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CNguyen, B. V. C.*; 村上 健太*; Chena, L.*; Phongsakorn, P. T.*; Chen, X.*; 橋本 貴司; Hwang, T.*; 古澤 彰憲; 鈴木 達也*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 39, p.101639_1 - 101639_9, 2024/06
In reactor pressure vessel materials, the formation of Mn- and Ni-rich nanoclusters is a major cause of neutron irradiation embrittlement. The segregation of these solute atoms into dislocation loops has attracted attention as a mechanism to accelerate solute clustering. In this study, the behaviors of solute Mn and Ni atoms in Fe-0.6wt.%Ni, Fe-1.4wt.%Mn, and Fe-1.4wt.%Mn-0.6wt.%Ni alloys irradiated at 400 C up to 3 dpa were analyzed using three-dimensional atom probe tomography. Solute atom clusters were observed in all materials, and their shapes were spherical, flat, and torus in FeNi, FeMn, and FeMnNi, respectively. In ternary alloy FeMnNi, Mn and Ni atoms were concentrated in the sample in the form of arcs, and the orientation of the plane containing the arcs was estimated by comparing field desorption images. The size, number density, and orientation of this structure were found to be in good agreement with those of both types of dislocation loops, namely, b = 1/2 
111
and b = 100, identified in a previous study using the same material. The positions of Ni and Mn enrichment did not fully overlap. Ni atoms tended to be concentrated more in the inner part of the loop than the Mn atoms. Mn atoms were enriched only in the vicinity of the dislocation loops, whereas Ni atoms showed a higher concentration inside the dislocation loops than in the bulk.
山口 瑛子; 栗原 雄一*; 永田 光知郎*; 田中 万也; 桧垣 正吾*; 小林 徹; 谷田 肇; 小原 義之*; 横山 啓一; 矢板 毅; et al.
Journal of Colloid and Interface Science, 661, p.317 - 332, 2024/05
被引用回数：0ラジウム(Ra)は放射性元素であり、放射性廃棄物処理やウラン鉱山周辺の環境問題で重要なため、環境中Ra挙動の解明は急務である。しかし、Raは安定同位体が存在しないため分子レベルの実験が難しく、環境中で重要と考えられる粘土鉱物への吸着反応についても詳細なデータは得られていない。本研究では、広域X線吸収微細構造(EXAFS)法によりRaの分子レベルの情報を得る手法を確立し、さらに第一原理計算を利用することでRaの粘土鉱物への吸着構造を明らかにした。また、同族元素との比較を行い、粘土鉱物への吸着反応の系統的な理解に資する結果を得た。
Baccou, J.*; Glantz, T.*; Ghione, A.*; Sargentini, L.*; Fillion, P.*; Damblin, G.*; Sueur, R.*; Iooss, B.*; Fang, J.*; Liu, J.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 421, p.113035_1 - 113035_16, 2024/05
In the Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) framework, the use of best-estimate code requires to go through a Verification, Validation and Uncertainty Quantification process (VVUQ). The relevance of the experimental data in relation to the physical phenomena of interest in the VVUQ process is crucial. Adequacy analysis of selected experimental databases addresses this problem. The outcomes of the analysis can be used to select a subset of relevant experimental data, to encourage designing new experiments or to drop some experiments from a database because of their substantial lack of adequacy. The development of a specific transparent and reproducible approach to analyze the relevance of experimental data for VVUQ still remains open and is the topic of this contribution. In this paper, the concept of adequacy initially introduced in the OECD/NEA SAPIUM (Systematic APproach for model Input Uncertainty quantification Methodology) activity is formalized. It is defined through two key properties, called representativeness and completeness, that allows considering the multifactorial dimension of the adequacy problem. A new systematic approach is then proposed to analyze the adequacy of a set of experimental databases. It relies on the introduction of two sets of criteria to characterize representativeness and completeness and on the use of multi-criteria decision analysis method to perform the analysis. Finally, the approach is applied in the framework of the new OECD/NEA ATRIUM activity which includes a set of practical IUQ exercises in thermal-hydraulics to test the SAPIUM guideline in determining input uncertainties and forward propagating them on an application case. It allows evaluating the adequacy of eight experimental databases coming from the Super Moby-dick, Sozzi-Sutherland and Marviken experiments and identifying the most adequate ones.
