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論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP regarding stress corrosion cracking in nickel based alloy weld joint of piping system in boiling water reactor

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(1), p.011506_1 - 011506_9, 2022/02

これまで、沸騰水型原子炉(BWR)配管系のニッケル合金異材溶接継手において応力腐食割れ(SCC)による亀裂の存在が報告されており、そのような溶接継手に対する構造健全性評価が重要となっている。現在、影響因子の固有の不確実さを確率分布として考慮することで亀裂を有する機器の破損確率を定量的に評価できる確率論的破壊力学(PFM)評価手法が、より合理的な構造健全性評価手法として注目されており、原子力機構では、溶接継手を含む原子炉配管系を対象としたPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本研究では、PASCAL-SPにBWRのニッケル合金異材溶接継手を対象とした解析機能を新たに導入した。また、改良したPASCAL-SPを用いて、異材溶接継手を対象に、漏えいの検知及び供用期間中検査が破損確率に及ぼす影響に関する感度解析を実施した。解析結果より、改良したPASCAL-SPは、異材溶接継手の破損確率を求め、供用期間中検査等の効果を定量的に評価できることから、構造健全性評価に有用であると結論付けた。

論文

A Novel method to uniquely determine the parameters in Gurson-Tvergaard-Needleman model

Zhang, T.; Lu, K.; 真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures, 44(12), p.3399 - 3415, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

GTNモデルは、延性金属の微細組織の力学挙動を考慮するモデルであるとともに、式が明確な物理的意味を表すことから、延性金属の破壊予測のためのアプローチとして期待されている。一方、強い相関のある8つのモデルパラメータの決定が困難なため、工学的な応用はほとんど進んでいない。本研究では、GTNモデルの物理的背景に基づいて、GTNモデルのパラメータを決定するための一連の手法を提案した。具体的には、連続体損傷力学の考え方を活用し、一軸引張試験における有効ヤング率の変化からボイドの体積分率の増加を実験的に求めることで、ボイドの生成に関する3つのパラメータの値を決定した。その他のGTNモデルのパラメータに関しては、化学組成分析、ボイドが含まれる単位セルモデルを用いた解析及び有限要素逆解析により一意に決定した。また、これらのパラメータ決定手法の妥当性を、炭素鋼STPT410の亀裂付き試験片と亀裂のない試験片の両方の破壊試験の結果と決定したパラメータを用いた数値解析結果との比較を通じて確認した。

論文

Joint environmental radiation survey by JAEA and KAERI around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Performance of mobile gamma-ray spectrometry using backpack and carborne survey platforms

Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; Hong, S. B.*; 中間 茂雄; 眞田 幸尚; 三上 智

Health Physics, 121(6), p.613 - 620, 2021/12

原子力機構(JAEA)と韓国原子力研究所(KAERI)との間に締結された放射線防護や環境放射線測定に関する共同研究に基づき、福島第一原子力発電所周辺の放射性セシウム沈着量を評価するための合同測定が実施された。まず初めに、バックパック測定プラットフォームを用いた可搬型$$gamma$$線スペクトロメトリーが3つの地点で実施された。車両測定は、各バックパック測定地点間を移動する際に、車内に$$gamma$$線スペクトロメーターを搭載することで実施した。車体による放射線の遮蔽の影響を加味した上で、評価手法の妥当性が検証された。

論文

The $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe cross section from the surrogate ratio method and its effect on the $$^{60}$$Fe nucleosynthesis

Yan, S. Q.*; Li, X. Y.*; 西尾 勝久; Lugaro, M.*; Li, Z. H.*; 牧井 宏之; Pignatari, M.*; Wang, Y. B.*; Orlandi, R.; 廣瀬 健太郎; et al.

