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朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
本研究は、高速炉(SFR)配管のLBB評価に使用されるき裂開口変位(COD)評価法を確立するために実施した。SFR配管については、LBB成立を前提に定期検査における体積試験を連続漏えい監視に代えることが想定されている。SFR配管は改良9Cr-1Mo鋼製で、内圧が低く、薄肉大口径である。改良9Cr-1Mo鋼は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して高強度低延性である。LBB評価では、これらを考慮して貫通き裂からの冷却材漏えい率を適切に推定しなければならない。漏えい率はCODと強く関係するので、適切なCOD評価法を確立する必要があるが、薄肉大口径の高強度低延性材料製SFR配管に適用可能なCOD評価法は未だ提案されていない。そこで本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の薄肉大口径管に適用可能なCOD評価法を提案した。すなわち、パラメトリックな有限要素解析(FEA)で計算したCODを弾性、小規模降伏と大規模降伏の各成分に分解し、それぞれ多項式近似して与えた。さらに、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼管を用いた4点曲げ試験の結果との比較により、その適用性について検討した。その結果、CODを過大評価する場合があることが分かった。LBB評価では小さめの漏えい率を想定する方が安全側であるため、ここではLBB評価にはCODの弾性成分のみを考慮することを推奨した。
鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 坂本 賢治*; 鈴木 将人*; 白石 泰祐*; 柳原 星児*; 伊沢 悟*; 若井 隆純
Experimental Techniques, 40(1), p.253 - 260, 2016/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.03(Engineering, Mechanical)軸方向に垂直な2つの90度貫通切欠きを持つオーステナイト系ステンレス鋼管の塑性崩壊挙動と強度を調べた。様々なノッチ間距離で二つのノッチ試験片を光塑性フィルムで覆った。試験片には、軸方向の引張荷重と曲げ荷重を任意に組み合わせた荷重を加えた。塑性崩壊挙動を調査するために、試験中に光塑性フリンジパターンの変化が観察された。塑性崩壊強度は、弾完全塑性体に基づくモデルを用いて評価した。実験的な塑性崩壊点での光塑性フリンジパターンは荷重履歴によって異なった。このことから、塑性崩壊挙動は荷重履歴に依存することがわかった。一方、塑性崩壊強度はノッチ間距離にはほとんど依存しなかった。実験的な塑性崩壊は、いくつかの純引張荷重試験でのみ理論塑性点に達する前に発生した。したがって、この研究で使用された弾完全塑性体に基づくモデル解析は、純粋な引張荷重を受けるステンレス鋼管の塑性崩壊には非保守的な推定を与える可能性がある。
鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 柳原 星児*; 森尻 貢*; 大森 敦*; 若井 隆純
Procedia Materials Science, 12, p.24 - 29, 2016/00
被引用回数：2 パーセンタイル：74.36(Engineering, Mechanical)二つの亀裂を有するステンレス鋼管の構造健全性評価を単純化するため、引張と曲げを組み合わせた非対称な二つの切欠きを有する管の塑性崩壊応力を調べた。非対称の二つの切欠きを有する管の実験的塑性崩壊応力を、単一切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力と比較した。実験的塑性崩壊点は理論的崩壊限界曲線よりも大きかった。単一の切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力を使用して、引張と曲げを組み合わせた非対称の二つの亀裂を有するステンレス鋼管の健全性を簡単かつ控えめに評価することができることを示した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 江沼 康弘
Engineering Failure Analysis, 56, p.484 - 500, 2015/10
被引用回数：1 パーセンタイル：11.95(Engineering, Mechanical)This paper describes a failure analysis procedure used in leak before break assessment of large sodium pipes in Japan sodium cooled fast reactor made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the steel has small thermal expansion rate and excellent high temperature strength, a simplified piping layout can be achieved. However, the fracture toughness of the steel is relatively smaller than that of the austenitic stainless steel used for many former FBR pipes. For this reason, a sophisticated LBB assessment is required for the pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the internal pressure of the pipes of JSFR is small, the thermal load caused by thermal expansion is predominant. Supposing a through wall crack in such piping system, the stiffness of the crack part will decrease with crack extension. The rational failure analysis procedure, evaluating the loading conditions at a crack part considering change of compliance of the piping system by a crack, was proposed. Using some experimental results, the validity of the analysis procedure was verified. Finally, the critical crack size was calculated for designed JSFR pipes. It was clarified that the proposed procedure was much effective to loosen LBB conditions for JSFR piping system.