Mn清水 一行*; 西村 克彦*; 松田 健二*; 赤丸 悟士*; 布村 紀男*; 並木 孝洋*; 土屋 大樹*; Lee, S.*; 髭本 亘; 都留 智仁; et al.
Scripta Materialia, 245, p.116051_1 - 116051_6, 2024/05
質量ppmレベルの水素は金属材料の水素脆化を引き起こすが、水素の捕獲部位を実験的に解明することは極めて困難である。我々は、正ミュオンが水素の軽い同位体として作用することを利用して、物質中の水素の捕獲状態を研究した。ゼロ磁場ミュオンスピン緩和実験と密度汎関数理論(DFT)計算をAlMnに対して行った。AlMnにおける水素のDFT計算の結果、4つの水素トラップサイトが見つかり、その水素トラップエネルギーはeV/atom単位で0.168(サイト1), 0.312(サイト2), 0.364(サイト3), 0.495(サイト4)であった。推定された双極子磁場幅の温度変化(
)は、94, 193, 236Kでステップ状の変化を示した。サイト密度を考慮すると、観測されたの変化温度は、サイト1, 3, 4にミュオンがトラップされたものと解釈される。
入澤 恵理子; 加藤 千明
Journal of Nuclear Materials, 591, p.154914_1 - 154914_10, 2024/04
被引用回数：0核燃料再処理施設における濃縮運転時の溶液組成及び沸騰の変化を考慮して、オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCの腐食量を評価した。オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCは、日本の使用済燃料再処理施設の高放射性廃液濃縮装置の構造材料であり、濃縮運転時に腐食性の高い硝酸溶液を処理する。本研究の結果、カソード反応活性化によるステンレス鋼の腐食速度を加速する要因として、硝酸濃度、酸化性金属イオン濃度、減圧沸騰に着目する必要があることがわかった。
佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.
JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB
廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵される
Co線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。
山下 直輝; 青山 高士; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進
JAEA-Technology 2023-028, 22 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-028.pdf:1.9MB
現在廃止措置過程にある福島第一原子力発電所(1F)では、
Srや
Csをはじめとする放射線核種が構造物の健全性に及ぼす影響への関心が高まっている。特に1F内で多くの箇所に用いられている炭素鋼は、溶液中の金属カチオンによって腐食挙動が変化することが知られているが、SrやCsが腐食に及ぼす影響については未解明である。また、腐食挙動を理解するうえでは錆層中のSr及びCsの分布を調査することが重要であるが、その手法は未だ確立されていない。本研究ではグローブボックス内でSr及びCsを含むNaCl中で炭素鋼の腐食試験を行えるよう、グローブボックスの整備を行った。加えて、溶液中に金属カチオンとして存在するSrやCsが炭素鋼の腐食挙動に及ぼす影響を明らかにするため、イメージングプレートを用いた錆層中放射線核種の検出手法の確立を試みた。
大内 和希
放射化学, (49), p.3 - 7, 2024/03
本記事では、溶液内反応の基礎研究として、ウランの酸化状態の変化に伴う析出反応の解明とイオン液体-有機混合溶媒中のウラン(IV)塩化物の電気化学的挙動について紹介する。また、微少量試料の定量分析法への応用的研究として、マイクロ化学チップやポリアクリルアミドゲル電気泳動を用いるアクチノイドの分離手法の開発について紹介する。
C ions based on first-principles calculations関川 卓也; 松谷 悠佑; Hwang, B.*; 石坂 優人*; 川井 弘之*; 大野 義章*; 佐藤 達彦; 甲斐 健師
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 548, p.165231_1 - 165231_6, 2024/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.44(Instruments & Instrumentation)放射線の人体に与える影響の主な原因として、遺伝情報を担うDNAの損傷が考えられている。しかし、DNAが放射線損傷によりどのような分子構造変化を示すかは十分理解されていない。DNAに放射線を照射すると様々な種類のDNA損傷が形成されることが報告されていることから、我々のグループではDNAが受ける損傷と放射線によって引き起こされる様々なパターンのイオン化の関係を調べてきた。これまでDNAを模した剛体モデルを用いた簡易な体系における解析を行っていたが、人体への影響を考える上で重要と考えられるDNAの分子構造変化を解析するためにはより詳細な計算を必要とする。そこで、本研究では分子構造に基づいて電子状態を議論できる第一原理計算ソフトウェアOpenMXを用いてDNAの分子構造変化を明らかにすることを試みた。具体的には、放射線により1電子及び2電子が電離した状況のDNAを仮定し、最安定構造、バンド分散、及び波動関数を計算した。発表では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算した放射線の線種及びエネルギーとDNAの分子構造変化の関係とともに議論する。また、放射線物理・固体物理の双方の観点から、放射線がもたらすDNAの基礎物性変化(DNA損傷の最初期過程に相当)について議論する。
Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, Sh.*; Sairanbayev, D.*; Bugybay, Zh.*; Silnyagin, P.*; Akhanov, A.*; 冬島 拓実; 広田 憲亮; 土谷 邦彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 548, p.165235_1 - 165235_6, 2024/03
被引用回数：0原子炉のケーブルの絶縁材は、他の種類の設備における条件と比較して、混合条件(高温、放射線、圧力、湿度、過酷な環境)にさらされ、同時に長期間(約40-50年)の性能特性を維持する必要がある。このような条件下での照射の結果、ケーブル絶縁体の電気的特性は劣化し、電流損失が増大する。これは、放射線によって絶縁体に電荷が誘導されるためである。WWR-K原子炉では、2種類の無機絶縁材(MgOとAl
O
)を使用した信号ケーブルの耐放射線性に関する研究が開始された。これらの研究の一環として、2種類の無機絶縁材を使用した信号ケーブルの混合運転条件(放射線場と高温)における挙動について、新たな実験データを取得する。ケーブルに10
cm
までの高速中性子を照射する予定である。照射温度は(500
50)Cである。信号ケーブルの絶縁体の電気特性の劣化の研究は、リアルタイムで実施される。このために、実験装置の特別な設計と電気特性の炉内測定技術が開発された。本論文では、キャプセル設計の概略、キャプセル設計開発のための複雑な計算結果、予想される中性子フルエンス、鋼材中のdpa、炉内電気特性測定技術、今後の作業計画を示す。目標中性子フルエンスに到達するまでのケーブル照射時間は、約100日となる。本研究は、国際科学技術センターの助成を受けて実施されている。
神谷 朋宏; 吉田 啓之
衝撃波シンポジウム講演論文集(インターネット), 7 Pages, 2024/03
これまで、原子力発電所において事故時に発生することが懸念される蒸気爆発をシミュレーションするため、保存則を満たすghost fluid法を開発してきた。開発手法では、バルク領域が高次精度で離散化される一方で、界面影響領域が一次精度の空間近似で解析されており、一貫したアルゴリズムとなっていなかった。そこで、仮想流体の取得方法を修正し、界面影響領域に対しても高次精度の近似手法を適用できるより包括的なアルゴリズムを提案した。本発表では、アルゴリズムを概説するとともに、数値テスト結果について報告する。
廣瀬 意育; 柴本 泰照; 日引 俊*
Progress in Nuclear Energy, 168, p.105027_1 - 105027_17, 2024/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)This study reviewed the literature that measured critical heat flux (CHF) for downward flow in round pipes and arranged the proposed correlations. Each correlation shows relatively good prediction accuracy for experimental data from their literature, but the accuracies sometimes decrease for experimental data from other literature. No correlation accurately predicts all the experimental data of the literature, indicating an issue in extrapolating existing correlations. Therefore, we developed a correlation that can accurately predict the experimental data of the collected literature. First, we used a neural network to select the essential dimensionless quantities that comprise the correlation. Then, we regarded the prediction accuracy when all candidate dimensionless quantities extracted from the literature were used for the input variables of the network as the achievable limit prediction accuracy and searched for the minimum combination of dimensionless quantities required to achieve it. The results showed that only the dimensionless mass flux and the ratio of the heating length to the channel diameter are the essential parameters to achieve it. We developed a correlation equation using these two dimensionless quantities and achieved 17.6% of the average prediction accuracy. This result considerably improved existing correlation equations with 25%-40% average prediction accuracy for the same experimental data.
