Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08
A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.
吉田 健太*; 外山 健*; 井上 耕治*; 永井 康介*; 下平 昌樹
まてりあ, 62(3), p.154 - 158, 2023/03
原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化因子の一つである直径3nm程度の微細な転位ループを高精度に分析するために開発したウィークビーム走査透過型電子顕微鏡(WB-STEM)に関する解説を行うとともに、当該手法と3次元アトムプローブ法(APT)及び陽電子消滅法(PAS)を組み合わせた最先端の照射脆化研究について紹介する。WB-STEMは材料内部に存在する特定の格子欠陥に対して最適な電子線の収束角及び検出角を設定することによって、従来透過型電子顕微鏡での観察が困難であった微細な転位ループの定量評価を可能にする手法である。この手法を用いて10
n/m
程度の低照射量から10
n/mを上回る高照射量まで複数照射量条件で照射された欧州加圧水型軽水炉の監視試験片中の転位ループを分析し、APTやPASで分析した溶質原子クラスターとの比較を行った。その結果、8.2
10n/mから1.210n/mの高照射量領域において転位ループの数密度が顕著に増加することを明らかにした。また、測定された転位ループ及び溶質原子クラスターの数密度や寸法からモデル式に基づいて、これら微細組織の脆化への寄与を評価し、高照射量領域において転位ループが脆化に大きく寄与する可能性を示した。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：20.79(Engineering, Mechanical)It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。
Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*
JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-005.pdf:16.85MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
永井 政貴*; Lu, K.; 釜谷 昌幸*
日本機械学会M&M2016材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.481 - 483, 2016/10
近年、原子力発電プラントのニッケル合金溶接部において、アスペクト比
=0.5 (
:亀裂深さ、
:亀裂長さ)を超える半円より奥に深い応力腐食割れ(SCC)亀裂が検出される事例が報告されている。このような亀裂を有する構造物の健全性を合理的に評価するため、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解が複数提案されている。本発表では、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解について、解の相互比較およびSCCによる亀裂進展のベンチマーク解析を行い、異なる解による解析結果を報告する。
北条 公伸*; 林 翔太郎*; 西 亘*; 釜谷 昌幸*; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 永井 政貴*; 岡本 年樹*; 高田 泰和*; 吉村 忍*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(4), p.16-00083_1 - 16-00083_16, 2016/08
鋳造ステンレス鋼に対する非破壊検査が計画されているが、鋳造ステンレス鋼のような二相ステンレス鋼では、超音波の低い透過性などの理由から、許容欠陥寸法が定められていない。鋳造ステンレス鋼の許容欠陥寸法を合理的に決定するためには、確率論的破壊力学(PFM)は有用である。本研究では、鋳造ステンレス鋼配管を対象に、PFM解析コードの適用性や信頼性に係るベンチマーク問題を提案した。破損モードとしては、疲労亀裂進展、塑性崩壊、及び延性亀裂進展を考慮し、それらの相互作用を考慮した条件でPFM解析を行った。6機関が参加して実施されたベンチマーク解析による破損確率の比較を行った。その結果、各機関で様々なPFM解析コードで得られた破損確率はよく一致し、鋳造ステンレス鋼配管に対するPFMの適用性が確認された。
東 陽一*; 永井 佑紀; 吉田 智大*; 正木 祐輔*; 柳瀬 陽一*
Physical Review B, 93(10), p.104529_1 - 104529_10, 2016/03
