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論文

Flow regimes and heat transfer for opposing flow mixed convection in the thermal entry region of a vertical tube

茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 252, p.127451_1 - 127451_16, 2025/12

This study focused on the thermal entry length problem for turbulent opposing flow mixed convection in a vertical tube. A Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) simulation was performed using the $$v^2-f$$ turbulence model, and its results were compared with previous experimental data. The simulation results revealed several flow structures and heat transfer characteristics in the entry region, which varied depending on the competing strength of forced and natural convection. Flow regimes were classified based on their flow structures as follows: (a) Non-separating flow regime: When natural convection minimally influences the flow field, the Nusselt number in the entry region is higher than that in the fully developed region. As the influence of natural convection strengthens, the entry length decreases. (b) Separation bubble regime: As the influence of natural convection on the flow field increases, the velocity boundary layer along the heated wall in the entry region separates, leading to the formation of a recirculation region known as a separation bubble. Here, the depression in the Nusselt number distribution was observed owing to the thickening of the thermal boundary layer caused by the separation bubble. (c) Reverse flow regime: Further strengthening of the influence of natural convection leads to the formation of reverse flow along the entire heated wall. Here, the Nusselt number exhibits a nearly flat distribution in the entry region because the reverse flow thickens the thermal boundary layer. A flow regime map based on the results of the RANS simulation was created and proposed in this paper.

論文

Foundation uplift nonlinearity in 3D finite element seismic response analysis; Sensitivity and validation study

太田 成*; 伊藤 晶*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦

Nuclear Engineering and Design, 444, p.114403_1 - 114403_7, 2025/12

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、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、入力動の最大値と最小接地率の関係、解析手法の精度等について検討し、基礎浮上りに伴う誘発上下動について考察した。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、得られた結果を分析した。

論文

In situ reaction and alteration of mudstone-cement interfaces at the Horonobe URL; Comparison between ordinary Portland cement and low alkaline cement

出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.

Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。

論文

EXFOR utility codes (ForEXy) and their application to neutron fission cross section evaluation

大塚 直彦*; Devi, V.*; 岩本 修

Applied Radiation and Isotopes, 225, p.111903_1 - 111903_18, 2025/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00

We developed a set of EXFOR utility codes (ForEXy) to process the information of the experimental nuclear reaction data stored in the EXFOR library. We designed a new JSON format (J4) for the EXFOR library, and developed a code converting the information in an EXFOR file to a J4 file (X4TOJ4) and another code converting it to an EXFOR file (J4TOX4) as a core part of this new code package. We also developed some other codes for management of the EXFOR storage, bibliography and dictionary. As an application of the new code package, we constructed covariance matrices for the fast neutron induced fission cross sections of neptunium-237 in the EXFOR library by using the new codes, and applied them to evaluation of the cross section between 100 keV and 200 MeV.

論文

Corrosion behavior of extra-high-purity Type 316 austenitic stainless steel in a liquid lead-bismuth eutectic with oxygen saturation or low oxygen concentrations

入澤 恵理子; 加藤 千明

Corrosion Science, 256, p.113173_1 - 113173_16, 2025/11

This study investigates the corrosion behavior of extra-high-purity Type 316 austenitic (316EHP) stainless steel with reduced impurity segregation at the grain boundaries in a liquid lead-bismuth eutectic (LBE) at 530$$^{circ}$$C to evaluate (1) the resistance of the steel to intergranular oxidation in the LBE with oxygen saturation and (2) its dissolution corrosion resistance at lower oxygen concentrations than the equilibrium oxygen potential of magnetite. Under oxygen saturation conditions in the LBE, 316EHP generated protective uniform oxide layers without severe intragranular oxidation. Compared with the case of the conventional 316L stainless steel, enhanced Cr diffusion along the grain boundaries in 316EHP considerably improved the intergranular-oxidation resistance of the steel. However, in the LBE with a low oxygen concentration, 316EHP exhibited high susceptibility to dissolution corrosion, thus undergoing a rapid intergranular attack particularly for short exposure durations, and island-like ferritic particles were formed for long exposure durations. Future studies should explore the optimal oxygen concentrations for oxide scale formation and the long-term corrosion behavior of the steel in dynamic LBE systems.

