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伊藤 晶*; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本報では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、2つの解析コード(E-FrontISTR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認し、得られた検討結果について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 宇賀田 健*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00026_1 - 23-00026_11, 2023/08
原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.
太田 宏一*; 中村 勤也*; 尾形 孝成*; 永瀬 文久
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.159 - 168, 2016/09
軽水炉のシビアアクシデントにおいては、大規模な燃料破損に先行して制御棒の破損が生じ中性子吸収材が炉心領域から離脱して、制御不能な再臨界となる危険性がある。本研究では、(1)十分に高い融点および共晶反応温度を有する、(2)溶融、再固化燃料物質の高い混和性を有する、(3)十分な制御棒価値を有する事故耐性の高い制御棒(ATCR)の概念を検討している。今回、希土類酸化物が制御棒構造材の融点以上の高温まで鉄と高い共存性があること、Sm
O
やEuO、GdO、DyO及びそれらとHfOとの混合物の利用により、現行のAg-In-Cd制御材と同等以上の制御棒価値が得られることを明らかにした。
今野 力; 加藤 祥成*; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.606 - 609, 2014/04
2007年の核データ国際会議で、自己遮蔽にかかわるJENDL-3.3の非分離共鳴データの問題を指摘した。今回、この非分離共鳴データの問題がJENDL-4.0でどのように変わったかを簡単なテスト計算で調べた。その結果、JENDL-3.3で見られた非分離共鳴データの上限エネルギー付近での中性子スペクトルの段差は解消されていることがわかった。一方、上限エネルギー付近の中性子束は、非分離共鳴による自己遮蔽効果で、JENDL-3.3を用いた場合よりも大きくなり、これほどの自己遮蔽効果には疑問が残る。非分離共鳴による自己遮蔽効果の妥当性を検証するベンチマーク実験はこれまでほとんど行われておらず、今後、このような実験を行う必要がある。
加藤 祥成*; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.596 - 600, 2014/04
2010年に公開された核データライブラリJENDL-4.0の遮蔽、核融合分野でのベンチマークテストを進めている。今回、20年以上前に大阪大学強力14MeV中性子工学実験装置OKTAVIANで行われた種々の球体系からの漏洩中性子スペクトル測定実験の解析をJENDL-4.0を用いて行った。今回、JENDL-4.0で改定された核種を含むCF, Si, Ti, Cr, Mn, Co, Cu, As, Se, Zr, Nb, Mo, W実験の解析を、モンテカルロ中性子・光子輸送計算コードMCNP5及びJENDL-4.0を用いて行った。また、比較のために、JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII.0を用いた解析も実施した。その結果以下のことがわかった。(1)Si, As, Se, Mo, W実験:JENDL-3.3を用いた解析結果と比較し、全体的に実験との一致が良くなった。(2)CF, Ti, Co, Cu, Zr実験:JENDL-3.3を用いた解析結果とほぼ同じ。(3)Cr, Mn, Nb実験:JENDL3.3を用いた解析結果とほぼ同じであるが、一部、実験との一致は悪くなった。
and 
小野寺 威文*; 佐藤 勝也; 太田 敏博*; 鳴海 一成*
JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 111, 2014/03
The 
and 
orthologs are highly conserved in eubacteria, and the former is also widely found in the genomes of archaea and eukaryotes. However, their functions are still poorly understood. 
and 
possess the both orthologs hereafter 
, 
, 
and 
, respectively. We have reported that the and disruptants show extreme sensitivity to mitomycin C (MMC), which causes interstrand DNA cross-links. In this study, we constructed and gene expression plasmids and the resultant plasmids were introduced into the and disruptant strains. To investigate whether and orthologs share the common function in 
and 
, these generated strains were challenged by MMC.
植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.
JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02
JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。
YgjD and YeaZ are involved in the repair of DNA cross-links小野寺 威文; 佐藤 勝也; 太田 敏博*; 鳴海 一成
Extremophiles, 17(1), p.171 - 179, 2013/01
被引用回数：10 パーセンタイル：26.85(Biochemistry & Molecular Biology)Orthologs of 
and genes are highly conserved in various organisms. The genome of the radioresistant bacterium possesses single orthologs of (DR_0382) and (DR_0756). Complete loss of either one or both genes did not result in any significant changes in cell growth efficiency, indicating that both genes are not essential for cell viability in , unlike the case with other species such as 
, 
and 
. Survival rates following DNA damage induced by hydrogen peroxide, 
-methyl-
-nitro--nitrosoguanidine, ultra violet radiation, 
-rays, cisplatin and mitomycin C (MMC) were compared among the wild-type strain and 
/ null mutants. Interestingly, the null mutants exhibited high sensitivity to MMC, which mainly causes interstrand DNA cross-links. The sensitivity of the null mutants to MMC was restored to that of the wild-type by transformation with plasmids expressing these genes. These results suggest that and genes are involved in DNA repair and play a role in the repair of DNA cross-links in .
工藤 秀行*; 太田 淳己*; 杉山 憲一郎*; 奈良林 直*; 大島 宏之; 栗原 成計
保全学, 11(4), p.90 - 97, 2013/01
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器での伝熱管破損時には、高圧蒸気が低圧ナトリウム側へ漏えいし、高温,高腐食性の反応ジェットが隣接伝熱管の二次破損を引き起こす可能性がある。本研究の目的は、ナトリウム-水反応にかかわる安全評価コードの妥当性確認や改良するために必要なデータを取得する実験法の開発であり、可視化実験装置を用いた不足膨張衝突噴流の局所構造部でのナトリウム液滴エロージョン実験法について報告する。噴流構造に基づき最もエロージョンが進行すると推定されるナトリウム液滴エントレン領域でエロージョン現象が観察され、水実験での既往知見との相関を検討した。
and orthologs, in DNA repair of 小野寺 威文; 佐藤 勝也; 太田 敏博*; 鳴海 一成
JAEA-Review 2012-046, JAEA Takasaki Annual Report 2011, P. 104, 2013/01
The and orthologs are highly conserved in eubacteria, and the former is also widely found in the genomes of archaea and eukaryotes. , well known as a radioresistant bacterium, possesses the both orthologs, hereafter and . In this study, we successfully constructed disruptant, disruptant and 
double-disruptant strains. This result clearly indicated that neither nor genes is essential for cell viability in . These gene disruptant strains exhibited extreme sensitivity to mitomycin-C compare to the wild-type strain. The deficiency of and genes was complemented to restore the wild-type phenotype by introducing plasmids that express these genes.
and orthologs, in DNA repair of 小野寺 威文; 佐藤 勝也; 鳴海 一成; 太田 敏博*
JAEA-Review 2011-043, JAEA Takasaki Annual Report 2010, P. 107, 2012/01
In this study, we generated and disruptant strains and investigated the disruption effect to DNA damaging agents in an effort to gain insight into the role of DrygjD and DryeaZ proteins in . We successfully constructed disruptant, disruptant and double-disruptant strains. All the disruptant strains did not exhibit the delayed growth compared to the wild-type strain, clearly indicating that neither DrygjD nor DryeaZ protein is essential for cell viability. These gene disruptant strains exhibited extremely sensitivity to mitomycin C (MMC), which causes inter- and intrastrand DNA crosslinking, suggesting that DrygjD and DryeaZ proteins are involved in the DNA repair mechanism and especially play a critical role in MMC-induced DNA damage in .
