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阿久澤 禎*; Kim, S.-Y.*; 久保田 真彦*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(12), p.5851 - 5858, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)In this work, we have examined Ln(III) and MA(III) separation conditions by the extraction chromatography using HONTA adsorbent to decide the Ln(III)/MA(III) separation process fow. From the research results, we found the simulated element of Am(III) for HONTA adsorbent and the conditions to use it. In addition, Ln(III) and Am(III) (simulated element) separation experiments were carried out using the HONTA adsorbent packed column, we have determined the column separation conditions for Am(III) such as order of fow solution and fow rate.
石垣 将宏*; 廣瀬 意育; 安部 諭; 永井 亨*; 渡辺 正*
Fluids (Internet), 7(7), p.237_1 - 237_18, 2022/07
To estimate thermal flow in a nuclear reactor during an accident, it is important to improve the accuracy of computational fluid dynamics simulation. Temperature and flow velocity are not homogeneous and have large variations in a reactor containment vessel because of its very large volume. In addition, Kelm et al (2016) pointed out that the influence of variations of initial and boundary conditions was important. Therefore, it is necessary to set the initial and boundary conditions taking into account the variations of these physical quantities. However, it is a difficult subject to set such complicated initial and boundary conditions. Then, we can obtain realistic initial and boundary conditions by the data assimilation technique, and we can improve the accuracy of the simulation result. In this study, we applied the data assimilation by local ensemble transform Kalman filter (Hunt et al., 2007) to the simulation of natural convection behavior in density stratification, and we performed a twin model experiment. We succeeded in the estimation of the flow fields and improving the simulation accuracy by the data assimilation, even if we applied the boundary condition with error for the true condition.
X rays奥村 拓馬*; 東 俊行*; Bennet, D. A.*; Caradonna, P.*; Chiu, I. H.*; Doriese, W. B.*; Durkin, M. S.*; Fowler, J. W.*; Gard, J. D.*; 橋本 直; et al.
Physical Review Letters, 127(5), p.053001_1 - 053001_7, 2021/07
被引用回数：3 パーセンタイル：45.66(Physics, Multidisciplinary)超伝導遷移エッジ型センサーマイクロカロリメーターを用いて、鉄のミュー原子から放出される電子X線を観測した。FWHMでの5.2eVのエネルギー分解能により、電子特性
および
X線の非対称の広いプロファイルを約6keVの超衛星線線とともに観察することができた。このスペクトルは、電子のサイドフィードを伴う、負ミュオンと
殻電子による核電荷の時間依存スクリーニングを反映している。シミュレーションによると、このデータは電子殻および殻の正孔生成と、ミュオンカスケードプロセス中のそれらの時間発展を明確に示している。
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.
渡辺 正*; 勝山 仁哉; 真野 晃宏
International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(11), p.516 - 519, 2019/10
冷却材の漏えいは冷却材喪失事故が発生する前に検出できることから、破断前漏えいの観点から、原子炉機器における貫通亀裂からの冷却材の漏えい量を精度よく推定することは安全上重要である。本研究では、2つの代表的な非均質臨界流量評価モデル(Henry-FauskeモデルとRansom-Trappモデル)を用いて、システム解析コードにより得られた2相流の臨界漏えい量の計算結果を比較した。その結果、Henry-Fauskeモデルを用いた場合、亀裂内で圧力の低下と蒸気生成が起きるため、漏えい量が大きく評価されることが分かった。これは、漏えい量は構造物の温度の影響を受けないものの、亀裂表面の粗さの影響を大きく受けること示唆した結果である。
勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Lu, K.; 渡辺 正*; Li, Y.
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07
加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)において、非常用炉心冷却系(ECCS)の冷却材の温度が加圧熱衝撃(PTS)事象時のRPVの構造健全性に影響する可能性がある。PTS事象時の熱衝撃の影響を低減することを目的とした緩和措置として、ECCSの冷却水温度を上げることに着目し、国内の代表的な高経年化したPWRプラントを対象に、システム解析コードRELAP5及び確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4を用いた熱水力解析及びPFM解析を実施した。その結果、高圧注入系と低圧注入系(HPI/LPI)の冷却水温度のみを上昇させた場合には破損確率の低減に効果はない。一方、HPI/LPI及び蓄圧系の冷却水温度を上昇させた場合にはRPVの破損確率が大きく低減することを示した。
勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.
Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12
被引用回数：2 パーセンタイル：14.9(Engineering, Mechanical)加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。
石垣 将宏; 渡辺 正*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
2011年にOECD/ROSA-2プロジェクトの一環として自然循環実験を行った。事故時において蒸気発生器(SG)の2次側の冷却材を喪失した場合、異常側SGにおける循環が停止する可能性がある。実験では片側SGの2次側を空にし、健全側SGの2次側を階段状に減圧した際の自然循環挙動の計測を行った。本研究ではこのLSTFによる自然循環実験をTRACEコードにより解析を実施した。解析の結果、健全側ループの循環流量は実験よりもわずかに過小評価し、異常側ループの流量を過大評価した。さらに冷却率に対する自然循環挙動の感度解析も実施した。
渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
LSTF及びPWRプラントに対する5%コールドレグ破断による冷却材喪失事故について、これらを対象とした解析モデルを整備し、RELAP5/MOD3.3コードを用いて解析を行った。臨界流モデルの放出係数は、LSTFに対する実験と解析の圧力過渡が一致するよう決定し、PWR解析にも適用した。その結果、解析結果は、LSTF実験に対する熱水力学的挙動をよく再現できることを示した。しかしながら、ループシールよる炉心における差圧の減少やループ流速は過小評価された。また、LSTF実験に対する解析ではボイルオフ中における炉心の加熱時間は長いものの、LSTFとPWRプラント間ではそれらはよく一致することから、スケーリング効果は小さいことも明らかとなった。
谷 教夫; 渡辺 泰広; 發知 英明; 原田 寛之; 山本 昌亘; 金正 倫計; 五十嵐 進*; 佐藤 洋一*; 白形 政司*; 小関 忠*
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.708 - 711, 2016/11
J-PARC加速器の大強度化を進めるために、3GeV RCSの加速エネルギーを現在の3GeVから3.4GeVに増強する案が検討されている。そのため、3.4GeVを目指したRCS電磁石の検討が行われた。空間電荷効果の影響でRCSからの3GeV 1MWビームでは、MRの入射部でのビームロスが5%と大きい。入射ビームを3.4GeVにすると、ビームロスが1%程度となり、MRで1MWビームの受け入れが可能となる。四極電磁石の検討では、磁場測定データを基に評価が行われた。四極電磁石は、3.4GeVでも電源の最大定格値を超えないことから、電磁石・電源共に対応可能であることがわかった。しかし、偏向電磁石は、3次元磁場解析データから、3.4GeVでは飽和特性が5%以上悪くなった。電源についても、直流及び交流電源の最大定格が現電源と比べて15%及び6.2%超えており、現システムでは難しいことがわかった。このため、偏向電磁石については、既存の建屋に収まることを前提として、電磁石の再設計を行った。その結果、電源は直流電源の改造と交流電源の交換で実現可能となることがわかった。本論文では、RCS電磁石の出射エネルギー増強における検討内容及びその結果見えてきた課題について報告する。
宇野 隼平; 勝山 仁哉; 渡辺 正*; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
加圧熱衝撃(PTS)事象中の加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価には、冷却水の熱履歴及び冷却水とRPVの間の熱伝達係数が重要な影響因子である。これらの値は、現状の評価方法では、一次元のPTS事象の熱水力(TH)シミュレーション及びJackson-Fewsterの相関式により決定されている。その後、得られた値を用いた構造解析を行うことで、RPVの構造健全性に関する荷重条件が評価される。近年では、RPVの構造健全性のより精度のよい評価手法として、3次元のTH及び構造解析が可能になってきた。本研究では、PTS事象時の構造健全性に必要となる荷重条件を評価するため、コールドレグ、ダウンカマー及びRPVを模擬した3次元モデルを用いたTH解析を実施した。また、この結果を使用し、肉盛溶接及び溶接後熱処理による残留応力を考慮することで、構造解析により荷重条件を評価した。これらの解析により、RPVの原子炉炉心領域における三次元的な荷重条件の分布及び履歴が得られた。そして、PTS事象における現行の評価手法による荷重条件との比較を行うことにより、現行の評価手法の保守性を議論した。
冨澤 宏光*; 佐藤 尭洋*; 小川 奏*; 渡川 和晃*; 田中 隆次*; 原 徹*; 矢橋 牧名*; 田中 均*; 石川 哲也*; 富樫 格*; et al.