論文

Investigating eutectic behavior and material relocation in B$$_{4}$$C-stainless steel composites using the improved MPS method

Ahmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00

The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.

論文

Weathering promotes the sorption of radiocesium in mafic minerals of river sediments in the Fukushima Prefecture, Japan

萩原 大樹; 渡辺 勇輔; 小西 博巳*; 舟木 泰智; 藤原 健壮; 飯島 和毅

Applied Geochemistry, 190, p.106490_1 - 106490_10, 2025/10

Radiocesium ($$^{134}$$Cs and $$^{137}$$Cs) was sorbed on minerals and transported to river systems due to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. Recently, the authors have reported that mafic minerals sorb $$^{137}$$Cs equally or more strongly than micaceous minerals in fine sands. We characterized mafic minerals and elucidated their weathering using electron microscopy to determine whether they can sorb $$^{137}$$Cs. The surface of hornblende particles is weathered and altered to vermiculite. The surface of micas is less weathered than that of hornblende, indicating the $$^{137}$$Cs activity concentrations of highly weathered mafic minerals are higher than those of micas in part of sampling site. The results indicate that the effects of $$^{137}$$Cs sorption for hornblende depend on the weathering product at the surface.

論文

Oxygen potential and oxygen diffusion data for guiding the manufacture of MOX fuel for fast neutron reactors

Vauchy, R.; 堀井 雄太; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 砂押 剛雄*; 中道 晋哉; 齋藤 浩介

Journal of Nuclear Materials, 616, p.156115_1 - 156115_16, 2025/10

Controlling the Oxygen/Metal ratio during the sintering of uranium-plutonium mixed oxide fuels is strategic, especially for Fast Neutron Reactors. Within the frame of understanding the reduction of MOX during its sintering, new oxygen potential data and oxygen chemical diffusion coefficients of U$$_{0.698}$$Pu$$_{0.2892}$$Am$$_{0.013}$$O$$_{2-x}$$ were determined by thermogravimetry between 1773 and 1923 K on elongated cylindrical dense pellets. An innovative experimental protocol was developed to correlate oxygen chemical diffusion to Oxygen/Metal ratio ranges, and thus to the underlying defect chemistry. Oxygen self-diffusion coefficients were also obtained by combining the oxygen chemical diffusion coefficients with defect chemistry. These new data provide a better understanding of the mechanisms and kinetics of MOX reduction during its manufacturing as a sodium-cooled fast reactor fuel.

論文

A Simplified quantification method for seismic risk assessment of nuclear fuel cycle facilities using Clark approximation

久保 光太郎; 森 憲治*; 村松 健

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114176_1 - 114176_14, 2025/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00

Nuclear fuel cycle facilities are important elements for supporting the efficient use of energy resources by establishing a nuclear fuel cycle. However, given that the risks of these facilities are lower than those of nuclear power plants, it is considered reasonable to apply simplified assessment methods when evaluating seismic risks. In this study, a simplified quantification method is proposed for seismic risk assessment at such facilities. Traditional simplified methods have streamlined the assessment process by selecting only representative components, often neglecting others. In contrast, the proposed method simplifies the required computational processes while considering all components by applying Clark approximation. Clark approximation is a mathematical method for approximating the maximum of two normal distributions as a new normal distribution. The proposed method was validated by comparing its seismic probabilistic risk assessment with those performed using Monte Carlo simulations and traditional simplified methods. Results showed that although the proposed method overestimated the high confidence of low probability of failure by a relative difference of 0.15 compared with that of the Monte Carlo method under completely independent condition, the overall plant-level fragility curve was generally within the range of the 5% and 95% confidence fragility curves. The proposed method accounted for the impact of correlated failure, which is critical in seismic risk assessments. Thus, this method enabled the seismic risk assessment of nuclear fuel cycle facilities in a simplified manner without compromising accuracy, potentially contributing to examining risk mitigation measures and developing risk-informed safety regulations for these facilities.

