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論文

Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2 experiment for chemical model validation

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.

報告書

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

論文

Statistical analysis using the Bayesian nonparametric method for irradiation embrittlement of reactor pressure vessels

高見澤 悠; 伊藤 裕人; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 479, p.533 - 541, 2016/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

高中性子照射量領域における照射脆化に関して、ノンパラメトリックベイズ法を用いて日本国内の監視試験データや試験炉照射データに対して統計解析を実施した。ノンパラメトリックベイズ法は実測データを正規分布の和で表す解析手法であり、正規分布の数と平均値や分散は実測データの複雑さに応じて決定される。本研究では、照射脆化の主因として考えられている溶質原子クラスタを構成する元素(Cu, Ni, Mn, Si, P)や照射条件を入力パラメータとして、照射脆化との関係を評価した。解析の結果、中性子照射量が異なるデータであっても同じ材料のデータは同じ正規分布に分類されており、中性子照射量に依存した脆化メカニズムが顕在化していないことが示唆された。

論文

An Integrated approach to source term uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accidents

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03

AA2014-0796.pdf:0.84MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.86(Nuclear Science & Technology)

Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.

論文

Source term uncertainty analysis; Probabilistic approaches and applications to a BWR severe accident

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

Mechanical Engineering Journal (Internet), 2(5), p.15-00032_1 - 15-00032_14, 2015/10

A suite of methods has been established to quantitatively estimate uncertainties in source term analysis during a nuclear reactor severe accident. The accident sequence occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is taken as an example. The approach mainly consists of four steps: screening analysis, random sampling, numerical computation and verification of uncertainty distributions. First, by using an individually randomized one-factor-at-a-time screening method, a group of variables are preliminarily determined as uncertain inputs. Second, appropriate probability distributions are assigned to input variables. Random samples are generated using Latin Hypercube sampling with the consideration of rank correlation. Third, random samples of variables are inputted into MELCOR 1.8.5. Numerical simulation with multiple code runs is implemented. Finally, uncertainty distributions for representative source terms are obtained and verified. The technique of Bayesian nonparametric density estimation is applied to obtain probability density functions of source terms. The difference of probability density functions is evaluated through the comparison based on the Kullback-Leibler (KL) divergence. With the subjective judgment of small enough KL divergence, after a certain number of numerical computations, the uncertainty distributions of representative source terms are considered as stable enough as reliable results.

論文

Application of Bayesian nonparametric models to the uncertainty and sensitivity analysis of source term in a BWR severe accident

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 川口 賢司; 玉置 等史; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 138, p.253 - 262, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.25(Engineering, Industrial)

An important issue for nuclear severe accident is the source tern uncertainty and sensitivity analysis. Generally, thousands of cases are needed to reach a stable result of sensitivity analysis. Based on the limited data obtained by MELCOR analysis, in which the accident at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is used as an example, an approximate stochastic model has been constructed via Bayesian nonparametrics, specifically, the Dirichlet process. The advantage of a nonparametric model is that any deterministic function between explanatory and response variables is not necessary to be determined. The complexity of model will grow automatically as more actual data is observed. The approximate model saves the computational cost and makes it possible to complement thousands of Monte Carlo computation for uncertainty and sensitivity analysis. Probability density functions of uncertainty analysis by MELCOR and the approximate model are obtained and compared. Two densities show great accordance that proves the good predictive ability of the stochastic model. The appropriateness of the approximate model is further validated by the cross-validation through the comparison with actual MELCOR results. Global sensitivity analysis by Sobol' sensitivity index has been performed with the approximate model. Three input parameters are ranked according to their respective influences on the output uncertainty based on first-order and total effect.

論文

Influence of adsorption of molecular iodine onto aerosols on iodine source term in severe accident

石川 淳; 伊藤 裕人; 丸山 結

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

Two tests performed in the THAI-2 project of the OECD/NEA on the adsorption of molecular iodine onto chemically inactive and active aerosols were analyzed with ART code for analysis of transportation of radioactive materials during a severe accident in order mainly to estimate adsorption velocities of I$$_{2}$$ onto the aerosols. The results of the analysis for aerosol characteristics including airborne concentration and size distribution were reasonably agreed with the measured tendencies. The total surface areas of the aerosols, contributing to physisorption and chemisorption of I$$_{2}$$, were evaluated to be comparable with the surface area of the THAI test vessel wall. It was found that, giving the adsorption velocity onto aerosol at 10$$^{-5}$$ through 10$$^{-4}$$ m/s, the decreasing tendency in the airborne concentration of I$$_{2}$$ was well reproduced for the test with chemically inactive aerosol. The present analysis also indicated that the adsorption velocity in the test with chemically active aerosol was estimated to be larger than that in the test with chemically inactive aerosol by two orders.