味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06
被引用回数：6 パーセンタイル：45.25(Physics, Multidisciplinary)J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって
線と中性子が生成され、宇宙線起源の線なども検出された。これらの結果について報告する。
柳原 星児*; 松原 雅昭*; 鈴木 良祐*; 鈴木 将人*; 白石 太祐*; 坂本 賢治*; 若井 隆純
日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2012/09
The fracture assessment of independent multiple flaws is not developed in the piping for nuclear power in the Japan Society of Mechanical Engineers maintenance standard. In the maintenance standard, an enough examination is not performed about the influence that the load history of the axial tension due to inner pressure and the bending such as the earthquake affects on collapse strength of the piping. This study clarified that the effect of multiple flaws affected on the plastic collapse strength of the stainless steel piping that loaded axial tension and bending independently, and proposed the maximum load evaluation method. Conclusions are as follows: (1) Multiple flaws on piping can be evaluated by the plastic collapse theory of the single flaw, and the flaw can be simplified, and a conservative evaluation of piping be done. (2) The maximum stress can be calculated from the flaw size and mechanical properties of piping and piping size.
白石 太祐*; 松原 雅昭*; 鈴木 良祐*; 鈴木 将人*; 柳原 星児*; 坂本 賢治*; 若井 隆純
日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2012/09
The aim of this study is to investigate the effect of notch interval on plastic collapse strength of the type 304 stainless steel piping and simplify the flaw assessment method of type 304 stainless steel piping subjected to combined tension and bending. Typical loads applied to type 304 stainless steel piping are axial tension due to internal pressure and bending load caused by external forces. Two 90 degree through-wall notches were machined perpendicular to the axial direction of the pipe with interval, 
, from 1 to 28 mm. The experimental plastic collapse strength of the specimens with single notch and two notches were higher than the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body. Therefore, it was clarified that the plastic collapse strengths of type 304 stainless steel pipes with two notches perpendicular to the pipe axis can be evaluated safely using the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body.
白石 太祐*; 松原 雅昭*; 鈴木 良祐*; 鈴木 将人*; 若井 隆純; 坂本 賢治*
Proceedings of 5th International Workshop New Methods of Damage and Failure Analysis of Structural Parts (CD-ROM), 6 Pages, 2012/09
The aim of this study is to investigate the effect of notch interval on plastic collapse strength of the type 304 stainless steel piping and simplify the flaw assessment method of type 304 stainless steel piping subjected to combined tension and bending. Typical loads applied to type 304 stainless steel piping are axial tension due to internal pressure and bending load caused by external forces. The plastic collapse strengths of the notched specimen subjected to arbitrary combined axial tension and bending loads were evaluated. Two 90 degree through-wall notches were machined perpendicular to the pipe axis with interval from 1 to 28 mm. It was clarified that the plastic collapse strengths of type 304 stainless steel pipes with two notches perpendicular to the pipe axis can be evaluated safely using the theoretical plastic collapse strength of the pipe with single notch assuming elastic perfectly plastic body.
関 良輔*; 松本 裕*; 鈴木 康浩*; 渡邊 清政*; 濱松 清隆; 板垣 正文*
Plasma and Fusion Research (Internet), 5, p.014_1 - 014_3, 2010/06
大型ヘリカル装置における高ベータプラズマを対象に、垂直方向への中性粒子入射によって生成される高速イオンの挙動を、モンテカルロ法によるクーロン衝突を模擬するドリフト軌道追跡法を用いて研究を行った。従来の数値解析では最外郭磁気面の外側での軌道追跡が行えないため、イオンが最外郭磁気面を横切るときにイオンは損失すると仮定していた。本研究では、最外郭磁気面の外側での軌道追跡を可能にし真空容器壁に到達したときにイオンが損失するとした。その結果、プラズマ領域から最外郭磁気面を横切って真空領域に出たイオンの中で、再び最外郭磁気面を横切ってプラズマ領域に戻るイオンの割合が大きく、イオンの閉込めが大きく改善されることを示した。
Sn; Evidence for anisotropic 
-wave pairing門野 良典*; 佐藤 宏樹*; 幸田 章宏*; 永田 貴志*; 古川 はづき*; 鈴木 淳市; 松田 雅昌; 大石 一城; 髭本 亘; 黒岩 壮吾*; et al.