論文

Benchmark study of PHITS for various projectiles and observables using SINBAD

小川 達彦; Labonnote, N.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 567, p.165791_1 - 165791_20, 2025/10

原子力機構の汎用放射線輸送シミュレーションコードであるPHITSを、国際的な検討を経て策定された放射線遮蔽ベンチマーク実験アーカイブであるSINBADを用いて検証した。以前のSINBADを用いたPHITSベンチマークが主に陽子加速器の遮蔽実験に焦点を当てていたのに対し、本研究では、陽子、電子、イオン、およびパイオンによる二重微分中性子収量、放射化、残留線量、およびマイクロドシメトリック量などでベンチマークを行った。これにより、従来の検証では使われなかったモデルやデータベースが使用されるため、見過ごされていた問題点を発見した。PHITSの計算結果は一般的に実験データと概ね2倍以内の精度で一致し、遮蔽や燃焼計算に関しては再現性に影響するような問題はないことが示された。一方、核反応過程に起因する問題は、高エネルギーハドロンカスケードモデルで生じる残留核の角運動量が計算されない問題、同モデルがパイオン入射で中性子放出を計算する際に100MeV以下の中性子を過小評価する傾向、蒸発モデルが陽子過剰核を過小評価する傾向、および重イオン反応モデルが高エネルギーの二次中性子を過小評価することなどがあり、これらについて改良が必要であることが明らかになった。これらの結果を、今後のPHITSの改良指針としていく予定である。

報告書

福島総合環境情報サイトによる環境動態研究の成果発信の取り組み

長尾 郁弥; 大木 法子*; 沢田 憲良*; 蔀 雅章*; 丸山 廉太*; 上川 努*; 伊藤 聡美; 新里 忠史; 操上 広志

JAEA-Data/Code 2025-008, 60 Pages, 2025/09

JAEA-Data-Code-2025-008.pdf:3.0MB
JAEA-Data-Code-2025-008-appendix(CD-ROM).zip:351.97MB

平成23(2011)年3月11日に発生した東日本大震災とそれに伴って発生した津波により東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出された。そのため、日本原子力研究開発機構(以下、機構)は環境中の放射性物質の動態研究を開始し、機構のWebサイト「根拠情報Q&Aサイト(以下、QAサイト)」上で成果発信を行った。また、機構の環境動態研究に加え、種々の機関が取得・公開した環境中の放射性物質や空間線量率のモニタリングデータを収集・整形して集約したデータベースサイト「放射性物質モニタリングデータの情報公開サイト」を開設した。その後、研究により得られた知見と、実際のモニタリングデータを一体のものとして公開するため、ポータルサイト「福島総合環境情報サイト」(FaCE!S;フェイシス)として取りまとめて運用した。福島国際研究教育機構(F-REI)の発足に伴い、機構の環境動態研究は終了し、F-REIへ移管されることとなった。そのため、環境動態研究の情報公開サイトであるQAサイトも令和7(2025)年度以降F-REIへ移管されることとなった。本報告書は、令和6(2024)年度時点までのFaCE!Sに関する取り組みをまとめるとともに、令和6(2024)年度時点のQAサイトをアーカイブとして保存するものである。

論文

Nuclear hydrogen demonstration project using the HTTR; Demarcation of nuclear-industrial laws and design standards

青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.

Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。

論文

Sorption mechanism of europium(III) onto metakaolin-based geopolymers

Yildirim, A. C.*; Mei, H.*; 戸田 賀奈子*; 青柳 登; 斉藤 拓巳*

Applied Clay Science, 274, p.107853_1 - 107853_9, 2025/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Physical)

Metakaolin-based geopolymers (MKGPs) are ceramic-like materials used for nuclear waste stabilization. Therefore, understanding the sorption of ions on MKGPs is crucial where the cation exchange is considered as the main mechanism, yet the studies based on pH are limited. Thus, this study evaluates the effect of pH on the sorption mechanism of Eu(III) onto Na- and K-MKGPs. Here, time-resolved laser fluorescence spectroscopy (TRLFS) combined with parallel factor analysis, TRLFS in mixed D$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O matrices, and extended X-ray absorption fine structure analysis. Eu(III) predominantly forms surface complexes with both MKGPs in the pH range of 4 $$sim$$11 at the open air environment, where three distinct surface species were identified at different pH values. The Eu(III) sorption mechanisms of both MKGPs are similar, involving ternary edge-sharing bidentate or monodentate inner-sphere surface complexation of Eu(III) with MKGP and silicate ions released from the MKGP up to pH 8, followed by the precipitation of europium tri-hydroxide within the pores of MKGP. The insights gained from this study will enhance the knowledge on MKGP for pollutant immobilization, thereby mitigating the spread of contaminants in the environment and expanding the potential application areas.

論文

Composition dependence of the anomalous Nernst effect in Fe$$_{4-x}$$Mn$$_{x}$$N and Fe$$_{4-y}$$Co$$_{y}$$N films

Yin, W.*; 伊藤 啓太*; 坪和 優佑*; 辻川 雅人*; 白井 正文*; 梅津 理恵*; 高梨 弘毅

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 628, p.173157_1 - 173157_8, 2025/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Fe$$_{4}$$N exhibits a large anomalous Nernst effect (ANE), which motivates a systematic study of enhancing the anomalous Nernst coefficient (S$$_{rm ANE}$$) by modulating its electronic and magnetic structures. In this study, Mn and Co substitution effects for Fe in Fe$$_{4}$$N on S$$_{ANE}$$ were investigated. Fe$$_{4-x}$$Mn$$_{x}$$N and Fe$$_{4-y}$$Co$$_{y}$$N films in wide ranges of x and y were grown epitaxially on MgO(001) and (LaAlO$$_{3}$$)$$_{0.3}$$(Sr$$_{2}$$TaAlO$$_{6}$$)$$_{0.7}$$(001) substrates, respectively, using molecular beam epitaxy. The S$$_{rm ANE}$$ value of the Fe$$_{4}$$N film is suppressed by substituting Fe with Mn or Co. By measuring the ANE, Seebeck effect, and anomalous Hall effect, the transverse thermoelectric conductivity ($$alpha_{xy}$$) was evaluated. The composition dependence of S$$_{ANE}$$ was dominated by the change of $$alpha_{xy}$$ for both Fe$$_{4-x}$$Mn$$_{x}$$N and Fe$$_{4-y}$$Co$$_{y}$$N films. First-principles calculations were conducted for the transverse electric conductivity ($$sigma_{xy}$$) and $$alpha_{xy}$$ of Fe$$_{4}$$N and Fe$$_{3.1}$$Co$$_{0.9}$$N, and large $$alpha_{xy}$$ leading to large S$$_{ANE}$$ was predicted in Fe$$_{3.1}$$Co$$_{0.9}$$N.

論文

Particle arrangements and optical changes induced by the water swelling of melanin-like polydopamine layers

渡邉 拓*; 前島 結衣*; 上田 祐生; 元川 竜平; 高畠 愛*; 武田 真一*; 不動寺 浩*; 岸川 圭希*; 桑折 道済*

Langmuir, 41(34), p.22762 - 22773, 2025/09

メラニン粒子の集合構造、つまりメラニンポリドーパミン(PDA)層で被覆されたコロイド粒子は、鮮やかな構造色を作り出す。PDA層の厚さは粒子の配列や光学特性に影響を与えるが、その根本的なメカニズムについては議論が続いている。我々は、PDAの水膨潤特性が、溶液中でのこれらの粒子の分散と凝集を支配する重要な要因であることを実証した。乾燥状態と湿潤状態の詳細な比較から、PDA層は水分子を容易に吸収し、厚い層では著しい膨潤を引き起こすことが明らかになった。PDA層の膨潤は、粒子が水中で分散したままか、部分的に凝集したままかを決定し、最終的には水が蒸発した後の乾燥状態での粒子配列を制御した。これらの知見は、コロイド粒子の自己組織化に関する洞察を提供し、周期的な粒子秩序を調整する戦略を提供する。この特徴は、光学技術やセンシング技術における様々な応用にとって極めて重要である。