論文

Generation of spin currents by surface plasmon resonance

内田 健一*; 安立 裕人; 菊池 大介*; 伊藤 俊*; Qiu, Z.*; 前川 禎通; 齊藤 英治

Nature Communications (Internet), 6, p.5910_1 - 5910_8, 2015/01

 被引用回数:27 パーセンタイル:13.4(Multidisciplinary Sciences)

Surface plasmons, free-electron collective oscillations in metallic nanostructures, provide abundant routes to manipulate light; electron interactions that can localize light energy and alter electromagnetic field distributions at subwavelength scales. The research field of plasmonics thus integrates nano-photonics with electronics. In contrast, electronics is also entering a new era of spintronics, where spin currents play a central role in driving devices. However, plasmonics and spin-current physics have so far been developed independently. Here we report the generation of spin currents by surface plasmon resonance. Using Au nanoparticles embedded in Pt/BiY$$_{2}$$Fe$$_{5}$$O$$_{12}$$ bilayer films, we show that, when the Au nanoparticles fulfill the surface-plasmon-resonance conditions, spin currents are generated across the Pt/BiY$$_{2}$$Fe$$_{5}$$O$$_{12}$$ interface.

論文

Estimation of source term uncertainty in a severe accident with correlated variables

Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

BWRのシビアアクシデント時におけるソースタームの評価を目的として、福島第一原子力発電所2号機の事故を例にとり、シビアアクシデント総合解析コードMELCOR (Ver.1.8.5)を用いた不確かさ解析を実施した。最初のステップとして、炉内溶融進展挙動及び放射性物質移行挙動モデルに係わる主要なパラメータを抽出し、Morris法によりパラメータの絞り込みを行なった。得られた各パラメータの不確かさ分布及びパラメータ間の相関を設定した後、Iman-Conover法による順位相関を考慮したラテン超方格サンプリング(LHS)法を用いて入力データセット作成し、Cs, CsI等の格納容器外放出量について不確かさを評価した。合わせて、相関係数に基づいてソースタームに大きく寄与するパラメータを検討し、炉心コンポーネントや構造物の破損、エアロゾルのプールスクラビングに係わるモデル等がソースタームの不確かさに大きな影響を及ぼすことを明らかにした。

論文

Influence of in-vessel melt progression on uncertainty of source term during a severe accident

伊藤 裕人; Zheng, X.; 玉置 等史; 丸山 結

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

The influence of the in-vessel melt progression on the uncertainty of source terms was examined in the uncertainty analysis with integrated severe accident analysis code MELCOR (Ver. 1.8.5), taking the accident at Unit 2 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant as an example. The 32 parameters selected from the rough screening analysis were sampled by Latin hypercube sampling technique in accordance with the uncertainty distributions specified for each parameter. The uncertainty distributions of the outputs were obtained through the uncertainty analysis with an assumption of the failure of drywell, including the source terms of the representative radioactive materials (Cs, CsI, Te and Ba), the total mass of in-vessel H$$_{2}$$ generation and the total debris mass released from the reactor pressure vessel to the drywell. Based on various types of correlation coefficient for each parameter, 9 significant uncertain parameters potentially dominating the source terms were identified. These 9 parameters were transferred to the subsequent sensitivity and uncertainty analyses, in which the influence of the transportation of radioactive materials was taken into account.

報告書

Literature review on experiments and models associated with degradation and oxidation of boron carbide control material during severe accidents

