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Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：0Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*
JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-011.pdf:9.31MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、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、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29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。
山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(4), p.041507_1 - 041507_6, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)疲労亀裂進展中における亀裂の開閉口は、亀裂進展速度の評価において重要な現象である。ASME Code Section XIのAppendix A-4300は、負の応力比におけるフェライト鋼の疲労亀裂進展速度を算出する式について、負荷の大きさに応じて二つ提示している。一つは、負荷が小さい場合に、亀裂の閉口を考慮する式である。もう一つは、負荷が大きい場合に、亀裂の閉口を考慮しない式である。本研究では、フェライト鋼に対して、負荷の大きさを徐々に変えながら疲労亀裂進展試験を実施し、負荷の大きさが亀裂閉口に及ぼす影響を調査した。その結果、Appendix A-4300における疲労亀裂進展速度算出式を切り替える負荷の大きさと比較して、より小さい負荷で亀裂が閉口することを明らかにした。
Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.
European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07
被引用回数：2 パーセンタイル：21.43(Physics, Nuclear)本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の
U, 
U, 
Pu, 
Am, 
Na, 
Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, 
He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。
小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*
第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06
原子力機構では3次元多相流体解析手法としてJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの圧力Poisson方程式解法として、適合細分化格子(AMR)を用いたマルチグリッド前提条件付き共役勾配法(P-CG)を開発した。計算の高速化として、全ての計算カーネルはCUDAを用いて実装すると共に、GPUスーパーコンピュータ上にて高い性能を発揮する様に最適化した。開発したマルチグリッド圧力Poisson解法は、オリジナルのP-CG法と比較して約1/7の反復回数で収束することが確認された。また、TSUBAME3.0上で8から216GPUまでの強スケーリング性能測定により、更なる3倍の高速化が達成された。
長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*; Mares, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(3), p.031506_1 - 031506_7, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)周方向に亀裂を有する管の曲げによる塑性崩壊応力はASME Section XI規格のAppendix Cで用意されている極限荷重評価法で推定される。この推定式は管の内外表面の亀裂に適用される。しかし、近年著者らが開発した精度の高い式によると、管の外表面にある亀裂の管は、塑性崩壊応力は小さく、Appendix Cの式を用いると非安全側になることを報告してきた。本報はこの精度の高い式を用いてAppendix Cの式の適用限界を明らかにした。
真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00567_1 - 19-00567_11, 2020/06
非破壊試験(NDE)は、配管等の原子炉機器の構造健全性を確保するうえで、重要な役割を果たしている。国内の原子力発電所では、日本機械学会発電用原子力設備規格維持規格等の規則に従って、非破壊試験が配管系の溶接部に対して実施される。応力腐食割れ(SCC)が想定されない溶接部の場合、10年の検査間隔でNDEが実施され、各検査間隔における試験程度が規格等において定められている。各検査間隔でNDEを実施する溶接部を選択するためのサンプリング方式としては、一般的に2種類が挙げられる。1つ目の方式は、定点サンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は前の検査間隔で試験が実施された溶接部と同一である。2つ目の方式は、ランダムサンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は、前の検査間隔で試験が実施されなかった溶接部から選択される。これらのサンプリング方式の選択は、配管系の構造健全性を確保する上で重要と考えられる。合理的な構造健全性評価手法の1つである確率論的破壊力学(PFM)解析は、SCCや疲労等の経年劣化事象、並びにNDEを通じた溶接部における亀裂の検出及び溶接部の補修・取替を考慮して、溶接部の破損確率を定量的に計算できる。本研究では、サンプリング方式の違いが配管系の構造健全性に及ぼす影響を明らかにするため、典型的な原子力配管系を対象に、PFM解析により2つのサンプリング方式によるNDEを考慮して破損確率を評価した。その結果、非破壊試験のサンプリング方式の違いが配管系の破損確率に及ぼす影響を定量的に確認した。
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.
