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Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08
A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.
西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z. H.*; 大嶋 昌巳*; 松川 圭輔*; 中島 憲宏
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07
巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。その1では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、弾性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、得られた結果について報告した。本論文では、弾塑性載荷実験の結果と比較することで弾塑性領域における3次元詳細解析手法の妥当性を確認するとともに、その1と同じ接合部モデルを用いて数値実験を実施し、得られた知見を述べる。具体的には、プラント構造の設計に利用されるフレームモデルの回転ばね要素の非線形関数を定義するための重要なパラメータを、回転剛性,降伏点,塑性回転量などの観点で整理し、接合部の塑性変形を含む現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。
片岡 隆浩*; 直江 翔太*; 村上 海斗*; 雪峰 諒平*; 藤本 有希*; 神崎 訓枝; 迫田 晃弘; 光延 文裕*; 山岡 聖典*
Journal of Clinical Biochemistry and Nutrition, 70(2), p.154 - 159, 2022/03
被引用回数：3 パーセンタイル：57.52(Nutrition & Dietetics)Radon therapy has been reported to be effective in the management of rheumatoid arthritis, an autoimmune disease caused by immune cell imbalance. Although there are several reports that suggest that radon therapy induces Th17 cells, there are no studies on the effects of radon inhalation on Th1, Th2, and Th17 immune balance. The aim of this study, therefore, was to examine the changes in cytokine levels after radon inhalation. BALB/c mice were subjected to radon inhalation at a concentration of 2000 Bq/m
for 2 or 4 weeks, whereas SKG/Jcl mice were subjected to radon inhalation at a concentration of 2000 Bq/m for 4 weeks after zymosan administration. For example, the results showed that radon inhalation for 4 weeks not only activated Th1, Th2, and Th17 cells but also modulated immune balance. This suggests that radon inhalation has different mechanisms of action in SKG/Jcl mice and normal BABL/c mice and that radon inhalation has immunomodulatory effects.
Zr and Mo in concrete rubbleDo, V. K.; 古瀬 貴広; 村上 絵理奈; 相田 玲奈; 太田 祐貴; 佐藤 宗一
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 327(1), p.543 - 553, 2021/01
被引用回数：5 パーセンタイル：65.59(Chemistry, Analytical)HClフリーな抽出クロマトグラフィーによるコンクリートマトリクスからのZrおよびMoの逐次分離手法を新たに開発するとともに、リアクションガスにアンモニアを用いたICP-MS/MSにてZrおよびMoを測定した。ICP-MS/MSによる測定条件は、コンクリートマトリクス中Zr, Moの安定同位体のテーリング、並びにNbの干渉を抑制できるように最適化した。これら測定干渉の除去能力については、非放射性コンクリートをマトリクスブランクとして測定することで評価した。コンクリートマトリクスにおける本手法のZrおよびMoの方法検出下限値は、それぞれ1.7mBq g
と0.2Bq gとなった。また、Nbの除去係数(除染係数と同様な評価)およびアバンダンス感度はそれぞれ10
オーダーと10
オーダーになり、本手法が極微量のZrおよびMoを評価する分析法として十分な能力を有していることを確認した。以上の結果より、放射能インベントリ評価のためのコンクリートガレキ中Zr, Mo迅速分析手法としての本手法の有効性を確認することができた。
末岡 茂; 郁芳 隋徹*; 長谷部 徳子*; 村上 雅紀*; 山田 隆二*; 田村 明弘*; 荒井 章司*; 田上 高広*
Journal of Asian Earth Sciences; X (Internet), 2, p.100011_1 - 100011_11, 2019/11
ジルコンフィッション・トラック(ZFT)熱年代により、茂住祐延断層沿いの熱異常検出を試みた。ZFT年代は110-73Ma、ZFT長は7.1-9.0
mを示し、これらを基にした熱史逆解析の結果から、約60Maと30-15Maの再加熱イベントが認定された。前者は約65Maの神岡鉱床の形成に伴う熱水活動を反映していると考えられる。後者は日本海拡大時の火成活動起原の加熱で、高温流体の滞留が介在している可能性が高い。
西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z.*; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 中島 憲宏
Transactions of the 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08
巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答評価を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。本論文では、その第一歩として、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、接合部の有する現実的な剛性等を把握することを目的とする。複雑に組み合わされた部材からなる接合部の3次元詳細モデルを作成し、パラメトリックスタディを行った結果、プラント構造の接合部仕様によっては半剛接合とみなせることを確認し、接合部の現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子炉建屋の屋根トラスや排気塔等の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。
渡邊 隆広; 國分 陽子; 村上 裕晃; 岩月 輝希
Limnology, 19(1), p.21 - 30, 2018/01
被引用回数：11 パーセンタイル：53.29(Limnology)地下環境における酸化還元環境の変遷は長期安定性評価において重要な情報であり、地層処分に関連する技術開発につながることが期待される。地下水や地質試料等に含まれる希土類元素(REEs)を分析することにより、物質の供給源や酸化還元環境の変遷に関する情報を得ることが可能となる。本研究では、REEsの濃縮と妨害元素の除去を目的として、イミノ二酢酸-エチレンジアミン三酢酸型キレート樹脂(PA1)の有用性を検討した。標準試料(SPS-SW1)のキレート濃縮試験では、REEs等で高い回収率を得ることができた。また、妨害元素であるバリウムを除去することができた。天然試料に対する適用性については、比較的REEs濃度の高い試料を用いて試験を行った結果、キレート処理をしない条件で得られたREEsパターンと、採水現場でPA1を用いて回収した試料の分析結果とがよく一致した。また、同地点から採取した複数試料の分析結果もよく一致し、本手法の再現性を確認することができた。本結果は、様々な組成を示す地下水試料の化学分析において、PA1によるREEs濃縮が安定した処理方法であることを示唆する。採水現場でキレート樹脂を使用し固相抽出を行うことにより、地下水中のREEs分析を効率良く実施できる可能性が示された。
渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/09
被引用回数：13 パーセンタイル：73.22(Nuclear Science & Technology)自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。
Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12
被引用回数：33 パーセンタイル：83.58(Physics, Fluids & Plasmas)The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher 
than the ITER baseline scenario (
) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in 
and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.
堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05
流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。
113 of the 113th element森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 大関 和貴*; 工藤 祐生*; 住田 貴之*; 若林 泰生*; 米田 晃*; 田中 謙伍*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 81(10), p.103201_1 - 103201_4, 2012/10
被引用回数：167 パーセンタイル：97.27(Physics, Multidisciplinary)113番元素である113を
Bi標的に
Znビームを照射する実験により合成した。観測したのは6連鎖の
崩壊で、そのうち連鎖の5番目と6番目は既知である
Db及び
Lrの崩壊エネルギーと崩壊時間と非常によく一致した。この意味するところは、その連鎖を構成する核種が113, 
Rg (Z=111), 
Mt (Z=109), 
Bh (Z=107), Db (Z=105)及びLr (Z=103)であることを示している。本結果と2004年, 2007年に報告した結果と併せて、113番元素である113を曖昧さなく生成・同定したことを強く結論付ける結果となった。
村上 貴裕*; 江口 譲*; 田中 正暁; 山野 秀将
日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1388 - 1391, 2012/08
ナトリウム冷却型大型高速炉(JSFR)の概念設計では、一次冷却系に大口径ショートエルボ配管が採用され、その配管内流動によってショートエルボ部において周期的な圧力変動が生じる。しかしながら、周期的な圧力変動のメカニズムは明らかにされていない。そこで、本論文では、数値解析結果における動的な流動構造の可視化に基づいたショートエルボ配管内の周期的な圧力変動メカニズムを明らかにするため、有限要素法のラージ・エディ・シミュレーション(LES)の非定常3次元解析を実施した。
田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 岩本 幸治*; 江原 真司*; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 早川 教*
日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1392 - 1396, 2012/08
ショートエルボを有するナトリウム冷却高速炉ホットレグ配管の設計成立性確認を目的に実施した複数の縮尺水流動試験及びレイノルズ平均モデル及びラージエディシミュレーションによる非定常流動解析、さらに一般的な曲がり管流れに関する文献調査で得られた知見をもとにして、実機ホットレグ配管における非定常流動場を予測し、実機ホットレグ配管における大スケール渦による非定常流場の形成メカニズムを明らかにした。なお、本報告は、平成23年度日本機械学会年次大会における「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価」のシリーズ発表の一つとして発表したものを加筆修正したものである。
SO
/HNO
mixed solutionLi, Z.*; 豊嶋 厚史; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 佐藤 望; 菊池 貴宏; 永目 諭一郎; Sch
del, M.; Pershina, V.*; et al.
