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迫田 晃弘; 石森 有; Jin, Q.*; 飯本 武志*
Applied Radiation and Isotopes, 207, p.111180_1 - 111180_8, 2024/05
建物内壁のラドン(
Rn)及びトロン(
Rn)散逸率のin-situ測定におけるデータ解析技術の向上を目的に、解析で用いる数理モデルと関連パラメータの影響を調べた。その結果、測定系内の放射能濃度の不均一性を考慮すべきなのは、ラドンよりもトロンの場合であることがわかった。また、解析結果の品質をより向上させるために、屋内ラドンの日内変動を解析で考慮すべきであることがわかった。散逸率測定の目的と要求精度の下で、適切なモデルを作成・選択する必要があることが示された。
田中 万也; 山路 恵子*; 升屋 勇人*; 富田 純平; 小澤 麻由美*; 山崎 信哉*; 徳永 紘平; 福山 賢仁*; 小原 義之*; Maamoun, I.*; et al.
Chemosphere, 355, p.141837_1 - 141837_11, 2024/05
本研究では生物性マンガン酸化物を用いて人形峠坑水からのラジウム除去実験を行った。その結果、7.6mgの生物性マンガン酸化物を用いて3L坑水中から98%以上の
Raを除去することが出来た。これは固液分配係数に換算すると10
mL/gという非常に高い値となり、生物性マンガン酸化物が実際の坑水処理に有効であることを示している。
普天間 章; 眞田 幸尚; 長久保 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 新井 仁規*; et al.
JAEA-Technology 2023-027, 146 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-027.pdf:18.12MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和4年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の換算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。
中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規
JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB
材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 神野 智史; 西尾 智博*; 小川 由美; 木村 健二; 島田 顕臣; et al.
第35回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.17 - 19, 2024/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
河 侑成; 下平 昌樹; 勝山 仁哉
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 7 Pages, 2024/03
国内の原子炉圧力容器(RPV)の溶接継手熱影響部(継手HAZ)は監視試験対象部位である。継手HAZ内には非均質に金属組織が分布し、破壊靭性のばらつきが大きいと考えられるものの、HAZ試験片の採取位置における金属組織の違いが機械的特性及び照射脆化感受性に及ぼす影響は詳細に調べられていなかった。本研究では継手HAZの非均質な組織に着目し、まず未照射材について溶接金属と母材の境界からの距離に応じて3箇所(0.5mm, 1mm及び2mm)の継手HAZ、及び母材から採取した微小試験片(Mini-C(T)試験片)を用いて破壊靭性を評価した。その結果、HAZの破壊靭性は母材と比べてばらつきが大きく、特に溶接金属と母材の境界から0.5mmのHAZにおいて破壊靭性のばらつきが最も大きい傾向を示した。HAZに対する破壊靭性参照温度は採取した3箇所の中で有意な差が得られたものの、いずれの破壊靭性参照温度も母材より低く、破壊靭性値が高いことを確認した。本研究結果により、未照射状態では母材が継手HAZを代表して破壊靭性を保守的に評価できることを確認した。
渡部 創; 高畠 容子; 小木 浩通*; 大杉 武史; 谷口 拓海; 佐藤 淳也; 新井 剛*; 梶並 昭彦*
Journal of Nuclear Materials, 585, p.154610_1 - 154610_6, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)Treatment of spent scintillation cocktail generated by analysis of radioactivity is one of important tasks for management of nuclear laboratories. This study proposed a procedure consists of adsorption of radioactivity and solidification of residual liquid wastes, and fundamental performance of each step was experimentally tested. Batch-wise adsorption showed excellent adsorption performance of Ni onto silica-based adsorbent, and chelate reaction was suggested as the adsorption mechanism by EXAFS analysis. Alkaline activate material successfully solidified the liquid waste, and TG/DTA and XRD analyses revealed that the organic compounds exist inside the matrix. Only 1% of the loaded organic compounds were leaked from the matrix by a leaching test, and most of the organic compounds should be stably kept inside the matrix.