Kang, Z.; 西田 明美; 奥田 幸彦; 坪田 張二; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00566_1 - 19-00566_20, 2020/06
飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、構造物に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果および解析結果に基づき飛翔体の斜め衝突に対する評価式を提案することを最終目的とする。これまでに、実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が円筒型の剛・柔飛翔体の衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)版の局部損傷評価について検討してきた。本稿では同様の解析手法を用いて、先端形状が半球型・円筒型の剛・柔飛翔体の斜め衝突によるRC版の局部損傷評価結果を分析し、飛翔体の先端形状の違いによるRC版の局部損傷への影響評価について得られた知見を報告する。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00560_1 - 19-00560_12, 2020/06
福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部、スタブ管、溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼,ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。
TeO
Bao, S.*; Cai, Z.*; Si, W.*; Wang, W.*; Wang, X.*; Shangguan, Y.*; Ma, Z.*; Dong, Z.-Y.*; 梶本 亮一; 池内 和彦*; et al.
Physical Review B, 101(21), p.214419_1 - 214419_8, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Materials Science, Multidisciplinary)We perform thermodynamic and inelastic neutron scattering (INS) measurements to study the lattice dynamics (phonons) of a cubic collinear antiferromagnet CuTeO which hosts topological spin excitations (magnons). While the specific heat and thermal conductivity results show that the thermal transport is dominated by phonons, the deviation of the thermal conductivity from a pure phononic model indicates that there is a strong coupling between magnons and phonons. In the INS measurements, we find a mode in the excitation spectra at 4.5 K, which exhibits a slight downward dispersion around the Brillouin zone center. This mode disappears above the N
el temperature and thus cannot be a phonon. Furthermore, the dispersion is distinct from that of a magnon. Instead, it can be explained by the magnon-polaron mode, collective excitations resulting from the hybridization between magnons and phonons. We consider the suppression of the thermal conductivity and emergence of the magnon-polaron mode to be evidence for magnon-phonon coupling in CuTeO.
F from 
O
?Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri. A.*; Hwang, S. H.*; et al.
Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Physics, Multidisciplinary)中性子過剰核Fの構造が(
)反応で調査した。
軌道の分光学的因子は1.0
0.3と大きいが、一方で残留核であるOが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、Fのコア核Oは基底状態とは大きく異なり、Oの
軌道に陽子がひとつ加わることでOとFの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。
山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021906_1 - 021906_11, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)Some Japanese nuclear power plants have experienced several large earthquakes beyond the design basis ground motion. In addition, cracks resulting from long-term operation have been detected in piping systems. Therefore, to assess the structure integrity of cracked pipes taking the occurrence of large earthquakes into account, it is very important to establish a crack growth evaluation method for cracked pipes that are subjected to large seismic cyclic response loading. In our previous study, we proposed an evaluation method for crack growth during large earthquakes through experimental study using small specimens and investigation using finite element analyses. In the present study, to confirm applicability of the proposed method, crack growth tests were conducted on both stainless and carbon steel pipe specimens with a circumferential through-wall crack, considering large seismic cyclic response loading with complex wave forms. The predicted crack growth values are in good agreement with the experimental results and the applicability of the proposed method was confirmed.
東 喜三郎*; Li, Y.; Xu, S.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021207_1 - 021207_10, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)Alloy 82/182/600, which is used in light-water reactors, is known to be susceptible to stress-corrosion cracking. The depth of some of these cracks may exceed the value of half-length on the surface. Although the stress intensity factor (SIF) for cracks plays an important role in predicting crack propagation and failure, Section XI of the ASME Boiler and Pressure Vessel Code does not provide SIF solutions for such deep cracks. In this study, closed-form SIF solutions for deep surface cracks in plates are discussed using an influence coefficient approach. The stress distribution at the crack location is represented by a fourth-degree-polynomial equation. Tables for influence coefficients obtained by finite element analysis in the previous studies are used for curve fitting. The closed-form solutions for the influence coefficients were developed at the surface point, the deepest point, and the maximum point of a crack with an aspect ratio a/c ranging from 1.0 to 8.0, where a is the crack depth and c is one-half of the crack length. The maximum point of a crack refers to the location on the crack front where the SIF reaches a maximum value.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.
勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; Li, Y.; 吉村 忍*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021205_1 - 021205_10, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)事象を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。
Heussner, F.*; Talmelli, G.*; Geilen, M.*; Heinz, B.*; Br
cher, T.*; Meyer, T.*; Ciubotaru, F.*; Adelmann, C.*; 山本 慧; Serga, A. A.*; et al.
Physica Status Solidi; Rapid Research Letters, 14(4), p.1900695_1 - 1900695_6, 2020/04
被引用回数：2 パーセンタイル：9.88(Materials Science, Multidisciplinary)The emerging field of magnonics employs spin waves and their quanta, magnons, to implement wave-based computing on the micro- and nanoscales. Multi-frequency magnon networks would allow for parallel data processing within single logic elements whereas this is not the case with conventional transistor-based electric logic. However, a lack of experimental proven solutions to efficiently combine and separate magnons of different frequencies has impeded the intensive use of this concept. In this Letter, the experimental realization of a spin-wave demultiplexer enabling frequency-dependent separation of magnetic signals in the GHz range is demonstrated. The device is based on two-dimensional magnon transport in the form of spin-wave beams in unpatterned magnetic films. The intrinsic frequency-dependence of the beam direction is exploited to realize a passive functioning obviating an external control and additional power consumption. This approach paves the way to magnonic multiplexing circuits enabling simultaneous information transport and processing.
CoLokotko, T.*; Leblond, S.*; Lee, J.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Poves, A.*; Nowacki, F.*; 緒方 一介*; 吉田 数貴; Authelet, G.*; et al.
Physical Review C, 101(3), p.034314_1 - 034314_7, 2020/03
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Physics, Nuclear)中性子過剰核であるCoに対する()ノックアウト反応が理化学研究所RIBFで測定された。
coincidenceの方法で準位構造が決定され、測定された包括的断面積および排他的断面積から暫定的ではあるがスピン・パリティが決定された。殻模型計算との比較により、Coの低励起状態には球形核と変形核が共存することが示唆された。
energy splitting in odd-K isotopes towards 
Sun, Y. L.*; Obertelli, A.*; Doornenbal, P.*; Barbieri, C.*; 茶園 亮樹*; Duguet, T.*; Liu, H. N.*; Navr
til, P.*; Nowacki, F.*; 緒方 一介*; et al.
Physics Letters B, 802, p.135215_1 - 135215_7, 2020/03
被引用回数：1 パーセンタイル：25.8(Astronomy & Astrophysics)カリウムは陽子数が19であるため、その
, 
状態はそれぞれ陽子の
, 
軌道の空孔状態によって支配されている。その中性子数を
から増やすとこの2つの準位のエネルギー差は大きく変化することが知られており、中性子過剰核における殻進化と呼ばれる現象のプロトタイプとなっている。これまでは
まで知られていたが、この研究では、理化学研究所RIビームファクトリーにて、カルシウム同位体からの陽子ノックアウト反応によって
Kの励起状態を生成し、そこからの脱励起ガンマ線を測定することによって、
におけるを測定することに成功した。歪曲波インパルス近似計算と実験で得られた断面積の比較から、, 状態は空孔状態によって支配されていることを確かめた。の値は
で最小となり、そこから中性子数を増やすとともに増大することがわかった。これは、中心力とテンソル力による殻進化描像にしたがった振る舞いである。
鈴木 雅秀*; 村上 健太*; 鈴木 峻史*; 岡山 龍太*; 勝山 仁哉; Li, Y.
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(4), p.172 - 178, 2020/02
原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。現在の原子力プラントで使用されている決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と、確率論的破壊力学コードPASCAL3及びPASCAL4.0を用いて求めた条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について、様々な熱過渡を考慮して検討した。その結果、温度裕度と条件付き亀裂進展確率には一定の相関があることが分かった。一方、条件付き破壊確率については、過渡中の亀裂伝播停止の影響や再加圧の影響等から、温度裕度とのよい相関はみられなかった。このことから、特に弁の開固着に関する再加圧を伴う過渡を考慮する場合に、確率論的手法が有用であると考えられる。
