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江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.911 - 920, 2024/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Boron carbide (B
C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using BC pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid BC with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid BC-liquid SS reaction based on the reduced thickness of BC pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid BC-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid BC-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid BC-liquid SS and solid BC-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid BC-liquid SS were smaller than those of solid BC-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for BC side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for BC side/SS side.
根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.
JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06
JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB
RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。
Vu, TheDang*; 宍戸 寛明*; 相澤 一也; 奥 隆之; 及川 健一; 原田 正英; 小嶋 健児*; 宮嶋 茂之*; 曽山 和彦; 小山 富男*; et al.
Journal of Physics; Conference Series, 2776, p.012009_1 - 012009_9, 2024/06
We optimized the design and operating conditions of our superconducting neutron detector to improve spatial resolution. We obtained the best spatial resolution of 10 
m when a Gd Siemens star pattern was mounted at close contact with the detector in the cryostat. We compared the effect of a different sample-detector distance on a spatial resolution when the samples were placed either at cryogenic temperature or at room temperature. We found the appearance of clear Bragg dips by the measurements of natural FeS
single crystals and succeeded in mapping the distribution of differently-oriented crystals by choosing several Bragg dips of the FeS crystals to compose the transmission images.
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 吉村 一夫; 桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 菊地 紀宏; 森 健郎; 橋立 竜太; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 29, 6 Pages, 2024/06
ナトリウム冷却高速炉(SFR)開発で得た豊富な知識(ナレッジ)を活用するとともに、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた統合評価手法(ARKADIA)の開発の一環として、SFRの概念設計段階の最適化をサポートするARKADIA-Designを開発している。ARKADIA-Designは、3つのシステム(仮想プラントライフシステム(VLS)、評価支援・応用システム(EAS)、知識管理システム(KMS))で構成され、設計最適化フレームワークが各システムのインターフェースを通じて3つのシステム間の連携を制御する。本研究では、炉心設計最適化における例題を対象に、これまでに開発してきた設計最適化フレームワークのVLSでの連成解析及びVLSとEASとの連携による最適化の制御機能を統合したプロトタイプを構築し、設計最適化フレームワークのSFR設計最適化プロセスへの適用性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00440_1 - 23-00440_14, 2024/04
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、炉心設計最適化プロセスを整備している。本プロセスでは、核設計から熱流動設計、燃料健全性評価、プラント動特性までの一連解析を実施し、ベイズ最適化(BO)を用いて効率的に最適な設計仕様を導出する。本研究ではまず、炉心設計例を参考に代表例題を設定し、最適化プロセスを具体化した。続いて、例題設定の適切性を確認するため、最低限の要件として、核設計とプラント動特性の統合解析にBOを用いて単目的最適化問題を解いた。その結果、最適解の存在及び最適解と参照解が良く一致することを確認し、最適化プロセスが代表例題に対して適用できる見通しを得た。
石田 武和*; Vu, TheDang*; 宍戸 寛明*; 相澤 一也; 奥 隆之; 及川 健一; 原田 正英; 小嶋 健児*; 宮嶋 茂之*; 小山 富男*; et al.
Journal of Low Temperature Physics, 214(3-4), p.152 - 157, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Physics, Applied)We built a new cryostat to apply a current-biased kinetic inductance detector (CB-KID) for conducting neutron transmission imaging of room temperature samples under pulsed neutrons. A Wood's metal alloy of melting temperature 75.2
C was placed at room temperature to inspect the measurement system at J-PARC. Since one of the four phases of Wood's metal is a fine Cd-rich needle phase (width 
25 m and length 5 mm), it is suitable for observing fine mosaic structure selectively by neutron imaging. The spatial resolution of the CB-KID imager was estimated as 10 m by using a Gd Siemens-star pattern. The CB-KID system is useful to conduct transmission imaging for various materials rather easily at room temperature.
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.2 - 22, 2024/01
被引用回数：6 パーセンタイル：98.85(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 多田 健一; 横山 賢治
核データニュース(インターネット), (136), 6 Pages, 2023/10
OECD/NEA/NSC主催のWPEC(Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation)の本会合及び関連するサブグループ(SG)、専門家グループ(EG)会合が、2023年5月15日5月17日の日程で、NEA本部とWebでのハイブリッド形式によって実施された。日本からは2名(岩本(修)、多田)が対面で、その他がオンラインで参加した。日本を含め、米国や欧州、中国、IAEA、NEAから出席があり、対面でのWPEC本会合への参加は30名程度であった。以下に、核データ測定、評価及びEG、SGの活動状況について報告する。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
single crystals based on Bragg-dip analysis using a delay-line superconducting sensor宍戸 寛明*; Vu, TheDang*; 相澤 一也; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 奥 隆之; 曽山 和彦; 宮嶋 茂之*; et al.