論文

Enhanced work hardening in ferrite and austenite of duplex stainless steel at 200 K; ${it In situ}$ neutron diffraction study

山下 享介*; 古賀 紀光*; Mao, W.*; Gong, W.; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 藤井 英俊*; 梅澤 修*

Materials Science and Engineering A, 941, p.148602_1 - 148602_11, 2025/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00

Ferrite-austenite duplex stainless steels offer excellent strength and ductility, making them suitable for extreme environments. In this study, ${it in situ}$ neutron diffraction during tensile testing at 293 K and 200 K was used to investigate stress partitioning and phase-specific deformation. Phase stress was calculated using a texture-compensated method. At both temperatures, ferrite showed higher phase stress than austenite, acting as the harder phase. At 200 K, both phases exhibited increased strength and work hardening. Austenite showed significant stacking fault formation alongside dislocation migration, while ferrite retained its dislocation-based deformation mode, becoming more effective. Stress contributions from both phases were comparable. No martensitic transformation occurred. Strengthening and enhanced work hardening in both phases led to high strength at 200 K, with ductility similar to that at 293 K.

論文

Applicability of equivalent linear three-dimensional FEM analysis of reactor buildings to the seismic response of a soillstructure interaction system

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 飯島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美

Nuclear Engineering and Design, 441, p.114160_1 - 114160_10, 2025/09

本論文は、振動数に依存しない複素減衰を用いた計算負荷の小さい鉄筋コンクリートモデルを対象とした等価線形解析手法の原子力発電所の原子炉建屋の耐震設計への適用性を検討することを目的とする。これを実現するため、柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋を対象にある理想的な一様地盤条件下での非線形及び等価線形地震時挙動に着目した地盤-建物連成系の三次元有限要素法解析を実施した。その結果、等価線形解析手法は、非線形解析手法に対しせん断ひずみ度、加速度、変位、加速度応答スペクトルの評価において全体的に 概ね良好な対応関係が得られ、その手法の有効性を確認した。また、等価線形解析手法は、原子炉建屋外壁のせん断ひずみ度の評価で材料構成則による非線形解析手法の結果を全体的に上回る安全側の評価となった。このことから、本論文で示す解析条件において、本手法は非線形解析手法より建屋の剛性を低めに評価する傾向にあることを明らかにした。

報告書

ガラスビードを用いた波長分散型蛍光X線分析装置による地質試料の全岩化学組成分析

木田 福香; 渡邊 隆広; 奈良 郁子

JAEA-Testing 2025-002, 62 Pages, 2025/08

JAEA-Testing-2025-002.pdf:2.97MB

東濃地科学センターでは高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として地質環境の長期安定性に関する研究を実施している。年代測定技術開発グループでは地質環境の長期安定性に関する研究で重要となる地質試料の年代測定技術や化学分析技術の高度化を進めている。全岩化学組成分析は岩石学や地球化学も含め多分野で幅広く活用されている。特に、鉱物組成や同位体比のデータと合わせることで岩石の成因に関するより詳細な情報を得られることから、火山の活動性評価の技術整備などへ適用されている。岩石試料についてはガラスビードを用いた蛍光X 線分析装置による全岩化学組成の分析が主流であり、本手法により迅速かつ簡便に多数のデータを取得することができる。本稿では、東濃地科学センターでのガラスビードの作成方法、波長分散型蛍光X 線分析装置(ZSX Primus II、株式会社リガク製)の使用方法、岩石試料の主要元素(SiO$$_{2}$$、TiO$$_{2}$$、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$、Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$、MnO、MgO、CaO、Na$$_{2}$$O、K$$_{2}$$O、P$$_{2}$$O$$_{5}$$)および微量元素(V、Cr、Ni、Rb、Sr、Y、Zr、Nb、Ba、Pb、Th)の定量分析方法について示した。また、分析方法とともに作業時の安全上の留意点などについて詳細に記載した。さらに、地球化学標準試料を用いた繰り返し測定による分析精度の評価結果を示した。

