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論文

Mictomagnetism and suppressed thermal conduction of the prototype high-entropy alloy CrMnFeCoNi

Yang, J.*; Ren, W.*; Zhao, X.*; 菊地 龍弥*; Miao, P.*; 中島 健次; Li, B.*; Zhang, Z.*

Journal of Materials Science and Technology, 99, p.55 - 60, 2022/02

物性測定と中性子散乱を組み合わせることにより、面心立方高エントロピー合金CrMnFeCoNiの磁気および熱輸送特性を調べた。DCおよびAC帯磁率は、温度領域全体で反強磁性および強磁性相互作用が共存する常磁性挙動を示し、それぞれ、常磁性から反強磁性への遷移、反強磁性から強磁性への遷移、およびスピン凍結に対応して、約80, 50、および20Kで3つの異常が見られる。電気伝導率と熱伝導率はNiに比べて大幅に低下しており、格子熱伝導率の温度依存性はガラスのようなプラトーを示す。非弾性中性子散乱測定は弱い非調和性を示唆し、熱輸送は欠陥散乱によって支配されると思われる。

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of tantalum-181 using graphite thermal column at KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: $$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co, $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, and $$^{98}$$Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて$$^{181}$$Ta(n,$$gamma$$)$$^{182m+g}$$Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5$$pm$$0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.4$$pm$$0.3 barnを支持した。また、$$^{181}$$Ta核種は、$$^{197}$$Auと$$^{98}$$Moモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。

論文

Bayesian analysis of Japanese pressurized water reactor surveillance data for irradiation embrittlement prediction

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(5), p.051502_1 - 051502_8, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

本研究では、照射脆化予測に取込むべき化学成分を特定し、原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測の不確実性を評価した。日本の加圧水型原子炉の監視試験データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた統計分析を行った。BNP法は入力データの複雑さと不確かさを考慮可能な機械学習手法である。脆化への影響が大きい入力変数の組合せを評価可能な統計的指標を導入し、中性子照射量, Cu, Ni, Si含有量の4つの変数の組合せが脆化予測に最も効果的であることを明らかにした。また、化学成分では脆化量に対してCu含有量の影響が最も大きく、Ni, Siの順番で影響が大きいことを示した。関連温度移行量($$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$)をBNP法を用いて算出した結果、計算値と実測値の残差の標準偏差は8.4$$^{circ}$$Cであり、現行の国内脆化予測法(JEAC4201-2007(2013年追補))と同等かそれ以上の予測性有していることを確認した。BNP法によって計算された$$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$の事後分布の95%確信区間(入力データの不確実性を考慮した場合にデータが存在し得る範囲)は国内脆化予測法のマージンと同等かそれよりも小さく、JEAC4201-2007(2013年追補)において、適切なマージンが設定されていることを定量的に示した。

論文

Development of local-scale high-resolution atmospheric dispersion model using Large-Eddy Simulation, 6; Introduction of detailed dose calculation method

中山 浩成; 佐藤 大樹; 永井 晴康; 寺田 宏明

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.949 - 969, 2021/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.53(Nuclear Science & Technology)

局所域高分解能大気拡散モデルLOHDIM-LESに、原子炉建屋などの建物による遮蔽効果を考慮して詳細に線量評価が行える計算手法を導入した。線量計算においては、放射線輸送計算コードPHITSにより、大気拡散モデルの計算格子ごとに地表面沈着・大気中の放射性核種から地上の評価点への線量寄与を計算して整備した応答行列のデータベースを用いた。精度検証として、六ヶ所再処理工場においてアクティブ試験により大気放出された放射性核種の局所域拡散シミュレーションを行った。敷地内のモニタリングポストにおいて得られた空間線量率と比較したところ、良好に一致することを確認した。これにより、詳細線量計算手法を導入したLOHDIM-LESは、建物影響を考慮して空気中濃度や線量を詳細に評価できることを実証した。

論文

A BWR control blade degradation observed in situ during a CLADS-MADE-02 test under Fukushima Dai-Ichi Unit 3 postulated conditions

Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1025 - 1037, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The paper summarizes the results of the control blade degradation test CLADS-MADE-02 performed in JAEA. The test focused at the beginning phase of the accident at Fukushima Dai-Ichi (1F) Unit 3. The investigation provided important data, especially on the temperature history, exhaust gas measurement and in situ video of metallic debris formation and relocation to the colder elevations under the test scenario, which reproduced oxidizing conditions during the initial phase of the 1F Unit 3 reactor heat-up. Based on the test results, some decommissioning related conclusions concerning the formation of new B-rich phases containing Cr and Fe were made.

