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町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 奥村 雅彦; 宮村 浩子; 志風 義明; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 山口 隆司; et al.
RIST News, (69), p.2 - 18, 2023/09
福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害の一つとなっている。この課題解決に資するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の開発)」を受託し、令和3年度より2年間に渡り、放射線源の逆推定と推定線源に対する対策を仮想空間で実施可能とするためのデジタル技術の研究開発を実施してきた。本記事では、上記プロジェクトの成果(以下、前期プロジェクトと呼び、その2年間の研究開発の成果)を紹介する他、令和5年度4月より、新たに開始した継続プロジェクト(以下、後期プロジェクトと呼ぶ)の計画についても報告する。前期プロジェクトにて当初予定していた機械学習技術(LASSO)については、建屋内の複雑な構造情報と汚染源の性質を反映した一つの派生版手法へと結実させた成果を報告する他、実際の原子炉施設での検証結果を示す。更に、開発技術を集約したプラットフォームとしての機能を持つソフトウエア:3D-ADRES-Indoorを紹介し、継続して実施する予定の後期プロジェクトの研究開発計画も紹介する。
岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07
The crack arrest fracture toughness, K
, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T
, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T
, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T
, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3
10
n/cm
(E 
1 MeV) was compared with a K
curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07
原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。
飛田 徹; 中川 将*; 武内 伴照; 鈴木 雅秀; 石川 法人; 知見 康弘; 齋藤 勇一; 曽根田 直樹*; 西田 憲二*; 石野 栞*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.241 - 247, 2014/09
被引用回数：17 パーセンタイル：78.17(Materials Science, Multidisciplinary)圧力容器鋼に含まれる不純物Cuの析出は、材料の照射脆化(照射硬化)の要因の一つである。本研究では、Fe-Cuモデル合金を用いて電子線照射試験を行い、機械的特性の指標となるビッカース硬さの増加と、材料内部の状態変化に敏感な電気抵抗率の低下を測定し、両者に良い相関があることを明らかにした。また、3DAPによる析出物の観察を行った結果、硬さの増加及び電気抵抗率の低下のメカニズムを析出物の体積分率を用いることで説明できることがわかった。これらのことから、電気抵抗率の測定により照射硬化を評価できる可能性が示唆された。
飛田 徹; 宇田川 誠; 知見 康弘; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.61 - 68, 2014/09
被引用回数：10 パーセンタイル：60.73(Materials Science, Multidisciplinary)原子炉圧力容器の内面には、母材の耐食性を確保するため厚さが約5mmのステンレス鋼で肉盛溶接(ステンレスオーバーレイクラッド、以下、クラッドと呼ぶ。)が施工されている。加圧熱衝撃事象時の健全性評価においては、原子炉圧力容器内面の母材または溶接金属に表面き裂を想定し、脆性破壊の発生を判定する。健全性評価の精緻化のためにクラッド部を含めた評価を検討するには、中性子照射後のクラッドの機械的特性を把握する必要がある。本研究では、クラッド材を用いて高照射量領域まで中性子照射試験を行い、破壊靱性値等の機械的性質の変化について評価を行った。クラッド材の降伏応力と引張強さは中性子照射により増加し、シャルピー遷移温度は上昇した。中性子照射による弾塑性破壊靱性値の低下は少ないことを明らかにした。
江連 俊樹; 三宅 康洋*; 飛田 昭; 木村 暢之; 上出 英樹
JAEA-Research 2012-005, 56 Pages, 2012/05
JAEA-Research-2012-005.pdf:10.06MB
高速増殖炉による核燃料サイクルの実用化を目指して、炉容器をコンパクト化することで経済性を高めたナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究が行われている(FBRサイクル実用化研究開発)。JSFRでは、冷却系2ループ化によって冷却系配管内の平均流速が増加するため、ホットレグ配管入口部において強い旋回渦が発生する可能性がある。その結果として、渦中心での圧力低下に伴う液中渦キャビテーションの発生が懸念されており、液中渦キャビテーションの発生状況の評価が構造健全性の観点から必要である。本研究では、液中渦キャビテーションの発生評価に関連して、ナトリウムと水の物性の違いが液中渦キャビテーションの発生に与える影響について検討するための基礎的な水試験を行った。基礎的な円筒体系において、水の温度を10