Radiochimica Acta, 100(3), p.157 - 164, 2012/03
被引用回数：13 パーセンタイル：69.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The cation-exchange behavior of 
Rf (
= 78 s) produced in the 
Cm(
O, 5
) reaction was studied on a one-atom-at-a-time scale in 0.15-0.69 M HSO/HNO mixed solutions ([H
] = 1.0 M) using an automated ion-exchange separation apparatus coupled with the detection system for alpha-spectroscopy (AIDA). It was found that adsorption probabilities (
ads) of Rf on cation-exchange resin decrease with an increase of [HSO
], showing a successive formation of Rf sulfate complexes. Rf exhibits a weaker complex formation tendency compared to the lighter homologues Zr and Hf. This is in good agreement with theoretical predictions including relativistic effects.
2010年度天野 由記; 山本 陽一; 南條 功; 村上 裕晃; 横田 秀晴; 山崎 雅則; 國丸 貴紀; 大山 隆弘*; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2011-023, 312 Pages, 2012/02
JAEA-Data-Code-2011-023.pdf:5.46MBJAEA-Data-Code-2011-023(errata).pdf:0.08MB
日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画に基づきボーリング孔の掘削を伴う地上からの調査研究(第1段階)の一環として、平成13年度から表層水,地下水などの水質分析を行ってきた。分析の対象は、ボーリング孔から採取した地下水,掘削水,掘削リターン水,岩石コアからの抽出水,河川水及び雨水などである。また、平成18年度から幌延深地層研究計画における地下施設建設時の調査研究(第2段階)が進められており、立坑内の集水リング,立坑壁面湧水やボーリング孔などから地下水を採取し、水質分析を実施している。本報告書は、平成13年度から平成22年度までの水質分析データを取りまとめたものである。
山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
JSFRにおける1次冷却系配管のための流力振動評価手法開発の現状を報告する。特に、配管内非定常流れに着目した研究開発の現況を記述する。1/3縮尺試験体を用いた試験では入口での旋回流の影響を調べた。その結果、エルボ下流における剥離領域が歪められた。しかしながら、配管壁にかかる圧力変動に対する旋回流の影響は有意でないことが明らかとなった。シミューションについても実施され、流況や流速分布にはレイノルズ数の影響はほとんどないことが示された。
flow in a short-elbow pipe with undisturbed inlet velocity江口 譲*; 村上 貴裕*; 田中 正暁; 山野 秀将
Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4368 - 4378, 2011/11
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Nuclear Science & Technology)この論文ではショートエルボ配管内の高レイノルズ数流動のためのラージ・エディ・シミュレーション(LES)を扱う。ショートエルボは先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の1次配管系での使用が検討されている。=1.2
10
で入口境界で乱流が起きないエルボ配管流動を対象に、1/3縮尺による水試験で観察された流動と比較してLESの基本性能を調べた。なお、比較に用いた水試験では配管入口で小規模な乱流が生じる。計算条件の設定には特に注意を払い、理論考察を行い、配管流動の模擬に適切なメッシュ細分となるようにした。乱流モデル(スマゴリンスキーモデル,WALEモデル)の効果、及び入口速度分析結果について論じる。圧力変動のしくみと流体力の発生についても、スペクトル分析と重要な流動量の可視化を用いて論じる。
鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G
nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083020_1 - 083020_8, 2011/08
被引用回数：17 パーセンタイル：58.52(Physics, Fluids & Plasmas)国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国), DIII-D(米国), JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T, NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m
/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーのときにはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m/s程度の拡散係数を仮定した理論計算が最もよく実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。測定したNB駆動電流と
=0を仮定した計算との比について、高速イオンの静電的乱流輸送の指標である
/
及び電磁的乱流輸送の指標であるトロイダル
値への依存性を調べ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。
山野 秀将; 田中 正暁; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.677 - 687, 2011/04
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の1次系冷却配管のための流力振動評価法開発の現在の状況について、中でもエルボ配管の非定常流動の最近の調査状況を中心に報告する。
鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; Gnter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国),DIII-D(米国),JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T,NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーの時にはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m/s程度の拡散係数を仮定した理論計算がもっとも良く実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。これらの結果をまとめ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。