10
W/cm
Skobelev, I. Yu.*; Ryazantsev, S. N.*; Kulikov, R. K.*; Sedov, M. V.*; Filippov, E. D.*; Pikuz, S. A.*; 浅井 孝文*; 金崎 真聡*; 山内 知也*; 神野 智史; et al.
Photonics (Internet), 10(11), p.1250_1 - 1250_11, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Optics)物質が高強度レーザーパルスと相互作用して生成されるプラズマの電荷状態の発展において、光電場と衝突電離の影響を明確に区別することは困難である。この研究では、プラズマキネティクスの時間依存計算を用いて、クラスターが十分に小さい低密度のガス状ターゲットを用いた場合にのみ可能であることを示した。Arプラズマの場合、クラスター半径の上限は
mと見積もられた。
日高 昭秀; 川島 茂人*; 梶野 瑞王*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.743 - 758, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)福島事故時に放出された放射性物質量の推定は、原子炉の事故進展や環境影響の評価にとって不可欠である。そこで、ヨウ素,Csに次いで放出量が多いTeについて、単位放出量を想定したメソスケール気象モデル計算で得られた時間ごとの沈着量に基づいて沈着量分布を重み付けする、単位放出回帰推定法を用いて検討した。前回の検討では、この手法の適用性確認に主眼を置き、発生源について暫定的な結果を得ることができた。しかし、その後の検討で、放出があったと思われる期間の一部が放出推定期間から欠落していると、ソースターム計算全体に歪みが生じることが判明した。このため、本研究では、推定期間を延長し、主要な放出を全て含むように再計算を行った。その結果、これまで特定されなかった放出事象が明らかになり、炉内事象との対応も確認できた。また、炉心注水時のZr被覆管完全酸化による
Te放出事象を考慮することにより、土壌汚染マップにおけるTe/
Cs比の地域依存性を説明することができた。さらに、本検討に基づき、WSPEEDI逆計算では予測できなかった3月11日夜,13日,14日早朝にヨウ素とCsの放出が増加した可能性を指摘した。
下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 11 Pages, 2023/07
最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T
の取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や初期亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、何度か予亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容予亀裂形状の変化は、予亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される予亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の予亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。
Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; Deng, D.*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07
In this work, a framework was proposed on the comprehensive assessment of hardness and welding residual stress in Type 316 austenitic stainless steel welded joints. Firstly, an 8-pass butt-welded joint made of Type 316 stainless steel was fabricated. Finite element analysis of the welded joint was performed to investigate hardness and welding residual stress distributions. The grain growth model was developed for the hardness prediction. The Chaboche combined isotropic-kinematic strain hardening model and time-temperature dependent annealing model were adopted. The relationships between the Vickers hardness and the uniaxial plastic strain as well as grain size were collected from published literatures. The simulation results of the grain size and accumulated equivalent plastic strain were used for the hardness prediction of the welded joint. The predicted hardness was compared with the experimental data of hardness mapping. The distribution of welding residual stress on the outer surface of the welded pipe was measured by using the X-ray diffraction method and strain gauge method, respectively. The predicted welding residual stresses were compared with the measurements. The results obtained showed that the developed numerical approach can predict the hardness and welding residual stress of Type 316 stainless steel welded joints with satisfactory accuracy. The effects of structural constraint and heat input on the hardness and welding residual stress will be investigated as further works, as described in the proposed framework.