Cから80Cに変化させることで水の粘性係数を変化させ、液中渦キャビテーションの発生状況を定量的に評価した。その結果、10Cから30C程度の比較的粘性係数が大きい条件では粘性依存性が確認されたものの、50Cから80C程度の比較的粘性係数が小さい条件では粘性の影響が少ないことを確認した。
木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 三宅 康洋*
JAEA-Research 2009-026, 160 Pages, 2009/10
JAEA-Research-2009-026.pdf:15.97MB
ナトリウム炉の炉容器をコンパクト化するため、コラム型の切込みつき炉心上部機構(UIS)を採用した。原子炉スクラム時には、炉上部プレナムの下層に低温のナトリウムが偏在する温度成層化現象が発生する。上述のUIS構造では、UISの内部を炉心からの冷却材が通過するとともに、UIS切込みにより非対称で局所的に速い流れが生じることから、本構造が温度成層化現象に与える影響を評価しておく必要がある。そこで、1/10縮尺炉容器上部プレナム試験装置を用いて、UIS切込みの影響評価を行うとともに、原子炉スクラム後の炉心出口流量,温度、及び構造形状をパラメータとした試験を実施し、温度成層化現象への影響を評価した。Ri数を実機と同程度とした基本条件において、UIS切込みを通過する流れが成層界面に衝突し、界面下部を剥ぎ取るため、成層界面を通る鉛直方向温度勾配が他の領域に比べ急峻になることがわかった。また、スクラム後の炉心出口流速、スクラム前後の温度差が成層界面高さや厚さ、及び上昇速度に与える影響を明らかにした。また、炉内構造物の形状をパラメータとした試験により、成層界面の温度変動を低減させる方策を検討した。
中川 将*; 堀 史説*; 知見 康弘; 石川 法人; 北川 通治*; 大嶋 隆一郎*; 飛田 徹; 谷口 良一*; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 257(1-2), p.397 - 401, 2007/04
被引用回数：4 パーセンタイル：35.7(Instruments & Instrumentation)原子炉圧力容器鋼モデル合金であるFe-1.2wt.%Cu合金に200MeV Xe及び200MeV Auイオンを高温で照射し、硬さの変化を測定した。本研究では、過飽和Fe-Cu合金においてイオン照射した領域のみ溶質Cu原子の照射誘起偏析によって硬さが上昇することに注目し、照射による材料の局所改質への応用の可能性を探った。照射の際にマスキング板を用いて同一試料中に照射領域と未照射領域とを共存させ、微小硬さ試験機とナノインデンターを用いて硬さ変化に対する押し込み深さの影響を調べ、さらに2次元測定を試みた。その結果、押し込み深さが大きくなるほど硬さの上昇量が減り、また、照射領域と未照射領域との境界では硬さの違いが明確に現れ、比較的鋭い変化をしていることがわかった。すなわち、照射により材料中のある狙った領域の表面層のみ局所的に硬化できることが明らかになった。このことから、高速重イオン照射が過飽和合金における硬さの局所改質に利用できる可能性が示唆された。なお本発表内容は、大阪府立大学との共同研究「軽水炉圧力容器鋼における照射欠陥生成過程と照射誘起偏析に関する研究」において得られた成果の一部である。
岩瀬 彰宏; 長谷川 忠之*; 知見 康弘; 飛田 徹; 石川 法人; 鈴木 雅秀; 神原 正*; 石野 栞*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 195(3-4), p.309 - 314, 2002/10
被引用回数：12 パーセンタイル：60.73(Instruments & Instrumentation)2種類のモデル合金、Fe-0.6%CuとFe-1.2%CuをGeV領域の重イオンで照射した。照射前後の硬さをヴィッカース硬度計により評価した。その結果、250Cで3.5GeVのXeイオン照射Fe-1.2%Cu試料の硬度が、弾性的弾き出しによる損傷量から見積もったものと比べ、はるかに大きく変化した。これは、GeVイオン照射のもたらす高密度電子励起によって生成された欠陥が熱拡散し、銅原子の照射促進偏析が起こったためと説明できる。
森田 憲二*; 石野 栞*; 飛田 徹; 知見 康弘; 石川 法人; 岩瀬 彰宏
Journal of Nuclear Materials, 304(2-3), p.153 - 160, 2002/08
被引用回数：13 パーセンタイル：63.33(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉圧力容器の照射脆性機構を調べるために、FeCuモデル合金に高エネルギーイオンビームを照射して、照射によるヴィッカース硬さ変化を測定した。硬さ変化の、イオン照射量,照射温度,銅濃度依存性について調べ、以下のような結果を得た。硬さ変化の照射温度依存性は、中性子照射時の延性・脆性転移と対応している。また、硬さ変化は、銅濃度の平方根に比例する。これは、照射による銅析出物の大きさは一定であるということを仮定すれば説明できる。
丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.