被引用回数：11 パーセンタイル：47.12(Materials Science, Multidisciplinary)銅酸化物高温超伝導体等の非従来型超伝導体は、原子力分野をはじめとして、様々な産業への応用も期待され世界中で盛んに研究されている。近年、人工的に超伝導と絶縁体の層状構造を作ることが可能になり、その界面に生じる超伝導が高い超伝導転移温度を持ち多彩な性質を持つことがわかってきた。本論文では、二層ラシュバ型超伝導体と呼ばれる非一様ラシュバ型スピン軌道相互作用を持つ系を扱い、ペア密度波超伝導状態相にある時の磁場下における準粒子状態を調べた事を報告する。上記課題の解決にあたり、界面超伝導を記述する理論モデルを構築しそのシミュレーション手法を開発した。その結果、ペア密度波超伝導体相に入った瞬間に超伝導磁束のサイズが大きく縮小し、かつトポロジカルに保護されたゼロエネルギー状態が磁束内に生じることがわかった。これらの結果は、超伝導体の基礎物性を明らかにするのみならず、よい物性をもつデバイス開発に資する成果であり、広く原子力分野の材料開発のためのシミュレーション基盤開発にも資する成果である。
Os, 
Os, and 
Os and the Re-Os chronology瀬川 麻里子; 永井 泰樹*; 正木 智広*; 天満 康之*; 嶋 達志*; 三島 賢二*; 井頭 政之*; Goriely, S.*; Koning, A.*; Hilaire, S.*
AIP Conference Proceedings 1016, p.448 - 450, 2008/05
宇宙の年齢を決定する最も誤差の少ない方法のひとつであるRe/Os核時計は、ベータ崩壊する長寿命核の親核と娘核の存在比とその半減期から宇宙の年齢を求めることができる。核時計として用いるにはベータ崩壊でのみ生成された娘核Osの存在量を知る必要があるが、OsはOsの中性子捕獲反応によっても生成また自身の中性子捕獲反応によっても減少するためOs(n,
)及びOs(n,)反応断面積を精度よく求める必要がある。加えて、Osは星の中で励起され第一励起状態(Os')からも中性子捕獲反応が進行する。この反応によるOs存在量の減少効果は理論計算から求められるため、この理論の精度向上が急務となっている。本講演では以上の目的により測定した
Os(n,)反応断面積及びOs(n,n')反応断面積の実験結果と、さらにこれらの実験値と精度よく一致した理論模型によって求めたOs'(n,)反応断面積値から宇宙年齢を高精度に推定するため不可欠なOs量にかかわる中性子捕獲断面積の補正係数を星の温度関数として求めた結果を示す。
Os, Os, and Os for the Re-Os chronology瀬川 麻里子; 正木 智広*; 永井 泰樹*; 天満 康之*; 嶋 達志*; 三島 賢二*; 井頭 政之*; Goriely, S.*; Koning, A.*; Hilaire, S.*
Physical Review C, 76(2), p.022802_1 - 022802_5, 2007/08
被引用回数：17 パーセンタイル：72.66(Physics, Nuclear)宇宙の年齢を決定する最も誤差の少ない方法の一つであるRe/Os核時計を用いて宇宙年齢を推定するにはOs同位体の中性子捕獲反応断面積を精度よく求める必要がある。そこでわれわれはOs, Os及びOs(n, )反応断面積を測定した。本実験は、東工大ペレトロン加速器で加速された陽子の
Li(p,n)反応で生成されたkeV中性子の捕獲反応から放出される即発線を大立体角を持つコンプトン抑制型線検出器で精度よく測定し、Os(n,)からの不連続及び連続線スペクトラムを得ることに成功した初めての実験である。このような即発線を高精度で測定するという点において、本実験手法であるパルス化中性子を用いた即発線測定及び線・中性子線に対する遮蔽技術は中性子のエネルギーによらず線スペクトロスコピー分野での広い応用が期待される。
and 
of the 
C(
, )
O reaction obtained at E
= 1.6 and 1.4 MeV牧井 宏之; 永井 泰樹*; 嶋 達志*; 瀬川 麻里子; 上田 仁*; 正木 智洋*; 三島 賢二*; 井頭 政之*; 大崎 敏郎*
no journal, ,
恒星の進化と元素合成を理解するうえで非常に重要なC(, )O反応の精密測定を行うため、大立体角・高効率NaI(Tl)検出器,パルス化ビーム,標的膜厚モニターからなる新たな測定システムを導入した。この測定システムを用いて、C(, )O反応により発生する線の角度分布を重心系エネルギー1.4MeV及び、1.6MeVで測定した。高効率線検出器,高強度パルス化ビーム及び、濃縮C標的を組合せることにより、C(, )Oにより発生する線をこれまでにない信号・雑音比で測定することに成功した。得られた線角度分布から、C(, )O反応の微分断面積のエネルギーと角度依存性を考慮したうえでE1及び、E2断面積の絶対値を導出した。
瀬川 麻里子; 永井 泰樹*; 正木 智洋*; 嶋 達志*; 牧井 宏之; 三島 賢二*; 上田 仁*; 天満 康之*; 井頭 政之*; 大崎 敏郎*; et al.