Astrophysical Journal, 919(2), p.84_1 - 84_7, 2021/10

 被引用回数:0

The long-lived $$^{60}$$Fe (with a half-life of 2.62 Myr) is a crucial diagnostic of active nucleosynthesis in the Milky Way galaxy and in supernovae near the solar system. The neutron-capture reaction $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe on $$^{59}$$Fe (half-life=44.5 days) is the key reaction for the production of $$^{60}$$Fe in massive stars. This reaction cross section has been previously constrained by the Coulomb dissociation experiment, which offered partial constraint on the E1 $$gamma$$-ray strength function but a negligible constraint on the M1 and E2 components. In this work, for the first time, we use the surrogate ratio method to experimentally determine the $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe cross sections in which all the components are included. We derived a Maxwellian-averaged cross section of 27.5$$pm$$3.5 mb at $$kT$$ = 30 keV and 13.4$$pm$$1.7 mb at $$kT$$ = 90 keV, roughly 10%-20% higher than previous estimates. We analyzed the impact of our new reaction rates in nucleosynthesis models of massive stars and found that uncertainties in the production of $$^{60}$$Fe from the $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe rate are at most 25$$%$$. We conclude that stellar physics uncertainties now play a major role in the accurate evaluation of the stellar production of $$^{60}$$Fe.

論文

Half-integer Shapiro steps in strong ferromagnetic Josephson junctions

Yao, Y.*; Cai, R.*; Yang, S.-H.*; Xing, W.*; Ma, Y.*; 森 道康; Ji, Y.*; 前川 禎通; Xie, X.-C.*; Han, W.*

Physical Review B, 104(10), p.104414_1 - 104414_6, 2021/09

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

We report the experimental observation of half-integer Shapiro steps in the strong ferromagnetic Josephson junction (Nb-NiFe-Nb) by investigating the current-phase relation under radio-frequency microwave excitation. The half-integer Shapiro steps are robust in a wide temperature range from T = 4 to 7 K. The half-integer Shapiro steps could be attributed to co-existence of 0- and $$pi$$-states in the strong ferromagnetic NiFe Josephson junctions with the spatial variation of the NiFe thickness. This scenario is also supported by the high-resolution transmission electron microscopy characterization of the Nb/NiFe/Nb junction.

論文

Hybrid dynamic response test focusing on the support structure of piping systems

奥田 幸彦; 西田 明美; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; Li Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

原子力発電所のより現実的な地震応答解析手法を開発するためには、建物,設備,配管など、設計評価時に独立したモデルとして扱われる各機器の接合部を考慮して地震時挙動を評価する必要がある。特に、建物と配管の接合部である配管支持構造物は、配管系の耐震評価において重要である。配管支持構造物の現在の耐震評価は弾性範囲内で行われているが、地震PRAにおけるフラジリティ評価のためには配管支持構造物の現実的な弾塑性応答を考慮することが重要である。しかしながら、配管支持構造物の弾塑性応答を考慮した耐震評価手法はまだ確立されておらず、耐震評価手法の高度化が必要である。本研究では、弾塑性応答を含む配管支持構造物の地震時挙動を模擬するためのハイブリッド動的応答試験を実施した。具体的には、基本的な機械的挙動を把握するために、4種類の配管支持構造物を使用して静的繰り返し負荷試験とハイブリッド動的応答試験を実施した。本論文はこれらの試験の詳細と試験結果を示す。

論文

Benchmarking study on probabilistic fracture mechanics analysis codes xLPR and PASCAL-SP considering primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

確率論的破壊力学(PFM)解析は、様々な影響因子に固有の不確実さを確率分布として考慮し、機器の破損確率を定量的に評価できるため、原子炉機器の構造健全性評価のより合理的な手法として期待される。原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉の両環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象による配管の破損確率を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本解析コードの検証活動の一環として、米国原子力規制委員会(NRC)と米国電力研究所が共同で開発したPFM解析コードxLPRとの間でベンチマーク解析を実施した。本ベンチマーク解析は、加圧水型原子炉サージラインの異材溶接継手における加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れに関する決定論的及び確率論的な解析から構成され、共通の解析条件の下でNRCとJAEAにより独立に実施された。本論文では、本ベンチマーク解析の条件を説明するとともに、PASCAL-SPとxLPRから得られた解析結果を示す。両解析コードから得られた結果が、決定論的解析及び確率論的解析の両方で良く一致したことから、PASCAL-SPの信頼性が向上したと結論付けた。