Journal of Applied Crystallography, 56(4), p.1108 - 1113, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Chemistry, Multidisciplinary)Recent progress in high-power pulsed neutron sources has stimulated the development of the Bragg dip and Bragg edge analysis methods using a two-dimensional neutron detector with high temporal resolution to resolve the neutron energy by the time-of-flight method. A delay-line current-biased kinetic inductance detector (CB-KID) is a two-dimensional superconducting sensor with a high temporal resolution and multi-hit capability. Here, it is demonstrated that a delay-line CB-KID with a 
B neutron conversion layer can be applied to high-spatial-resolution neutron transmission imaging and spectroscopy up to 100 eV. Dip structures are observed in the transmission spectra of YbSn single crystals, induced by Bragg diffraction and nuclear resonance absorption. The orientation mapping of YbSn crystals is successfully drawn based on the analysis of observed Bragg dip positions in the transmission spectra.
O近藤 洋介*; Achouri, N. L.*; Al Falou, H.*; Atar, L.*; Aumann, T.*; 馬場 秀忠*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Calvet, D.*; Chae, H.*; et al.
Nature, 620(7976), p.965 - 970, 2023/08
被引用回数：6 パーセンタイル：93.49(Multidisciplinary Sciences)非常に中性子が過剰な原子核Oは、陽子、中性子ともに魔法数であることから古くからその性質に興味が持たれていたが、酸素の最後の束縛核
Oよりも中性子が4個も多いため、これまで観測されてこなかった。この論文では、理化学研究所RIBFにて
Fからの1陽子ノックアウト反応によってOを生成し、そこから放出される中性子を測定することによって初めてその観測に成功した。核構造の観点からは、Oでは二重閉殻が保たれているか興味が持たれていたが、実験で得られた分光学的因子が殻模型計算で予言されて程度の大きいことから、閉殻構造をもたない可能性が高いことがわかった。
Ne at the transition into the island of inversion; Detailed structure study of NeWang, H.*; 安田 昌弘*; 近藤 洋介*; 中村 隆司*; Tostevin, J. A.*; 緒方 一介*; 大塚 孝治*; Poves, A.*; 清水 則孝*; 吉田 数貴; et al.
Physics Letters B, 843, p.138038_1 - 138038_9, 2023/08
被引用回数：2 パーセンタイル：79.22(Astronomy & Astrophysics)Neからの1中性子除去反応を用いて、Neの詳細な
線分光を行った。平行運動量分布の解析に基づき、Neの準位構造とスピンパリティを決定し、初めて負のパリティ状態を同定した。測定された断面積と運動量分布から、N=20とN=28のシェルギャップの消失の証拠となる有意なintruder p-wave強度が明らかになった。束縛状態については、弱いf-waveの可能性のある強度が観測された。いくつかの有効相互作用を用いた大規模殻模型計算では、実験的に観測された大きなp-wave強度と小さなf-wave強度は再現されず、Ne同位体に沿った反転の島への遷移の完全な理論的記述への挑戦が続いていることを示している。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
and O in a reaction cell in triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry風間 裕行; 小無 健司*; 鈴木 達也*; 小山 真一; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 大西 貴士; 阿部 千景*; 鹿籠 康行*; 永井 康介*
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 38(8), p.1676 - 1681, 2023/07
被引用回数：1 パーセンタイル：55.95(Chemistry, Analytical)Ultratrace analysis is crucial for understanding fuel debris in a nuclear reactor core after severe accidents. Triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry measured the ion-molecule reactions of actinides (
Np, 
Am, and 
Cm) in a reaction cell. These nuclides were included in the fuel debris. A gas-phase ion-molecule reaction model has been developed to simulate the gas-phase reactions in the reaction cell. The model simulation results correlate well with the flow rate dependence of experimental data accurately. Reaction constants derived from the model were compared with those reported values by Fourier transform ion-cyclotron resonance mass spectrometry to evaluate the performance of the model. The similarity between the two reaction constants was found.
根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB
HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Nuclear Science & Technology)Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.