山口 義仁; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 9 Pages, 2023/07
原子炉圧力容器のノズル部の健全性評価において、ノズルコーナー亀裂に対する応力拡大係数が重要なパラメータである。これまで、ノズルコーナーの表面亀裂に対する様々な応力拡大係数解が提案されてきたが、その多くは亀裂の最深点にのみ着目しており、ノズルコーナーの形状寸法に関する情報は明らかになっていない。ノズルコーナー亀裂を対象とした既往の疲労試験結果によると、亀裂表面点における進展量は、最深点よりも大きいことが明らかとなっている。このことから、亀裂表面点の応力拡大係数は最深点よりも高い可能性がある。これらより、本研究では、健全性評価の信頼性を高めるため、有限要素解析を通じて、ノズルコーナーの形状寸法とき裂サイズに対応した、表面点と最深点の両方の応力拡大係数解を提案する。
永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである
SnSe
Ren, Q.*; Gupta, M. K.*; Jin, M.*; Ding, J.*; Wu, J.*; Chen, Z.*; Lin, S.*; Fabelo, O.*; Rodriguez-Velamazan, J. A.*; 古府 麻衣子; et al.
Nature Materials, 22, p.999 - 1006, 2023/05
被引用回数：21 パーセンタイル：99.22(Chemistry, Physical)Ultralow thermal conductivity and fast ionic diffusion endow superionic materials with excellent performance both as thermoelectric converters and as solid-state electrolytes. Yet the correlation and interdependence between these two features remain unclear owing to a limited understanding of their complex atomic dynamics. Here we investigate ionic diffusion and lattice dynamics in argyrodite AgSnSe using synchrotron X-ray and neutron scattering techniques along with machine-learned molecular dynamics. We identify a critical interplay of the vibrational dynamics of mobile Ag and a host framework that controls the overdamping of low-energy Ag-dominated phonons into a quasi-elastic response, enabling superionicity. Concomitantly, the persistence of long-wavelength transverse acoustic phonons across the superionic transition challenges a proposed 'liquid-like thermal conduction' picture. Rather, a striking thermal broadening of low-energy phonons, starting even below 50 K, reveals extreme phonon anharmonicity and weak bonding as underlying features of the potential energy surface responsible for the ultralow thermal conductivity (
0.5 Wm
K) and fast diffusion. Our results provide fundamental insights into the complex atomic dynamics in superionic materials for energy conversion and storage.
河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉
Journal of Pressure Vessel Technology, 145(2), p.021501_1 - 021501_9, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：59.37(Engineering, Mechanical)The fracture toughness in the heat-affected zone (HAZ), which is located under the weld overlay cladding on the inner surface of the reactor pressure vessel (RPV), was evaluated by considering the inhomogeneous microstructures of the HAZ. In this regard, 0.4T-C(T) specimens and Mini-C(T) specimens were manufactured to clarify the effect of the HAZ on fracture toughness. First, the fracture toughness was evaluated using 0.4T-C(T) specimens targeted on microstructural distribution due to the cladding bead location. The reference temperature (
) of HAZ at middle region of cladding bead was 12
C higher than that at overlap cladding beads. Second, the fracture toughness was evaluated using Mini-C(T) specimens focused on the microstructural difference with distance from the boundary between the cladding and the base metal. The value of the central position located at 3 mm to 7 mm from the boundary between the cladding and the base metal was higher than those of the other positions in HAZ. However, the values of HAZ for both 0.4T-C(T) and Mini-C(T) specimens were significantly lower than that of the base metal at a quarter thickness by 40C
60C. Compared with the literature data that indicated fracture toughness at the inner surface without overlay cladding and the base metal at a quarter thickness, this study concluded that the HAZ under the overlay cladding showed no detrimental effect on the conservatism of the structural integrity assessment of RPV steel.
影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.
JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB
燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。
松原 章浩*; 藤田 奈津子; 三宅 正恭; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 國分 陽子; 西尾 智博*; 小川 由美; 神野 智史; 木村 健二; et al.