High Power Laser Science and Engineering, 3, p.e14_1 - e14_10, 2015/04
被引用回数：6 パーセンタイル：36.7(Optics)自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域(波長61.2nm)のシードFEL光の発生に成功した。しかしながら、外部からのコヒーレント光をシード光として用いる場合、電子バンチとシード光のタイミングドリフトにより、シードFEL光の出力ゆらぎが大きくなり、発生頻度も減少する問題がある。この問題点を解決するために、電気光学(Electro-Optic: EO)効果を利用したタイミングモニターを開発し、FEL装置の診断セクションに導入した。これにより、シードFEL光(波長61.2nm)の発生頻度が約0.3%から約25%に向上し、最大出力20
Jが得られた。また、検討中の水の窓領域でのシードFELについても報告する。
勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 渡辺 正*; 西山 裕孝
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
本研究では、加圧熱衝撃(PTS)時の原子炉圧力容器(RPV)の荷重条件をより正確に評価するため、コールドレグ,ダウンカマー及びRPVの三次元モデルを作成し、熱水力解析及び熱構造解析を行った。これらにより、PTSに対する健全性評価で想定する軸方向き裂における周方向応力分布の時刻歴を求めた。この応力分布について、現行のRPVの健全性評価に係る国内規格の評価方法により得られる結果と比較を行った。
竹田 武司; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫
NEA/CSNI/R(2013)8/PART2 (Internet), p.173 - 183, 2013/12
PWRの低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行い、ループシールクリアリングの前に高速の蒸気流に起因した気液対向流制限(CCFL)により上部プレナム、蒸気発生器の伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、炉心露出が実験より遅く生じたため、燃料被覆管表面温度を過小予測した。実験分析と実験後解析の結果に基づいて、炉心水位挙動や燃料被覆管表面温度に影響を及ぼす重要現象と関与するパラメータを抽出した。実験後解析の条件をBase Caseとして、熱水力最適評価手法の不確かさ要因を調べるための感度解析を行い、安全余裕の評価に際して考慮が必要なパラメータとして、炉心出口でのWallis型CCFL相関式の係数Cや炉心内気液相間摩擦は燃料被覆管表面温度に対する影響が大きいことを確認した。
佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 大和田 成起*; 山内 薫*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; 富樫 格*; 深見 健司*; et al.
Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 46(16), p.164006_1 - 164006_6, 2013/08
被引用回数：3 パーセンタイル：19.96(Optics)自由電子レーザー(FEL)は、自己増幅自発放射方式を用いているため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のない極端紫外領域のシード型FELの研究開発を進めている。高次高調波を発生させるドライブレーザーである高出力フェムト秒・チタンサファイアCPAレーザーシステムは、これまで原子力機構で培ったレーザー技術を設計に活かし、レーザーシステムの構築を行った。そして、このドライブレーザーをXeガス中に集光して得られる13次高調波(波長61.7nm)、15次高調波(波長53.4nm)をシード光としてFELへインジェクションし、極端紫外領域でシード型FEL(波長61.2nm)の発振に世界で初めて成功した。また、シードFEL光のコントラスト比についても検討した。この結果について発表する。
小川 奏*; 佐藤 尭洋*; 松原 伸一*; 岡安 雄一*; 富樫 格*; 渡部 貴宏*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; et al.