中西 千佳*; 太田 雅和; 廣内 淳; 高原 省五
JAEA-Research 2023-012, 29 Pages, 2024/02
JAEA-Research-2023-012.pdf:6.05MB
OSCAARプログラムは日本原子力研究開発機構で開発した原子炉事故の確率論的リスク評価プログラムである。OSCAARプログラムに含まれる、土壌表面に沈着した放射性核種の再浮遊による長期被ばくに関するモデルを改良するために、セシウム137の再浮遊係数を計算した。再浮遊係数の計算には、大気-土壌-植生の一次元モデルSOLVEG-Rを用いた。風速は粒子の再浮遊挙動に影響の大きい気象因子であることから、風速一定とした場合の再浮遊係数の年平均値を計算した。高さ1mにおける再浮遊係数の年平均値は、風速6m s
未満では変動幅が比較的小さく、風速6m s以上では風速の上昇に対応して顕著な増加傾向を示した。風速1m sから7m sでの再浮遊係数の値は10
から10
mの範囲内であった。
, Main Campus, Kindai University, Higashiosaka City, Osaka, Japan執行 信寛*; 木村 敦; 佐野 忠史*
JAEA-Conf 2023-001, 146 Pages, 2024/02
2022年度核データ研究会は、2022年11月17日
18日に、大阪府東大阪市にある近畿大学東大阪キャンパスのBLOSSOM CAF多目的ホールにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「我が国の原子炉物理学実験的研究の歴史」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題」2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は76名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表4件、ポスター発表18件の合計22の論文を掲載している。
U国枝 賢
JAEA-Conf 2023-001, p.138 - 142, 2024/02
共鳴解析コードAMURを重核の核データ評価に適用するために、種々の近似を取り入れたR行列理論を導入するなどの改良を行った。また、改良したコードを用いてUに対する中性子断面機及び共分散の解析を実施した。本発表ではコードの改良点や解析手法及び断面積・共分散の結果について報告する。特に共分散の結果については、今後の核データ評価手法の進展に資することを目的に、実験及び理論の両面から考察を行う。
今野 力
JAEA-Conf 2023-001, p.143 - 146, 2024/02
MCNP6.2, PHITS3.27で使うことができる光核サブライブラリのACEファイルを作成できるようにNJOY2016.67を修正し、JENDL-5の光核サブライブラリのACEファイルを作成した。作成したライブラリを使って簡単なテスト計算を行い、作成したライブラリに問題がないことを確認した。
-Fe鈴土 知明; 海老原 健一; 都留 智仁; 森 英喜*
Journal of Applied Physics, 135(7), p.075102_1 - 075102_7, 2024/02
体心立方(bcc)金属および合金では延性脆性遷移温度以下において脆性的破壊が起きる。この事象は、脆性破壊を起こすき裂先端の臨界応力拡大係数が塑性変形を起こす臨界応力拡大係数よりも小さく塑性変形よりも脆性破壊が優先的に選択されるという考え方によって理論的に説明されている。この考え方は巨視的には正しいが、このような脆性破壊は常にき裂先端近傍での小規模な塑性変形、すなわちき裂先端塑性変形を伴う。この論文では、最近開発された-Feの機械学習原子間ポテンシャルを用いて原子論的モデリングを行い、この塑性の発現メカニズムを解析した。その結果、高速なき裂進展によってき裂先端位置の原子群が動的に活性化され、それがき裂先端塑性の前駆体になっていることが判明した。