論文

Development of guideline on seismic fragility evaluation for aged piping

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

地震を起因とした確率論的リスク評価は、原子力発電所の耐震安全性を評価するための重要な手法の一つである。この評価では、地震ハザード,地震フラジリティ及び事故シーケンス評価から炉心損傷頻度が求められる。地震フラジリティ評価に着目すると、亀裂や減肉が発生している経年配管に対する評価には、確率論的破壊力学を適用した評価手法が有効であると考えられる。本研究では、長期間運転した原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価手法の高度化を目的に、経年劣化事象を考慮した原子力発電所の代表的な配管系を対象とした地震フラジリティ評価に関する評価要領を整備した。本論文では、評価要領の概要と、評価要領に基づき確率論的破壊力学解析コードを用いた地震フラジリティ評価事例を紹介する。

論文

Pilot study on seismic fragility evaluation for degraded austenitic stainless steel piping using the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP

東 喜三郎*; 山口 義仁; Li Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

Seismic probabilistic risk assessment is a standard methodology to quantify the risk of earthquakes including beyond-design-basis levels. The quality of fragility analysis is one of the major factors that affect the results of seismic probabilistic risk assessments. A previous study revealed that component degradation could affect seismic fragility. In practice, inspection and maintenance programs are implemented to control an undesirable effect of the degradation such as stress corrosion cracking. However, the relation between seismic fragility of degraded component and inspection, maintenance, and mitigation models has not been thoroughly discussed so far. This study discussed the effect of inspection and maintenance on seismic fragility of austenitic stainless steel piping susceptible to stress corrosion cracking. Failure probability was calculated by using a probabilistic fracture mechanics code. The results indicated that the adverse effects of stress corrosion cracking on failure probability could be controlled at a relatively low level if inspection, maintenance, and mitigation measures were implemented properly.

論文

Effect of coolant water temperature of emergency core cooling system on failure probability of reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 渡辺 正*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(3), p.031704_1 - 031704_8, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessel (RPV) is important for the safe operation of nuclear power plant. For an RPV in a pressurized water reactor (PWR), pressurized thermal shock (PTS) resulted from rapid coolant water injection due to a loss-of-coolant accident is an issue of particular concern. The coolant water temperature in the emergency core cooling system (ECCS) can influence the integrity of RPV subjected to PTS events; thus, this paper is focused on investigating the effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of an RPV. First, thermal-hydraulic (TH) analyses were conducted for a Japanese PWR model plant by using RELAP5, and different coolant water temperatures in ECCS were considered to investigate the effect of coolant water temperature on TH behaviors during a PTS event. Using the TH analysis results, probabilistic fracture mechanics (PFM) analyses were performed for the RPV of the Japanese model plant. Based on the PFM analysis results, the effect of coolant water temperature on failure probability of the RPV was quantified.

論文

Nuclear pasta structures and symmetry energy

Xia, C.-J.*; 丸山 敏毅; 安武 伸俊*; 巽 敏隆*; Zhang, Y.-X.*

Physical Review C, 103(5), p.055812_1 - 055812_13, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Physics, Nuclear)

In the framework of the relativistic mean field model with Thomas-Fermi approximation, we study the structures of low density nuclear matter in a three-dimensional geometry with reflection symmetry. The effect of finite cell size is treated carefully by searching for the optimum cell size. Typical pasta structures (droplet, rod, slab, tube, and bubble) arranged in various crystalline configurations are obtained for both fixed proton fractions and $$beta$$-equilibration. It is found that the properties of droplets/bubbles are similar in body-centered cubic (BCC) and face-centered cubic (FCC) lattices, where the FCC lattice generally becomes more stable than BCC lattice as density increases. For the rod/tube phases, the honeycomb lattice is always more stable than the simple one. By introducing an $$omega$$-$$rho$$ cross coupling term, we further examine the pasta structures with a smaller slope of symmetry energy $$L = 41$$ MeV, which predicts larger onset densities for core-crust transition and non spherical nuclei. Such a variation due to the reduction of $$L$$ is expected to have impacts on various properties in neutron stars, supernova dynamics, and binary neutron star mergers.