no journal, ,
宇宙の年齢を決定する最も誤差の少ない方法のひとつであるRe/Os存在比を核時計として用いるには
崩壊でのみ生成された娘核Osの存在量を知る必要がある。そのためにはOs(n,)及びOs(n,)反応断面積を精度よく求める必要がある。加えて、Osは星の中で第一励起状態(Os')からも中性子捕獲を起こし存在量を減少させるため、この効果を見積もる理論模型の精度向上が急務である。そこでわれわれは上記の実験に加え次の二つの実験により得ることで、理論模型に制限を加えることに成功した。(1)Os非弾性散乱断面積測定,(2)OsとOsJRR-3の中性子ビームを用いた即発線測定により実験的な裏づけを得た。本講演ではOs(n,)反応断面積及びOs(n,n')反応断面積の実験結果と、これらの実験値と精度よく一致した理論模型によるOs'(n,)反応断面積値及び宇宙年齢の結果を示す。
瀬川 麻里子; 永井 泰樹*; 正木 智洋*; 天満 康之*; 嶋 達志*; 三島 賢二*; 井頭 政之*; Goriely, S.*; Koning, A.*; Hilaire, S.*
no journal, ,
宇宙の年齢を決定する最も誤差の少ない方法の一つであるRe/Os核時計は、beta崩壊する長寿命核の親核と娘核の存在比とその半減期から宇宙の年齢を求めることができる。核時計として用いるにはbeta崩壊でのみ生成された娘核Osの存在量を知る必要があり、それを知るにはOs(n,)反応断面積及びOs(n,n')反応断面積を精度よく求める必要がある。本講演では以上の目的により測定したOs(n,)反応断面積及びOs(n,n')反応断面積の実験結果と、これらの実験値と精度よく一致した理論模型による計算値から、宇宙年齢の高精度決定に貢献した結果を示す。
瀬川 麻里子; 永井 泰樹*; 正木 智洋*; 天満 康之*; 嶋 達志*; 牧井 宏之*; 三島 賢二*; 上田 仁*; 仲吉 彬*; 太田 岳史*; et al.
no journal, ,
宇宙の年齢を決定する最も誤差の少ない方法の一つであるRe/Os核時計を核時計として用いるにはベータ崩壊でのみ生成された娘核Osの存在量を知る必要があるため、Os(n,)及びOs(n,)反応断面積を精度よく求める必要がある。加えて、Osは星の中で第一励起状態(Os')からも中性子捕獲を起こし存在量を減少させるため、この効果を見積もる理論模型の精度向上が急務となっている。そこでわれわれは上記の実験に加え次の二つの実験により得ることで、理論模型に制限を加えることに成功した。(1)Os非弾性散乱断面積測定、(2)Osと核構造が類似しているOsの(n,)反応断面積測定。核の類似性についてはJRR-3中性子源を用いて確認した。本講演ではOs(n,)反応断面積及びOs(n,n')反応断面積の実験結果と、これらの実験値と精度よく一致した理論模型によるOs'(n,)反応断面積値及び宇宙年齢導出の精度向上に貢献した結果を示す。
横澤 拓磨; 小林 秀和; 山下 照雄; 永井 崇之; 時澤 孝之; 長沼 政喜; 青木 勝巳
no journal, ,
放射性セシウムに汚染された土壌の簡便な除染方法の検討の一環として、セシウム化合物の比較的低い温度における高い揮発性に着目した加熱除去法に関する基礎的な試験を行った。本研究では放射性セシウムの加熱除去可能性の調査方法として放射性セシウムを含む環境中の土壌をるつぼ規模の加熱試験することで同核種の揮発挙動を評価した。その結果、1300度-1時間までの加熱による放射能の変化は、放射能の値のばらつきは見られるものの揮発挙動は見られなかった。また、土壌と炭酸セシウムの加熱前後の結晶構造の確認の結果、CsAlSiO
等の安定な化合物を形成することを確認した。
河 侑成; 下平 昌樹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 永井 康介*
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)の内表面には腐食抑制のためにステンレスオーバレイクラッド(クラッド)が施される。健全性評価においてRPVの内表面に想定される亀裂はクラッド下に生じる熱影響部(HAZ)に含まれるとともに、RPV内表面側ほど中性子照射量が高い。現行では、板厚1/4位置から採取される監視試験片を用いて評価が行われていることから、クラッド下の破壊靭性は当該位置より良好であることを確認する必要がある。本研究では、高照射領域(110
n/cm)まで照射されたRPV鋼を用いてクラッド下の破壊靭性及び微細組織を確認した。具体的には、未照射及び高照射量領域まで照射されたRPV鋼を用いて板厚方向の各部位における破壊靭性分布を調べるとともに、HAZと母材に対してアトムプローブ分析を用いた微細組織観察を実施した。その結果、未照射及び照射材いずれの場合もクラッド下の内表面近傍が母材の板厚1/4位置より優れた破壊靭性を有することを確認した。照射材の内表面近傍のHAZや内表面から10mm及び17mm位置の母材に対するクラスタ分析の結果、現行の脆化予測法において重要なパラメータとなっているクラスタ体積率はいずれのHAZ組織においても17mm位置の母材と大きい違いが認められなかった。