particle impinging on Al at 230 MeV/u古田 稔将*; 魚住 祐介*; 山口 雄司; 岩元 洋介; 古場 裕介*; Velicheva, E.*; Kalinnikov, V.*; Tsamalaidze, Z.*; Evtoukhovitch, P.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.230 - 236, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)230MeV/u粒子のAl標的入射実験によって粒子のフラグメンテーション反応による荷電粒子生成の研究を行った。Si検出器と結晶シンチレータからなるカウンターテレスコープを用いて、p, d, t, 
He、及び
He各粒子の生成二重微分断面積を放出角15-60について測定した。取得データをより低い入射エネルギーの測定データと比較し分析した結果、(1)前方角の高エネルギー領域では陽子と中性子の放出スペクトルが類似している、(2)低入射エネルギー実験と同様に粒子の分解で生じたtとHeの収量の比は1:2である、(3)Heと粒子の幅広いピークの分布は入射粒子と標的原子核との衝突過程によって説明できるという一般的な特徴を見出した。
河村 拓馬; 長谷川 雄太; 井戸村 泰宏
Journal of Visualization, 27(1), p.89 - 107, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Computer Science, Interdisciplinary Applications)対話的なIn-Situステアリングは、大規模で高速なCFDシミュレーションにおけるデバッグ、最適解の探索、逆問題の解析に有効なツールである。我々は、GPUスーパーコンピュータ上での大規模CFDシミュレーションのための対話的なIn-Situステアリングフレームワークを提案する。このフレームワークは、In-Situ Particle-based Volume Rendering (PBVR)、In-Situデータサンプリング、ファイルベース制御を採用し、スーパーコンピュータとユーザーPC間でステアリングパラメータ、圧縮された粒子データ、サンプリングしたモニタリングデータを対話的に通信できる。そして並列化されたPBVRは、GPU上のCFDシミュレーションとの干渉を避けるため、ホストCPUで処理される。提案フレームワークを、GPUスーパーコンピュータ上の実時間プルーム拡散解析コードCityLBMに適用した。数値実験では、モニタリング地点の観測データから汚染物質の発生源を見つける逆問題に取り組み、in-situステアリングフレームワークによるヒューマンインザループの有効性を実証した。
岩元 洋介
核データニュース(インターネット), (137), p.54 - 61, 2024/02
2023年度の核データ研究会とPHITS研究会の合同研究会が、2023年11月1517日に東海村産業・情報プラザ「アイヴィル」で開催された。核データ研究会は、JENDL-1の発表の翌年1978年に当時の日本原子力研究所およびシグマ研究委員会の主催での開催に端を発する。2006年より日本原子力学会核データ部会の主催となり、JAEA、国内の大学、および他研究機関が年度毎に交代して開催する形式になっている。今年度は、原子力基礎工学研究センターが主体、著者が委員長として受け持つことになった。新たな取り組みとして、核データを基盤とするPHITSの研究会と合同開催を行うことにした。PHITS研究会は、例年PHITSユーザーと開発者が一同に集まり、PHITSを用いた放射線遮蔽・医療・宇宙分野等の応用研究に関する発表が行われる。相互の研究交流により、新たな研究視点が得られる良い機会となることを期待し、本合同研究会を企画した。研究会は、核データに関する講演14件、PHITSに関する講演12件、ポスター発表25件から構成された。本レポートでは、主に核データ研究会における講演について紹介する。