論文

A Pseudo-material method for graphite with arbitrary porosities in Monte Carlo criticality calculations

沖田 将一朗; 長家 康展; 深谷 裕司

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.992 - 998, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The latest ENDF/B-VIII library adapted new porosity-dependent cross-section data of graphite. However, the porosity of the actual graphite does not necessarily correspond to the porosity given in the data. We have proposed a method to perform neutronic calculations at the desired porosity on the basis of the pseudo-material method. We have performed calculation benchmarks to confirm the applicability of this method for the porosity-dependent cross-sections of graphite. We have also compared the $$K_{rm eff}$$ values calculated by the pseudo-material method with the experimental values for the VHTRC. In addition, we have investigated the temperature dependance of the calculation values obtained by this method. From these results, we have concluded that this method allows us to perform the neutronic calculations in which we can reflect detailed information on the porosity of graphite.

論文

The Dependence of pool scrubbing decontamination factor on particle number density; Modeling based on bubble mass and energy balances

孫 昊旻; 柴本 泰照; 廣瀬 意育; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1048 - 1057, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

以前のわれわれのプールスクラビング実験において、入口粒子数密度の上昇に伴って除染係数(DF)が減少する結果が得られており、その理由については過去の研究を含めて明らかにされていなかった。本研究では、現象の要因を粒子表面での水蒸気の凝縮による粒子成長であると仮定し、上昇気泡内の質量とエネルギーのバランスに基づく簡易評価モデルを構築し、同モデルを用いて評価した。粒子表面での水蒸気凝縮は、凝縮による気泡内の水蒸気濃度を低下させると同時に、凝縮潜熱放出による温度上昇効果をもたらし、気泡内蒸気過飽和度を減少させ、凝縮を抑制する。本効果は粒子数濃度に依存する。評価モデルでは、気泡の上昇距離の関数として粒子の成長と慣性DFを計算し、その結果、実験で観察されたDFの傾向を再現した。

論文

Mechanical failure of high-burnup fuel rods with stress-relieved annealed and recrystallized M-MDA cladding under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA$$^{TM}$$ cladding at room and high ($$sim$$ 280$$^{circ}$$C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessel

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.

論文

JENDL/DEU-2020; Deuteron nuclear data library for design studies of accelerator-based neutron sources

中山 梓介; 岩本 修; 渡辺 幸信*; 緒方 一介*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(7), p.805 - 821, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

重陽子加速器を用いた高エネルギー中性子源の利用が様々な応用に対して提案されている。こうした中性子源の設計研究に資するため、$$^{6,7}$$Li, $$^{9}$$Be, $$^{12,13}$$Cに対する200MeVまでの重陽子核データライブラリJENDL/DEU-2020を開発した。JENDL/DEU-2020のデータの評価は、計算コードDEURACSを用いて特に中性子生成データに注意を払って行った。また、本評価に利用するに当たり、DEURACSにいくつかの改良を行った。評価データの検証はモンテカルロ輸送計算コードによるシミュレーションを通じて行った。その結果、JENDL/DEU-2020に基づくシミュレーション値は入射エネルギー200MeVまでの範囲で中性子生成に関する実験データを良く再現することが分かった。このことから、本ライブラリは多様な重陽子加速器中性子源の設計研究に大きく貢献すると期待される。

論文

Neutron capture cross sections of curium isotopes measured with ANNRI at J-PARC

川瀬 頌一郎*; 木村 敦; 原田 秀郎; 岩本 信之; 岩本 修; 中村 詔司; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(7), p.764 - 786, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross sections of $$^{244}$$Cm and $$^{246}$$Cm were measured for the neutron energy range of 1-1000 eV via the neutron time-of-flight method with ANNRI at MLF of the J-PARC. The world's most intense neutron pulses from the Japan Spallation Neutron Source enable the accurate measurement of neutron capture cross sections. Besides, single-bunched neutron pulses allow the analysis in a higher neutron energy region than the previous measurement at ANNRI. The resonance analyses were performed up to 1000 eV by using a resonance shape analysis code REFIT. The spectra of prompt gamma-rays from neutron capture reactions of $$^{244}$$Cm and $$^{246}$$Cm were also obtained, and 43 and 10 prompt gamma-ray peaks from $$^{244}$$Cm(n,$$gamma$$) and $$^{246}$$Cm(n,$$gamma$$) reactions were newly observed, respectively.