PNC TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03
FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。
飛田 徹; 知見 康弘; 石川 法人; 鈴木 雅秀; 鬼沢 邦雄; 岩瀬 彰宏*
no journal, ,
本研究は、原子炉圧力容器の照射脆化予測の精度向上に寄与するため、照射により生じた欠陥の挙動、それに伴うCu, P等の不純物の析出・偏析過程を調査しモデル化することを目標としている。試料として原子炉圧力容器鋼の不純物に着目したモデル合金,照射場として最もシンプルな照射欠陥を生成する電子線照射を用い、照射効果の指標として材料の変化に敏感な電気抵抗の変化を測定することにより基本的な照射欠陥及び不純物の挙動を観測し、反応速度論に基づく計算モデルの検証を行う。モデル計算の検証データ拡充のため、前報に引き続き本報では、Fe-Cuモデル合金を用い原子炉の運転温度に近い250C電子線照射と熱時効試験を行い、電気抵抗変化のCu濃度依存性及び熱時効の影響を調査した。照射によるCu析出の促進が実験的に確認された。
植頭 康裕; 飛田 和則; 山口 武憲; 百瀬 琢麿; 村上 博幸; 古田 定昭; 山口 恭弘
no journal, ,
平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構を統合し、日本原子力研究開発機構が発足した。両法人間では、放射線管理の内容は同じであるが、分野で現場での詳細な管理手法,自主的な管理基準等が異なっているものがあった。法人統合に伴い、管理基準や管理手法等の整合を図ることを目的とし、管理の実情を調査しつつ、それらの適用について検討している。本報告では、これらの状況について紹介するものである。
勝山 仁哉; 飛田 徹; 知見 康弘; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉圧力容器鋼における溶接熱影響部(HAZ)の監視試験片の必要性に関する技術的根拠を得るため、原子炉圧力容器鋼溶接継手試験体及びその模擬HAZ組織材を用いて、材料特性試験及びイオン照射試験を実施し、ミクロ組織及び結晶粒径が破壊靱性及び照射脆化感受性に及ぼす影響について検討を行った。また、有限要素法を用いて、圧力容器鋼溶接継手HAZにおけるHAZ組織分布及び相分率分布の可視化ツールを作成した。この結果、HAZ組織における金属組織と材料特性の相関を明確化した。さらに、粗粒化したHAZ組織の延性脆性遷移温度及びマスターカーブ法による参照温度は母材のそれらに比べて低く、HAZにおける破壊靱性は母材のそれに比べて高いこと、及び照射による硬化の影響は母材に比べて小さいことを明らかとした。
河 侑成; 高見澤 悠; 岩田 景子; 飛田 徹; 知見 康弘; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について有限要素法解析を行い、溶接入熱による熱影響部の微細構造変化を予測した。その結果に基づいてHAZから粗粒領域と細粒領域を採取し、比較のため1/4厚さ位置の母材試験片を採取してイオン照射を行った。照射前後HAZにおいては母材より照射による硬化量が大きい傾向を示した。また、微細粒領域の場合、位置によって硬化量の変化が異なる結果が得られた。
山田 進; 沼田 良明*; 佐藤 朋樹*; 飛田 康弘*; Wei, S.*
no journal, ,
本発表では、令和3年6月より開始した「廃炉・汚染水対策事業費補助金事業(原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル技術の開発))」に基づいて実施した、複数の観測点で計測した線量から放射線源の分布を推定する方法について発表する。これまでに、単純な建屋モデルに対して線源逆推定を行う際のLASSOの有効性については確認できたが、実際の建屋内の規模は大きく、かつ、複雑である。このようなケースに対処するためには、逆推定の計算で必要になる線形演算等を高速化・最適化するだけでなく、LASSOの実行の際に必要になるデータ(寄与行列)の作成に要する計算も高速化(簡略化)する必要がある。本講演では、大規模な建屋内での逆推定解析に係るLASSOの有効性の評価を行うとともに、寄与行列の作成を含めた高速計算のための手法について報告する。
宮村 浩子; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 町田 昌彦
no journal, ,
高強度線源下で環境改善作業をする際の、作業者の安全性や作業の効率化を実現するためのインタラクティブ可視化エンジンを、MRデバイス上に開発する。線源逆推定の後、シミュレーションにより空間線量率の3次元分布が得られる。得られた空間線量率の3次元分布を廃炉作業者の環境把握に資するためには、可視化手法によって提示する必要がある。当該課題に対し、最新のMRデバイスを活用することで現実空間上に仮想可視化プリミティブを配置し、廃炉作業者の作業を支援する。本発表では、没入感、インタラクティブな操作、遠隔指示者との情報共有等の特長を含めたMRデバイス可視化エンジンの成果の概要と今後の方向性について報告する。
町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 沼田 良明*; 佐藤 朋樹*; 飛田 康弘*; 吉田 亨*; 柳 秀明*; 古立 直也*; et al.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(以下「1F」)における燃料デブリ取り出し作業の本格的な実施に先立ち、線量率の高い原子炉建屋(以下「R/B」)内でのアクセスルート構築を、安全,効率的に行うための環境改善が必要であり、このための除染・遮へい戦略の検討をサイバー空間上で柔軟に実施できるシステムの開発を実施している。本報告では、上記システムの中核を成す、線源逆推定・線量率推定・可視化を担当する各エンジンの役割や研究開発計画とその進捗について報告する。
宮村 浩子; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 岩田 亜矢子*; 町田 昌彦
no journal, ,
廃炉作業を実施する作業員の安全性と作業の効率化を実現するためには、XRデバイスを用いた廃炉作業サポートシステムが有効と考え、そのプロトタイプを提案している。本発表では、サイバー空間内でアバタを用い、廃炉作業によって受ける被ばく量を動作履歴から評価する機能を追加したので、その概要について報告する。本機能により、作業者の被ばく量を考慮した作業計画が可能になる。