伊與田 宗慶*; 松田 朋己*; 佐野 智一*; 茂田 正哉*; 菖蒲 敬久; 湯本 博勝*; Koyama, Takahisa*; Yamazaki, Hiroshi*; 仙波 泰徳*; 大橋 治彦*; et al.
Journal of Manufacturing Processes, 94, p.424 - 434, 2023/05
被引用回数：3 パーセンタイル：80.08(Engineering, Manufacturing)Aluminum alloys are increasingly being applied to automobile bodies to reduce the weight of automobiles. In joining steel materials and aluminum alloys using resistance spot welding (RSW), it is important to control the state of intermetallic compounds due to the temperature at the joining interface. In other words, in RSW of Fe/Al dissimilar materials, it is necessary to clarify the heating and cooling phenomena of the interface temperature during joining. Although the convection behavior of the molten aluminum alloy is thought to influence the temperature distribution at the joining interface, there are no studies that have directly observed this phenomenon. In this study, convection in molten zone of aluminum alloy during RSW of steel and aluminum alloy is discussed. Direct observations were attempted in order to clarify the convection behavior of the molten aluminum alloy in RSW of steel and aluminum alloy. The main feature of this experiment is that a real-scale test piece and an RSW apparatus used in actual production were used to observe convection during actual production. The observation experiments were conducted using synchrotron radiation X-ray at SPring-8. During welding, the specimens were irradiated with synchrotron radiation X-ray, and convection was observed from the behavior of tracer particles placed on the specimens. As a results, three types of convection were observed: radial outward convection from the center of the molten zone at the joining interface, convection from the edge of the molten zone toward its center, and weak circulating convection at the edge of the molten zone. And, small convection velocities were generated at the edge of the molten zone. Furthermore, the convection velocity inside the molten zone was calculated to be approximately 1.75 m/s. In addition, it was shown that there is a correlation between convection behavior and the shape of the molten zone.
田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 11 Pages, 2023/05
In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), an artificial intelligence (AI) aided integrated digital system named "Advanced Reactor Knowledge- and AI aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA)" has been developing to offer the best possible solutions for challenges arising during the design process, safety assessment, and operation of a nuclear plant over its life cycle. ARKADIA aims for creating a new plant design beyond the reach of experienced engineers by assembling the solutions to be met a safe, economic, and sustainable carbon-free energy source. ARKADIA consists of three inter-connected systems: EAS (Enhanced and AI-aided optimization System) as a controller for the numerical analyses and the design optimizations, VLS (Virtual plant Life System) for numerical simulator, and KMS (Knowledge Management System) with knowledges obtained through the development of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in JAEA. These systems stand on the AI aided platform. Until 2023, the platform, the ARKADIA-Design, the ARKADIA-Safety, and the KMS are separately being developed. In the next five years until 2028, the element functions and the systems are to be unified to one system, ARKADIA. In this paper, outlines of current status in its development are introduced.
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、効率化及び過度な保守性低減による設計革新を目指した、炉心設計最適化プロセス整備を進めている。本プロセスでは、炉心設計解析とプラント動特性解析を連携し、ベイズ最適化(BO)を活用して、ULOF時に炉心損傷を回避でき、炉心性能の高いナトリウム冷却高速炉の設計仕様に関する最適化問題を解く。第一段階として、2次元RZ円柱体系で模擬した炉心部を含む1次系を対象に、核設計とプラント動特性の統合解析にBO手法を用いた最適化プロセスを実行し、最適解の存在を確認した結果について報告する。
桑垣 一紀; 横山 賢治
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
原子力機構では、炉心,炉構造、並びに保全分野の設計最適化を支援するツールであるARKADIA-Designの開発を進めている。ARKADIA-Designは、これまでに蓄積してきた高速炉開発の知見と、AI技術等を用いた最新の解析/設計技術を組み合わせ、安全性,経済性,カーボンフリーエネルギーソースとしての持続可能性といった観点から、革新的な炉心の設計を支援すること目指している。ARKADIA-Designの機能の一つとして、炉心特性で定義された目的関数を最小化(または最大化)するような設計変数を自動で求めるシステムの開発を進めている。本研究では、均質2領域炉心を対象とした複数制約条件付き単目的最適化例題を設定し、本システムの最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。また、3変数最適化問題を間接的に解くことで、本システムが将来的にどのように設計者を支援するかについて例示した。これらの結果やデモンストレーションを通して、自動最適化計算の成立性や、開発するシステムが設計者にとって有用な支援ツールになりうる可能性について確認した。