Zheng, X.; 石川 淳; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結

JAEA-Review 2014-016, 32 Pages, 2014/06

JAEA-Review-2014-016.pdf:1.98MB

炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)は軽水炉における制御材の一つであり、福島第一原子力発電所では全号機において用いられている。B$$_{4}$$C制御棒/ブレードの損傷は、原子炉容器内における早期の炉心溶融に影響する。また、B$$_{4}$$Cの水蒸気酸化による二酸化炭素(CO$$_{2}$$)を含む炭素化合物やホウ素化合物の発生は、放射性物質のソースタームに影響を及ぼす可能性がある。本報告書では、原子力機構において整備しているシビアアクシデント総合解析コードTHALES-2の高度化を視野に入れて、B$$_{4}$$Cの損傷及び酸化に係わる既往の実験及びモデル化について文献調査を行なった。制御棒/ブレードの溶融温度はB$$_{4}$$Cとステンレス鋼やジルカロイとの共晶反応により低下する。既存の共晶モデルを検討し、NagaseらのモデルをTHALES-2に組み込むモデルの一つとして選定した。また、B$$_{4}$$Cと水蒸気との酸化反応により大量の熱が放出されるとともに、CO$$_{2}$$やホウ酸,酸化ホウ素が生成され、それらが溶解することにより、ソースタームに影響を与える水相のpH値が変化し得る。B$$_{4}$$Cの水蒸気酸化については、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)が開発した酸化反応速度モデルをTHALES-2に導入するモデルの候補として選定した。

論文

Benchmark analysis on probabilistic fracture mechanics analysis codes concerning fatigue crack growth in aged piping of nuclear power plants

勝山 仁哉; 伊藤 裕人*; Li, Y.*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 117-118, p.56 - 63, 2014/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:41.38(Engineering, Multidisciplinary)

原子力プラントの経年配管を対象として、国内では幾つかの確率論的破壊力学(PFM)解析コードの開発や改良が行われている。本研究では、原子力機構が開発を進めているPASCAL-SPと、原子力安全基盤機構が米国のPRAISEをもとに改良を進めているPRAISE-JNESを用いて、両コードの信頼性及び適用性を確かめるため、BWRのステンレス鋼管及び炭素鋼管を対象に、供用期間中の疲労き裂進展を考慮した破損確率に関するベンチマーク解析を行った。得られた結果に対して、複数のPFM解析コードを比較する際の相対誤差の許容値を定量的に判断する手法を新たに提案した。その提案手法に基づき、両解析コードにより算出された破損確率等の結果はよく一致することが示された。

論文

Benchmark analysis and numerical investigation on probabilistic fracture mechanics analysis codes for NPPs piping

Li, Y.*; 伊藤 裕人*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 99-100, p.61 - 68, 2012/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.85(Engineering, Multidisciplinary)

安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)の進展に伴う破損を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。また、両者の解析結果についての差を定量的に評価するため、相対比較のクライテリアを提案した。

論文

Benchmark analysis on PFM analysis codes for aged piping of nuclear power plants

伊藤 裕人*; Li, Y.*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Journal of Mechanical Science and Technology, 26(7), p.2055 - 2058, 2012/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.18(Engineering, Mechanical)

経年を考慮した安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。

論文

Effect of welding conditions on residual stress and stress corrosion cracking behavior at butt-welding joints of stainless steel pipes

勝山 仁哉; 飛田 徹; 伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(2), p.021403_1 - 021403_9, 2012/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.74(Engineering, Mechanical)

オーステナイト系ステンレス鋼SUS316L製の再循環系配管の突合せ溶接部近傍において応力腐食割れ(SCC)が観察されている。このSCCは、従来の材料因子及び環境因子の影響に比べ、溶接により生じる高い引張応力、すなわち力学因子の影響が大きいと考えられる。したがって、SUS316L鋼管溶接継手の溶接残留応力に関する解析評価は重要であり、多くの研究が行われている。本研究では、複数のSUS316鋼管溶接継手試験体を製作し、溶接入熱及び溶接速度のような溶接条件の不確かさを実測した。また、応力解放法及びX線回折法により残留応力分布及びそのばらつきを評価した。これらの測定結果をもとに、有限要素法による溶接条件の不確かさを考慮したパラメトリック解析を行い、溶接条件の違いが溶接残留応力に及ぼす影響を明らかにした。さらに、求めた残留応力分布を用い、JSME維持規格の手法に基づくSCC進展解析を行った結果、溶接入熱及び速度の不確かさはSCC進展挙動に及ぼす影響が大きいことが示された。