永井 晴康; 茅野 政道; 寺田 宏明; 堅田 元喜; 中山 浩成; 太田 雅和
Proceedings of International Symposium on Disaster Simulation & Structural Safety in the Next Generation (DS '11), p.369 - 374, 2011/09
福島第一原子力発電所事故に起因する被ばく線量を評価するために、SPEEDI, WSPEEDI-II、及び大気・陸域・海洋の包括的物質動態予測システムSPEEDI-MPのシミュレーションにより、放射性物質の環境中時空間分布を解析している。まず初めに、SPEEDIとWSPEEDI-IIの大気拡散シミュレーションと環境モニタリングデータを融合して、大気中に放出された放射性物質の放出量を推定した。次いで、WSPEEDI-IIによる局地域の詳細拡散解析を実施して、プラント北西部の高線量域の形成メカニズムを解明した。今後は、SPEEDI-MPを適用し、環境中の放射性物質分布に関するさらなる解析結果を提供する計画である。
町田 昌彦; 太田 幸宏; 佐々 成正; 小山 富男*; 松本 秀樹*
Journal of Physics; Conference Series, 248, p.012037_1 - 012037_8, 2010/11
被引用回数：9 パーセンタイル：90.88(Nanoscience & Nanotechnology)本発表では、異方性の高い高温超伝導体単結晶から発振されるテラヘルツ波発振についての理論的研究成果を発表する。発表では、まず、研究の背景、特に、実験から最近の理論的発展までの概略をレビューし、テラヘルツ波光源の重要性についても言及する。その後、当該研究グループでの理論及び数値シミュレーションによる成果を示し、最後にシミュレーションによる3次元アニメーション結果を報告する。
Al小澤 顕*; 松多 健策*; 長友 傑*; 三原 基嗣*; 山田 一成*; 山口 貴之*; 大坪 隆*; 百田 佐多夫*; 泉川 卓司*; 炭竃 聡之*; et al.
Physical Review C, 74(2), p.021301_1 - 021301_4, 2006/08
被引用回数：43 パーセンタイル：89.22(Physics, Nuclear)理化学研究所のリングサイクロトロンで、陽子過剰核Alの
因子を初めて測定した。実験的に測定された因子の絶対値は、1.557
0.088と決められた。この原子核は、鏡像核Neのエネルギー準位から見ると、基底状態は1/2
もしくは5/2と考えられる。決められた因子と殻模型計算による因子との比較から1/2は明らかに否定されるため、基底状態のスピンは5/2と与えられた。これまで、Alは陽子ハロー構造のため、1/2状態が基底状態になる可能性が議論されてきたが、この実験により少なくとも基底状態にハロー構造が存在しないことがはっきりした。また、Neの磁気モーメントの実験値から、Alの基底状態におけるアイソスカラー固有スピンの期待値が求められるが、その値は
Cのように異常な値を示さず、正常であることがわかった。
坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：55.72(Nuclear Science & Technology)HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵
JNC TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB
核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。
大久保 成史郎; 太田 猛男*; 前川 嘉治*; 他2名*
PNC TN3410 88-010, 7 Pages, 1988/04
None
三浦 信; 林 清純*; 山田 常雄*; 大森 拓郎; 日高 康雄; 堂本 一成; 太田 猛雄*
PNC TN841 79-18, 59 Pages, 1979/02
弾性保持応力下で水素富化した圧力管について,室温で静的三点曲げ破壊試験を行った。保持応力および吸収水素量を変えて得られた結果から,破壊靭性Kcを求めATR運転状態での圧力管の炉外における脆性特性を評価した。その結果は以下に示すとおりである。(1)保持応力なしで水素富化した材料のKc値は約160Kg/mm/SUP(3/2)となる。(2)保持応力14
15Kg/mm/SUP2下で水素富化した材料のKc値は10060Kg/mm/SUP(3/2)となり,保持応力なしの場合の6割から4割の値に低下する。(3)保持応力4Kg/mm/SUP2および6Kg/mm/SUP2でも同様の試験を行ない,保持応力1415Kg/mm/SUP2の場合と同じ結果が得られた。(4)以上のことから圧力管の設計応力12Kg/mm/SUP2の下でもほぼ同じKc値になるものと予想される。(5)保持応力なしで水素富化した試験片はプリ・クラックの入っていないノッチ材であり,Kc値のばらつきが大きかった。一方,保持応力下で水素化した材料は,ノッチ材あるいはプリ・クラッチ入り材とも同じKc値を示した。また保持応力1415Kg/mm/SUP2の場合のKc値のばらつきは極めて小さかった。
