design.
(2) Limitation on the maximum linear heat generation, which is the heat generation
per a unit length of a fuel rod. This restriction is closely related to the maximum
pellet temperature at transient incidents or loss-of-coolant accidents. In order to
obtain the maximum linear heat generation, an axial power distribution is
necessary. However, since two-dimensional core calculations are usually adopted
for the loading pattern optimization because of the computation time, the
maximum linear heat generation cannot be estimated directly. Fortunately, when
the restriction on the radial peaking factor is satisfied, the restriction on the
maximum linear heat generation is usually satisfied. So this limitation is not
considered in the most calculations of the loading pattern optimization.
0311Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:44:26.28thermal output per unit heavy metal inventory. Since the corrosion and the
neutron irradiation reduce the strength of fuel clad as increasing burnup, the
limitation on the maximum burnup must be taken into account. The fuel burnup
also much depends on the fuel loading pattern, so the great care should be paid
when the margin to the limit of maximum burn up is small.
(4) Limitation on the moderator temperature coefficient (MTC), which is reactivity
change due to the perturbation on the moderator temperature. To maintain the
inherent safety, the reactor core must have a negative reactivity feedback; the
negative reactivity must be inserted intrinsically when the reactor power
1-9
increases. In Japan, MTC must be negative throughout the power operation. In
general, the longer cycle operation increases the boron concentration at the
beginning of cycle and MTC tends to move toward a positive value. Though MTC
depends on the fuel and burnable poison inventory, it also depends on the fuel
loading pattern. Therefore, MTC should be considered at the loading pattern
design, especially in the longer cycle.
(5) Limitation on the radial power tilt, which represents power imbalance along the
symmetric line shown in Fig. 1-1. Since the radial power tilt increases the radial
peaking factor, it should be reduced as lower as possible. Fortunately, the radial
power tilt becomes significant only for loading of asymmetric fuel pairs in the
core. The radial power tilt should be taken into account in such a case.
0312Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:44:54.03of the core at the one-rod stuck configuration. Here the one-rod stuck
configuration means all RCCs are fully inserted in the core except one RCC that
has the largest reactivity worth. The shutdown margin guarantees the
subcriticality during the transient of cooling accidents such as the steam line
break. Note that when the core is cooled because of some accidents, the positive
reactivity will be inserted because of the negative MTC of the core. Though the
SDM can be estimated by the two-dimensional core calculation, it requires fullcore
calculation to simulate the one-rod stuck configuration accurately.
Furthermore, many stuck rod configurations should be calculated even if the core
symmetry is considered. Note that the ordinary calculations are performed for
the quarter core geometry using the core symmetry. Since the SDM calculation
requires much computation time, it is difficult to incorporate the SDM
calculation into the loading pattern optimization. Though SDM can be partially
controlled by some heuristic rules on the fuel loading pattern, e.g. the burnt fuel
1-10
should be placed at the stuck rod position, its estimation is still one of the major
issues in the loading pattern optimization problem.
(7) Limitation on other safety parameters, which are necessary to execute accident
analyses, should be taken into account. For example, the uncontrolled RCC
withdrawal, the RCC drop, the RCC ejection, and so on, must be analyzed and
safety parameters should be confirmed. Fortunately, these parameters are
usually adequate when the limitation on the radial peaking factor and SDM are
satisfied. Therefore, these parameters are not usually included in the loading
pattern optimizations as the constraints.
0313Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:45:28.59example, Nuclear Regulatory Committee (NRC) recommended the burnup
limitation at the RCC positions recently. This is a countermeasure for the incomplete
RCC insertion incident observed in some of reactors in USA, as will be
discussed in Chap. 4. Another example is related to the neutron irradiation for
the reactor vessel. Since the ductility of the reactor vessel decreases as
increasing neutron irradiation, a loading pattern that reduces the neutron
irradiation for the vessel is desirable. This is particularly important in the old
reactors whose vessel has much irradiated by neutrons.
Major objectives in the loading pattern optimization are as follows:
(1) Maximization of the cycle length under the fixed feed enrichment and the fixed
number of fresh fuel.
(2) Maximization of the discharge burn up under the fixed feed enrichment and the
fixed number of fresh fuel.
(3) Minimization of the number of fresh fuel under the fixed cycle length and the
1-11
fixed feed enrichment.
(4) Minimization of the enrichments under the fixed cycle length and the flXed
number of fresh fuel.
0314Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:45:49.30the loading pattern should be designed to maximize or minimize these values from
the economical point of view.
In Japan, the feed enrichment is usually fixed to a unique value, so the
objective (4) is out of consideration. The objectives (1) and (3) have almost the same
context, though the objective (2) has somewhat different meanings on the loading
pattern design for the single cycle. The reason is the trade-off relationship between
the cycle length and the discharge burnup. For example, when the cycle length is
maximized, the discharge burnup tends to become lower in the single cycle
optimization.
This trade-off makes interesting results in the multiple-cycle loading pattern
optimization, as will be discussed in Chap. 5.
0315Nanashi_et_al.
2016/06/07(火) 00:46:35.68Since the loading pattern optimization is highly required from the safety and
economical points of view, many researchers have studied various approaches
during the past few decades. Though an well-organized historical review of the
loading pattern optimization is provided in Ref. (6), some of the major approaches
are described here to make an image about the loading pattern optimization.
The linear programming is a popular optimization method and widely applied
to the industrial purpose. The optimization by linear programming is formulated as
follows:
1-12
where
0 : Objective value that represents the core performance.
all' : Sensitivity parameter of the objective value caused by the assembly exchange
between I and /'.
Xu. :Flags of assembly swap between I and 1'. When the exchange between I and I'
exsists, Xu. becomes 1, otherwise 0.
The XII. can be determined from Eq.(l) under several constraints. Once XII.
has determined, the optimum loading pattern is obtained by exchanging fuel
assemblies according to the flag represented by XII, .
Though the linear programming is simple, it has several difficulties for
applying it to the loading pattern optimization problems as follows:
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