論文

Application of probabilistic fracture mechanics to reactor pressure vessel using PASCAL4 code

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(2), p.021505_1 - 021505_8, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered to be a promising methodology in structural integrity assessments of pressure-boundary components in nuclear power plants since it can rationally represent the inherent probabilistic distributions for influence parameters without over-conservativeness. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 which enables the failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analysis for a Japanese model RPV in a pressurized water reactor (PWR) was conducted using PASCAL4, and the effects of nondestructive examination (NDE) and neutron flux reduction on failure frequencies of the RPV were quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for probabilistic integrity assessments of embrittled RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

論文

New $$alpha$$-emitting isotope $$^{214}$$U and abnormal enhancement of $$alpha$$-particle clustering in lightest uranium isotopes

Zhang, Z. Y.*; Yang, H. B.*; Andreyev, A. N.; Liu, M. L.*; Ma, L.*; 他37名*

Physical Review Letters, 126(15), p.152502_1 - 152502_6, 2021/04

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

A new $$alpha$$-emitting isotope $$^{214}$$U, produced by the fusion-evaporation reaction $$^{182}$$W($$^{36}$$Ar,4n)$$^{214}$$U, was identified by employing the gas-filled recoil separator SHANS and the recoil-$$alpha$$ correlation technique. More precise $$alpha$$-decay properties of even-even nuclei $$^{216,218}$$U were also measured in the reactions of $$^{40}$$Ar, $$^{40}$$Ca beams with $$^{180,182,184}$$W targets. By combining the experimental data, improved $$alpha$$-decay reduced widths $$delta$$$$^{2}$$ for the even-even Po-Pu nuclei in the vicinity of the magic neutron number ${it N}$ = 126 are deduced. Their systematic trends are discussed in terms of the ${it N}$ $$_{it p}$$ ${it N}$ $$_{it n}$$ scheme in order to study the influence of proton-neutron interaction on $$alpha$$ decay in this region of nuclei. It is strikingly found that the reduced widths of $$^{214,216}$$U are significantly enhanced by a factor of two as compared with the ${it N}$ $$_{it p}$$ ${it N}$ $$_{it n}$$ systematics for the 84 $$leq$$ ${it Z}$ $$leq$$ 90 and ${it N}$ $$<$$ 126 even-even nuclei. The abnormal enhancement is interpreted by the strong monopole interaction between the valence protons and neutrons occupying the $$pi$$1${it f}$ $$_{7/2}$$ and $$nu$$1${it f}$ $$_{5/2}$$ spin-orbit partner orbits, which is supported by the large-scale shell model calculation.

論文

Relevance of hydrogen bonded associates to the transport properties and nanoscale dynamics of liquid and supercooled 2-propanol

Zhai, Y.*; Luo, P.*; 長尾 道弘*; 中島 健次; 菊地 龍弥*; 川北 至信; Kienzle, P. A.*; Z, Y.*; Faraone, A.*

Physical Chemistry Chemical Physics, 23(12), p.7220 - 7232, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Physical)

2-Propanol was investigated, in both the liquid and supercooled states, as a model system to study how hydrogen bonds affect the structural relaxation and the dynamics of mesoscale structures, of approximately several Angstroms, employing static and quasi-elastic neutron scattering and molecular dynamics simulation. Dynamic neutron scattering measurements were performed over an exchanged wave-vector range encompassing the pre-peak, indicative of the presence of H-bonding associates, and the main peak. The dynamics observed at the pre-peak is associated with the formation and disaggregation of the H-bonded associates and is measured to be at least one order of magnitude slower than the dynamics at the main peak, which is identified as the structural relaxation. The measurements indicate that the macroscopic shear viscosity has a similar temperature dependence as the dynamics of the H-bonded associates, which highlights the important role played by these structures, together with the structural relaxation, in defining the macroscopic rheological properties of the system. Importantly, the characteristic relaxation time at the pre-peak follows an Arrhenius temperature dependence whereas at the main peak it exhibits a non-Arrhenius behavior on approaching the supercooled state. The origin of this differing behavior is attributed to an increased structuring of the hydrophobic domains of 2-propanol accommodating a more and more encompassing H-bond network, and a consequent set in of dynamic cooperativity.