Proceedings of 10th Conference on Lasers and Electro-Optics Pacific Rim and 18th OptoElectronics and Communications Conference and Photonics in Switching 2013 (CLEO-PR & OECC/PS 2013) (USB Flash Drive), 2 Pages, 2013/06
自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域(波長61.5nm)のシードFEL光の発生に成功した。しかしながら、外部からのコヒーレント光をシード光として用いる場合、電子バンチとシード光のタイミングドリフトにより、シードFEL光の出力ゆらぎが大きくなり、発生頻度も減少する問題がある。この問題点を解決するために、電気光学(Electro-Optic: EO)効果を利用したタイミングモニターを開発し、FEL装置の診断セクションに導入した。これにより、シードFEL光(波長61.2nm)の発生頻度が約0.3%から約24%に向上し、最大出力20Jが得られた。この結果について発表する。
富樫 格*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; 佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 大和田 成起*; 山内 薫*; 原 徹*; et al.
Proceedings of Ultrafast Optics IX (CD-ROM), 2 Pages, 2013/03
自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域のシード型自由電子レーザーの研究開発を進めている。高次高調波を発生させるドライブレーザーである高出力フェムト秒・チタンサファイアCPAレーザーシステムは、これまで原子力機構で培ったレーザー技術を設計に活かし、レーザーシステムの構築を行った。そして、このドライブレーザーをXeガス中に集光して得られる13次高調波(波長61.2nm)をシード光としてFELへインジェクションし、極端紫外領域でシード型FEL(波長61.2nm)の発振に世界で初めて成功した。高次高調波のシーディングによりSASE方式特有のスパイク構造がなくなり、スムーズなスペクトルが得られた。
木野 千晶; 渡辺 正*; 西田 明美; 武宮 博
日本機械学会論文集,B, 78(796), p.2113 - 2126, 2012/12
流力振動現象のメカニズムに関する科学的知見を得るため、強制振動下における円柱周辺の流動解析を実施した。流体・構造連成手法としてはimmersed boundary法を用い、計算条件として換算流速において0から10の範囲を設定した。本解析を通じて、第一励振域においては、円柱後方に高圧領域が接触することから円柱に負の抗力が発生する瞬間が生じ、この負の抗力が流れ方向振動の励振力になることを示した。また、第二励振域においては時間平均された揚力が0に一致しない円柱振動条件が存在し、この現象が流れ垂直方向振動の励振力になることを示した。
竹田 武司; 渡辺 正; 中村 秀夫
Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/09
Effectiveness of SG depressurization as accident management measure for long-term core cooling in case of PWR 0.2% PV bottom small-break LOCA was investigated by a ROSA/LSTF experiment and parameter analyses with RELAP5/MOD3.2.1.2 code under total failure of HPI system. In the LSTF experiment, the primary depressurization rate of 55 K/h at both SGs and auxiliary feedwater (AFW) injection for 30 min resulted in rather slow primary depressurization due to non-condensable gas inflow. Core temperature excursion took place due to boil-off before actuation of LPI system. The LSTF experiment was analyzed to minimize the discrepancy in the calculated results from the test observations. A fast primary depressurization by fully opening SG relief valves would result in later core uncovery than in the 55 K/h rate case due to smaller loss rate of the primary coolant. Continuous AFW injection would be necessary for long-term core cooling by the LPI actuation without core heatup.
石垣 将宏; 渡辺 正; 中村 秀夫
Proceedings of OECD/NEA and IAEA Workshop on Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes in Nuclear Reactor Technology (CFD4NRS-4) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/09
本研究では、Super Moby Dickノズル(収縮-拡大ノズル)内における相変化を伴う二相臨界流をCFDコードFLUENTにより解析した。質量流量,圧力,ボイド率の計算結果を実験結果と比較することにより解析コードの性能評価を行った。相変化のシミュレーションを行うため、蒸発・凝縮モデルとともにキャビテーションモデルを適用した。管の軸方向の圧力差が小さい場合、質量流量の計算結果は実験結果とよく一致した。一方、圧力差が大きい場合、質量流量を過小評価した。また、壁からの発泡の効果を導入することにより、質量流量の計算結果が大きく改善されることがわかった。