JAEA-Conf 2022-002, p.55 - 62, 2023/03
JAEA-AMS-TONO-5MVでは、2021年度末までに測定個数28912個、測定時間20478時間となった。同装置では2021年7月に複数の機器でバリスタが破損し、その原因究明、対策、復旧のため、運用はそれ以降停止している。バリスタ破損の事象は表1に示すように二度あり、一度目は2個、二度目は3個のバリスタが同時に破損した。一度目の破損の原因については、経年劣化によりバリスタ電圧が低下したバリスタにおいて地絡が発生し、これが起因となり他の劣化したバリスタが破損したと推測される。二度目の原因は、一度目でダメージを被ったバリスタ(表1の*印の機器に搭載)が通電の際に地絡し、他の劣化したバリスタの破損に繋がったと推測される。安全対策の一つとして、破損したバリスタと同型式のバリスタの他の機器での有無を調査し、該当するものは新しいバリスタに取り換える処置を行った。復旧は順次進めており、依頼測定の再開は2022年度の中頃を予定している。
Lu, K.; 勝山 仁哉; 高見澤 悠; Li, Y.
JAEA-Research 2022-012, 39 Pages, 2023/02
JAEA-Research-2022-012.pdf:1.72MB
供用年数の増加に伴い、発電用軽水型原子炉圧力容器(RPV)では炉心からの中性子照射により破壊靭性が低下する、いわゆる中性子照射脆化が生じる。国内では、RPVの非延性破壊を防止するため、この中性子照射脆化や、健全性評価上最も厳しい事象の1つである加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、日本電気協会規程等に基づく決定論的手法により健全性評価が行われている。一方、欧米においては、近年確率論的手法の規制への導入が進んでいる。例えば米国では、PTS評価において、確率論的手法に基づく関連温度に関するスクリーニング基準が規定されており、またそのスクリーニング基準を満足しない場合には確率論的手法に基づく亀裂貫通頻度(TWCF)を指標とした評価の実施が認められている。また、供用期間中検査の試験程度や検査間隔の緩和の検討等にも確率論的手法が適用されている。ここで、確率論的手法とは具体的には確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法であり、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損確率や破損頻度等を算出できる方法である。こうした背景を踏まえ、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映するとともに、主として加圧水型原子炉のRPVを対象に開発が進められたPFM解析コードPASCALの整備、及びPASCALによる感度解析等により得られた知見を取りまとめて、2017年に標準的解析要領を整備し、JAEA-Research2016-022として公開した。この標準的解析要領では、破壊力学に関する知識を有する解析担当者がこれを参照することでPFM解析を実施し、TWCF等の確率論的数値指標を算出できることを目的としている。2017年以降、PFMに基づく健全性評価の更なる実用化に向けて、日本原子力研究開発機構において、沸騰水型原子炉のRPVに対するPFM解析を可能にするため、PASCALの機能を拡充するとともに、標準的解析要領の充実化を図った。本報告はその成果をまとめたものである。本報告は、以下の5つの章で構成される。まず第1章で、本報告の背景及び概要について述べる。次に第2章で、標準的解析要領の枠組みと対象範囲について述べた後、第3章にて標準的解析要領の詳細について記述する。PASCALに対する信頼性確認事例についても同章で記す。第4章では、標準的解析要領を満足し、国内の現状の代表的事例として適切と考えられる手法
高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02
JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB
原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造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: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 神野 智史; 西尾 智博*; 小川 由美; 山本 悠介; 木村 健二; et al.
第23回AMSシンポジウム報告集, p.1 - 4, 2022/12
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、実試料測定用に2台、炭素-14測定用超小型AMSの開発に向けた試験装置が1台ある。JAEA-AMS-TONO-5MVではルーチン測定をしている4核種に加えて、地下水の年代測定に有用な塩素-36の測定に向けた技術開発や硫黄除去方法の検討を実施している。炭素-14測定用超小型AMSは、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、2022年度中の炭素-14測定を目指して実証試験中である。またAMSで測定を行うための試料前処理の研究開発として、炭素-14測定における微少量試料の前処理法やその測定方法の検討、塩素-36測定のための前処理方法の検討などを実施している。発表では、それぞれの研究開発状況を報告する。