論文

Origin of magnetovolume effect in a cobaltite

Miao, P.*; Tan, Z.*; Lee, S. H.*; 石川 喜久*; 鳥居 周輝*; 米村 雅雄*; 幸田 章宏*; 小松 一生*; 町田 真一*; 佐野 亜沙美; et al.

Physical Review B, 103(9), p.094302_1 - 094302_18, 2021/03

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

層状ペロブスカイトPrBaCo$$_{2}$$O$$_{5.5}$$は、熱膨張のない複合材料を作るために必要な負の熱膨張(NTE)を示す。NTEは、自発的な磁気秩序と密接に関連していることがわかっていた(磁気体積効果: MVE)。今回、われわれは、PrBaCo$$_{2}$$O$$_{5.5}$$の連続的な磁気体積効果が、本質的には不連続であり、大きな体積を持つ反強磁性絶縁体(AFILV)から、小さな体積をもつ強磁性卑絶縁体(FLISV)への磁気電気的相転移に起因することを明らかにした。また、磁気電気効果(ME)は、温度,キャリアドーピング,静水圧,磁場などの複数の外部刺激に対して高い感度を示した。これは、これまでよく知られている対称性の破れを伴う巨大磁気抵抗やマルチフェロイック効果などのMEとは対照的であり、輝コバルト鉱のMEは同一の結晶構造で起こる。われわれの発見は、MEとNTEを実現するための新しい方法を示しており、それは新しい技術に応用されるかもしれない。

論文

Beta decay of the axially asymmetric ground state of $$^{192}$$Re

渡邉 寛*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; Andreyev, A. N.; 橋本 尚志*; Kondev, F. G.*; Lane, G. J.*; Litvinov, Yu. A.*; Liu, J. J.*; 宮武 宇也*; et al.

Physics Letters B, 814, p.136088_1 - 136088_6, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Astronomy & Astrophysics)

The $$beta$$ decay of $$^{192}_{75}$$Re$$_{117}$$, which lies near the boundary between the regions of predicted prolate and oblate deformations, has been investigated using the KEK Isotope Separation System (KISS) in RIKEN Nishina Center. The ground state of $$^{192}$$Re has been assigned $$J^{pi}$$ = $$(0^{-})$$ based on the observed $$beta$$ feedings and deduced log$$ft$$ values towards the $$0^{+}$$ and $$2^{+}$$ states in $$^{192}$$Os, which is known as a typical $$gamma$$-soft nucleus. The shape transition from axial symmetry to axial asymmetry in the Re isotopes is discussed from the viewpoint of single-particle structure using the nuclear Skyrme-Hartree-Fock model.

報告書

経年配管を対象とした地震フラジリティ評価要領(受託研究)

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li Y.

JAEA-Research 2020-017, 80 Pages, 2021/02

JAEA-Research-2020-017.pdf:3.5MB

国内では、安全性向上評価に関する運用ガイドが施行されている。原子力発電所の地震に対する安全性を評価する手法の一つとして、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)がある。この評価では、地震動の作用に対して建屋や機器が損傷する確率である地震フラジリティ、任意の地震動強さとその強さを超過する頻度との関係である地震ハザード及び事故シーケンスから炉心損傷頻度等が求められる。日本原子力学会が定める地震PRAに関する実施基準では、原子力発電所の長期運転により経年劣化事象を無視できない場合、経年劣化事象による地震応答特性の変化又は耐力の低下を考慮して機器等の地震フラジリティを評価することとなっている。この評価において、原子力発電所の長期運転による亀裂又は配管減肉の発生及び進展が確認されている経年配管を対象とする場合は、確率論的破壊力学(PFM)は有力な評価技術である。長期運転された原子力発電所を対象に地震PRAの高度化を図るために、ここで代表的な配管や部位等を対象に、経年劣化事象を考慮した地震フラジリティ評価のための要領を取りまとめた。本評価要領の目的は、破壊力学等の知見を有する地震フラジリティ評価担当者が、本評価要領を参照しながら、別途公開する亀裂を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能なPFM解析コードPASCAL-SP及び配管減肉を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能な確率論的解析コードPASCAL-ECを用いることによって、経年配管に対する地震フラジリティ評価を実施できることである。