Physical Review B, 74(2), p.024513_1 - 024513_5, 2006/07
被引用回数：10 パーセンタイル：44.47(Materials Science, Multidisciplinary)ミュオンスピン回転法及び中性子小角散乱実験法を用いてNbSnの磁束状態の研究を行った。その結果、中性子小角散乱実験から比較的低磁場(2-3T)で磁束格子が三角格子から四角格子へと変形する様子が観測された。またミュオンスピン回転法から得られた磁場侵入長の磁場依存性は、外部磁場が増加するにつれて磁場侵入長は徐々に大きくなることから、NbSnは異方的な波超伝導体(もしくはマルチギャップを有する超伝導体)であると結論づけた。
SR下村 浩一郎*; 門野 良典*; 西山 樟生*; 渡辺 功雄*; 鈴木 栄男*; Pratt, F.*; 大石 一城; 水田 正志*; 斎藤 峯雄*; Chow, K. H.*; et al.
Physica B; Condensed Matter, 376-377, p.444 - 446, 2006/04
被引用回数：1 パーセンタイル：6.64(Physics, Condensed Matter)Recent progresses of the studies of isolated hydrogen center in ZnO and GaN by muon spin rotation methods are reported. Preliminary experimental results for shallow muonium hunting as an acceptor in InSb and GaSb are also discussed.
吉川 信治; 玉山 清志; 鈴木 亮輔*; 近藤 恒幾*; 仲井 智至*; 戸田 信一*
The 23rd International Conference on Termoelectric, 0 Pages, 2004/12
None
鈴木 亮輔*; 田邊 健太郎*; 近藤 恒幾*; 小野 勝敏*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 玉山 清志; 桶谷 和浩*
JNC TY4400 2003-004, 214 Pages, 2003/08
JNC-TY4400-2003-004.pdf:19.93MB
既存の原子力発電所から排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から重要になってきている。特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRでは避けて通れない課題であることは間違いない。熱電発電システムは、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近では一般産業においても省エネの観点から見直されてきている。本研究では、熱電発電システムをナトリウム冷却FBRに適用して排熱回収する場合の技術的可能性について見直すことを目的としている。すなわち、基礎となる熱電変換素子の開発、モジュール化技術の開発並びに基礎実験装置と小型試験装置による確認実験を行い、モジュール熱電変換効率の評価さらにはシステム熱電変換効率評価のための基礎資料とする。
山西 毅; 関谷 美智; 鈴木 達也; 伊藤 誠二; 北川 義人*; 萩原 健司*; 土井 崇志*; 齋藤 綾佑*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が、北海道幌延町において建設を進めている深地層の研究施設では、深度500m程度の立坑等を掘削する。掘削に伴い発生するズリは、既往の調査結果から自然由来の重金属類の含有が確認されている。したがって、発生したズリは溶出量試験による定期的なズリの性状確認を行った後、適切に処理しなければならない。判定に際し、公定分析では、結果を得るまでに2週間程度を要することから、対応に遅れが生じる可能性がある。そこで、本工事におけるズリの管理方法として、建設現場において短時間で分析が可能な手法を構築し、平成18年8月の立坑掘削開始より現地分析による管理を行っている。本講演では、その管理手法並びにその妥当性について考察を行ったので報告する。
中谷 健; 稲村 泰弘; 伊藤 崇芳; 梶本 亮一; 青柳 哲雄; 大原 高志; 大友 季哉*; 安 芳次*; 鈴木 次郎*; 森嶋 隆裕*; et al.