報告書

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場の新規制基準対応; 第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の耐震補強

池谷 正太郎; 鈴木 武; 横堀 智彦; 菅原 聡; 横田 顕; 菊地 絃太; 村口 佳典; 北原 理; 瀬谷 真南人; 黒澤 剛史; et al.

JAEA-Technology 2025-001, 169 Pages, 2025/08

JAEA-Technology-2025-001.pdf:14.22MB

原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場は、多様な施設により構成されており、その中に、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟がある。これらの3建家は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律による規制を受けており、耐震重要度分類でCクラスに分類されている。東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機として原子力規制委員会が策定した新規制基準に対応するため、最新の建築基準法に基づき3建家の耐震評価を実施したところ、許容応力度評価で一部基準を満足しない箇所が認められた。これに対応すべく、令和3年3月5日に設計及び工事の計画の認可(設工認)を取得し、令和3年(2021)から令和4年(2022)までの期間にて耐震補強を行った。本報告書は、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の各建家の耐震設計の概況をはじめ、耐震改修工事の工事概要、作業体制、安全管理、使用前事業者検査について取りまとめたものである。

報告書

Specifications for benchmark analyses of transient thermal-hydraulics in reactor vessel and primary heat transport system during decay heat removal operation

小林 順; 田中 正暁; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

JAEA-Data/Code 2025-009, 74 Pages, 2025/08

JAEA-Data-Code-2025-009.pdf:4.7MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、多様な崩壊熱除去システムの設置が重要となっている。崩壊熱除去システムとして、原子炉容器内に冷却器を設置するDRACS、1次熱輸送系内に冷却器を設置するPRACS、2次熱輸送系内に熱交換器を設置するIRACS、蒸気発生器を用いた除熱、そして原子炉容器の外側から冷却するRVACSが挙げられる。原子炉容器内の上部プレナム部に浸漬させた直接炉内冷却器(D-DHX)を用いたDRACSは、炉心入口流量の確保が要件とはならず、原子炉容器内で冷却過程が完結する利点があるが、炉心部ではD-DHXからの低温ナトリウムが炉心部の集合体間の隙間に潜り込む流れ(IWF)が生じ、炉心-プレナム相互作用と呼ばれる複雑な熱流動現象を考慮することが必要となる。一方、炉心入口流量が確保されるPRACSあるいはIRACSでは、炉心部での複雑な熱流動現象を考慮する必要はないが、プラントの運転条件との関係が重要となる。そこで、崩壊熱除去システムと炉心部、さらにはプラント運転条件との相互作用を考慮したプラント挙動を適切に再現及び予測できる解析手法の構築を目的として、2つの試験条件を対象としてベンチマーク解析を実施することとした。これらの試験は、日本原子力研究開発機構が所有するナトリウム試験装置(PLANDTLDHX)にて、炉心部での集合体間径方向熱移行やIWFを含む炉内自然対流が重要となるDRACS方式と、1次熱輸送系の自然循環流量の確保による熱輸送が重要となるPRACS方式を採用して、定常運転時からのスクラムを模擬したシステム過渡試験である。本報は、ベンチマーク解析の実施にあたり、モデル化に必要となるPLANDTL-DHXの試験体の形状情報(1次熱輸送系のみ)と、計測結果に基づいて、中間熱交換器(IHX)と崩壊熱除去系の各2次熱輸送系入口における流量及び温度変化を解析時の境界条件として記載したものである。

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