報告書

原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SP2の使用手引き及び解析手法(受託研究)

山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li Y.

JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02

JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る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、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。

論文

Mesoporous alumina-titania composites with enhanced molybdenum adsorption towards medical radioisotope production

Benu, D. P.*; Earnshaw, J.*; Ashok, A.*; 土谷 邦彦; Saptiama, I.*; Yuliarto, B.*; Suendo, V.*; Mukti, R. R.*; 福光 延吉*; 有賀 克彦*; et al.

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 94(2), p.502 - 507, 2021/02

本研究は、TiO$$_{2}$$含有量を変化させたメソポーラスAl$$_{2}$$O$$_{3}$$-TiO$$_{2}$$複合材料の製造開発及び医療用放射性同位元素の製造のためのMo吸着剤の性能向上のために行った。TiO$$_{2}$$の含有量の増加は、元の形態を変えることなく、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$表面へのより多くのTiO$$_{2}$$ナノ粒子の形成を促進する。開発したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$-2.5%Ti及びAl$$_{2}$$O$$_{3}$$-5%Tiのアルミナ試料はアモルファスであったが、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-10%Tiでは、TiO$$_{2}$$がAl$$_{2}$$O$$_{3}$$表面に被覆されていた。一方、TiO$$_{2}$$の添加により、比表面積はAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の177m$$^{2}$$/gからAl$$_{2}$$O$$_{3}$$-5%Ti試料では982m$$^{2}$$/gまで大幅に増加した。これにより、Mo吸着量は、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$で37.1mg/g、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-2.5%Tiで39.0mg/g、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-10%Tiで40.5mg/gであったが、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-5%Tiはよりも高い44.5mg/gを示した。これにより、従来のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の吸着能力と比較して、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-TiO$$_{2}$$複合材料の吸着能力の向上に見通しを得た。

論文

Stress intensity factor solutions for surface cracks with large aspect ratios in cylinders and plates

Zhang, T.; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 189, p.104262_1 - 104262_12, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.99(Engineering, Multidisciplinary)

In recent years, a large number of surface cracks caused by stress corrosion cracking (SCC) have been reported in dissimilar metal welds of light water reactors. For some of these cracks, the depth (a) is greater than the half-length ($$l/2$$). Upon the detection of cracks, the integrity of cracked components should be assessed in accordance with the fitness-for-service (FFS) codes such as the ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI or JSME code of Rules on Fitness-for-Service for Nuclear Power Plants. Current FFS codes provide SIF solutions of surface cracks with small aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$leq$$ 0.5) only. For the integrity assessment of components with surface cracks of large aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$>$$ 0.5), it is necessary to develop the SIF solutions for those cracks. This study calculates the SIF solutions of surface cracks with aspect ratios of 0.5 $$leq$$ $$a/l$$ $$leq$$ 4 in both cylinders and plates by characterizing the cracks as rectangular shaped ones. Finite element simulations are performed to develop the database of SIF solutions for rectangular shaped surface cracks subjected to a 4th order polynomial stress distribution. Additionally, the universal weight function method (UWFM) in calculating the SIF solutions of rectangular shaped surface cracks with large aspect ratios is investigated. Example SIF calculations for rectangular shaped surface cracks subject to residual stress were conducted using the UWFM. The SIF solutions calculated by the UWFM are compared with those from the finite element simulations to show the effectiveness of the UWFM.

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