論文

原子炉配管溶接部における残留応力の不確かさ評価に基づく確率論的構造健全性評価

勝山 仁哉; 伊藤 裕人; 飛田 徹; 鬼沢 邦雄

溶接学会論文集(インターネット), 28(2), p.193 - 202, 2010/06

配管溶接部に生じる引張残留応力は、応力腐食割れの駆動力となるため、構造健全性の観点で最も重要な因子の1つである。本研究では、配管突合せ溶接部試験体を対象として入熱量や溶接速度等の溶接条件を変化させた熱弾塑性解析を実施し、実測値との比較により妥当性を確認するとともに、溶接条件の不確かさが溶接残留応力に及ぼす影響を明らかにした。また、確率論的破壊力学解析コード(PASCAL-SP)を用いて、溶接残留応力にかかわる不確かさが破損確率に及ぼす影響を評価した結果、残留応力のばらつきが大きくなるほど、配管が破断に至る確率は増加することを示した。

報告書

原子炉配管溶接部に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SPの使用手引き

伊藤 裕人; 加藤 大輔*; 小坂部 和也*; 西川 弘之; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2009-025, 135 Pages, 2010/03

JAEA-Data-Code-2009-025.pdf:17.49MB

高経年化機器の健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM)解析コードであるPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)を開発した。PASCAL-SPは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものであり、経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象としている。原子力安全・保安院の報告書や日本機械学会維持規格等に準拠し、最近のSCC評価法や破断評価法及び破壊力学的知見を反映した。また、供用期間中における欠陥検出性及びサイジング精度や溶接残留応力分布を、実験結果等に基づいてモデル化し、PASCAL-SPに導入した。本報告書は、PASCAL-SPの使用方法と解析手法をまとめたものである。

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessels and piping considering welding residual stress

鬼沢 邦雄; 西川 弘之; 伊藤 裕人

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 87(1), p.2 - 10, 2010/01

 被引用回数:34 パーセンタイル:8.18(Engineering, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器に関して、確率論的破壊力学解析コードPASCAL2における肉盛溶接部に関する評価機能の改良を行い、確率論的解析を実施した。具体的には、肉盛溶接部内ではき裂が進展しないようにき裂進展モデルを改良し、肉盛溶接に伴う残留応力を考慮して加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の破損確率解析を行った。解析結果から、肉盛溶接部の存在が条件付破壊確率に及ぼす影響を評価した。また、国内外の最新の知見に基づき、応力腐食割れ(SCC)を考慮して配管溶接部の破損確率を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SPを開発した。配管溶接継手部における溶接残留応力分布の不確かさや、供用期間中検査におけるSCC検出性及びサイジング精度をモデル化し、PASCAL-SPに導入した。このPASCAL-SPを用いて、溶接残留応力の不確かさ及び供用期間中検査の検査程度が配管の破断確率に及ぼす影響を評価した。

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code for aged piping under stress corrosion cracking

鬼沢 邦雄; 伊藤 裕人

NEA/CSNI/R(2009)2, p.275 - 285, 2009/00

確率論的破壊力学解析(PFM)手法は、構造健全性にかかわるばらつきや不確かさを考慮して、機器の破損確率を評価できる手法である。応力腐食割れ(SCC)はBWR型原子力発電所の配管溶接部で発生している。原子力機構では、このSCCを対象として、最新の知見に基づき配管溶接部の破損確率を評価するPFM解析コードPASCAL-SPを開発している。本解析コードは、国内における規制や規格類をもとに、モンテカルロ法により配管の破損確率を評価する。主として、配管溶接継手部における溶接残留応力分布の不確かさや、供用期間中検査における欠陥検出性等に関するモデルに着目している。このPASCAL-SPを用いて、溶接残留応力の不確かさ及び供用期間中検査の検査程度が配管の破損確率に及ぼす影響を評価した。

論文

地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発; 経年劣化が進行した発電用原子炉の配管が地震で壊れる確率は?

伊藤 裕人; 鬼沢 邦雄; 杉野 英治*

日本原子力学会誌, 50(7), p.434 - 437, 2008/07

応力腐食割れが発生した配管に地震による揺れが作用したときの健全性を評価する際には、地震荷重の大きさ、応力腐食割れによるき裂の発生・進展等の経年劣化について不確かさやばらつきが存在する。これらの不確かさやばらつきを定量的に評価する確率論的破壊力学(PFM)解析手法を用いて、配管等、構造機器に損傷が発生する確率を評価する研究を進めている。また、地震時の原子炉の安全性評価における重要な入力条件となる地震動の発生にかかわる不確かさを考慮した地震動評価手法を開発した。従来、これらの手法は独立したものであったが、これらを統合して、プラント敷地周辺の地震動発生確率を考慮し、経年劣化した配管に地震荷重が作用する場合の破損確率の評価手法を開発した。

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