no journal, ,
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設(MLF)では2008年5月より中性子散乱実験装置のコミッショニングが始まり、同時にデータ集積ソフトウェアや解析ソフトウェアのコミッショニングも進められている。実験ユーザーはこれらのソフトウェアをわれわれが開発したソフトウェアフレームワークを通して利用する。ソフトウェアフレームワークはオブジェクト指向型スクリプト言語であるPythonをベースに開発され、実験制御やデータ解析を行うさまざまなソフトウェアモジュールを組み込むことにより、測定から解析,可視化までをシームレスに行うことが可能なシステムとなっている。本発表ではこのソフトウェアの製作過程と現在の状況について報告する。
山西 毅; 関谷 美智; 鈴木 達也; 北川 義人*; 齋藤 綾佑*; 横田 大輔*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、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を推進するため、深地層の研究施設を平成17年11月から建設している。本研究施設は深度500m程度の立坑並びに連絡坑道及び周回試験坑道からなり、平成20年度末で換気立坑約250m、東立坑約140mの掘削を完了している。本建設に伴い生じる掘削土(ズリ)は、自然由来であるものの、環境基準値(溶出量)を超過する特定有害物質が含まれていることから、土壌汚染対策法の「遮水工封じ込め型」に準じた掘削土(ズリ)置場に搬出して盛土をしている。この際には、建設現場内に設置した分析室にて溶出量試験を実施し、第二溶出量基準を満足するものであることを確認している。本講演会では、掘削土(ズリ)の性状及び今後の展望についての一考察を発表する。
中谷 健; 稲村 泰弘; 伊藤 崇芳; 梶本 亮一; Harjo, S.; 新井 正敏; 大原 高志; 中川 洋; 青柳 哲雄; 大友 季哉*; et al.
no journal, ,
平成18年度から20年度にかけてJ-PARC/MLF設置の中性子/ミュオン実験装置の基盤ソフトウェアとなるMLF計算環境ソフトウェアフレームワークを開発した。本ソフトウェアフレームワークは現在4次元空間中性子探査装置(BL01)、茨城県生命物質構造解析装置(BL03)、冷中性子ディスクチョッパー型分光器(BL14)、工学材料回折装置(BL19)、高強度汎用全散乱装置(BL21)の5台の実験装置で使用されている。現状のソフトウェアフレームワークには、実験制御、データ解析・可視化、認証の各機能が実装されている。また、今年度から新たにデータベース機能をソフトウェアフレームワークへ実装するための開発が開始する予定である。本発表では、MLF計算環境ソフトウェアフレームワークに現在実装されている各機能と2009年度から実装される機能についての詳細を述べる。
山西 毅; 関谷 美智; 鈴木 達也; 北川 義人*; 加藤 欣也*; 齋藤 綾佑*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が、北海道幌延町において建設を進めている深度500m程度の立坑等からなる深地層の研究施設において、平成22年2月末で換気立坑約250m、東立坑約210mまでの掘削を完了した。本建設に伴い発生する掘削土は、自然由来ではあるものの環境基準値を超過する特定有害物質が含まれていることから、土壌汚染対策法の「遮水工封じ込め型」に準じた掘削土置場に搬出し盛土している。平成22年3月末で搬出開始から33か月以上が経過したことから、搬出した掘削土の性状を建設現場内に設置した分析室にて確認した。本稿においては経年変化に伴うズリの酸性化によって、重金属類の溶出量など性状の変化について現状確認を行い、今後の課題について整理したので、報告するものである。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 吉田 伸司*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 江沼 康弘*
no journal, ,
This paper describes a crack opening displacement (COD) assessment procedure used in Leak-Before-Break (LBB) assessment of sodium pipes of the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). The sodium pipes are made of ASME Gr.91 (modified 9Cr-1Mo steel). Thickness of the pipes is small, because the internal pressure is very low. Modified 9Cr-1Mo steel has a relatively large yield stress and small work hardening coefficient comparing to the austenitic stainless steels which are currently used in the conventional plants. For LBB assessment, the coolant leak rate from a through wall crack must be estimated properly. Since the leak rate is strongly related to the crack opening displacement (COD), an appropriate COD assessment method must be established to perform LBB assessment. However, COD assessment method applicable for JSFR sodium pipes - thin wall and small work hardening material - has not been proposed yet. Taking non-linearity of the material and the geometry of JSFR pipes, a series of finite element analyses (FEA) for the pipe containing a circumferential through-wall crack was conducted. Based on the parametric FEA results, engineering formulae for COD evaluation were established. Analytical results were compared to some experimental results. The calculated COD was in a good agreement with the observations.