論文

Distribution of studtite and metastudtite generated on the surface of U$$_{3}$$O$$_{8}$$; Application of Raman imaging technique to uranium compound

日下 良二; 熊谷 友多; 蓬田 匠; 高野 公秀; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 秋山 大輔*; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(6), p.629 - 634, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Studtite and metastudtite are uranyl peroxides formed on nuclear fuel in water through the reaction with H$$_{2}$$O$$_{2}$$ produced by the radiolysis of water. However, it is unclear how the two types of uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of nuclear fuel. Here, we used Raman imaging technique to exemplify distribution data of the two uranyl peroxides formed on the surface of a U$$_{3}$$O$$_{8}$$ pellet through immersion in a H$$_{2}$$O$$_{2}$$ aqueous solution. As a result, we observed that studtite and metastudtite are heterogeneously distributed on the U$$_{3}$$O$$_{8}$$ surface. No clear correlation between the distributions of studtite and metastudtite was observed, suggesting that the two uranyl peroxides are independently generated on the surface of U$$_{3}$$O$$_{8}$$. We anticipate that this Raman imaging technique could reveal how these uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of the nuclear fuel debris in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants.

論文

Effect of coolant water temperature of emergency core cooling system on failure probability of reactor pressure vessel

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.

論文

Low-power proton beam extraction by the bright continuous laser using the 3-MeV negative-hydrogen linac in Japan Proton Accelerator Research Complex

武井 早憲; 堤 和昌*; 明午 伸一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(5), p.588 - 603, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

J-PARCで整備を目指している核変換物理実験施設(TEF-P)では、リニアックからの大強度負水素イオンビーム(エネルギー400MeV,出力250kW)から小出力の陽子ビーム(最大出力10W)を安定に取り出す必要がある。原子力機構では、レーザーを用いた荷電変換によるビーム取り出し法を提案し、開発を行っている。今回、3MeVの負水素イオンが加速できるJ-PARCのRFQテストスタンドのリニアックにおいて高輝度連続波レーザーを用いた荷電変換に基づくビーム取出し試験を実施した。その結果、取り出し効率が$$2.3times10^{-5}$$で出力0.57mWの長パルスビームを取り出すことに成功し、これらの実験値は理論的な予測値と良く一致した。

論文

Density functional modeling of Am$$^{3+}$$/Eu$$^{3+}$$ selectivity with diethylenetriaminepentaacetic acid and its bisamide chelates.

金子 政志; 佐々木 祐二; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(5), p.515 - 526, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイドの分離変換技術開発で重要であるAm$$^{3+}$$とEu$$^{3+}$$の金属イオン選択性を理解することを目的として、密度汎関数計算をジエチレントリアミン五酢酸(DTPA)及びそのビスアミド(DTPABA)キレート配位子との金属錯体の分子構造及び錯生成反応のモデル化に適用した。構造最適化計算により得られたDTPA及びDTPABAの錯体構造は、既に報告されている単結晶構造を再現した。錯生成反応におけるギブズエネルギー解析の結果、どちらのキレート配位子ともEu$$^{3+}$$イオンよりAm$$^{3+}$$イオンと安定な錯体を生成することが示され、実験結果のAm$$^{3+}$$/Eu$$^{3+}$$選択性と一致した。金属イオンと配位子との化学結合解析の結果、Am$$^{3+}$$の5f軌道とDTPA及びDTPABAの窒素ドナー原子との強い共有結合が、高いAm$$^{3+}$$選択性が発現した一因であることが示唆された。

論文

Comparison of the observed Fukushima Dai-ichi Unit 2 debris with simulated debris from the CLADS-MADE-01 control blade degradation test

Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.416 - 425, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The paper describes the attempt of comparison of the simulated test CLADS-MADE-01 debris with the observed in the Unit 2. Similarities between them allowed to make conclusions on their possible source. During the test under postulated 1F Unit 2 simulated conditions a complex behaviour of the test sample with formation of mostly three types of debris was observed. A possible mechanism of stone-like debris formation in 1F case is discussed. The results of this paper broaden our understanding of the metallic debris properties after core degradation for a special case of steam-starved conditions at 1F Unit 2.

論文

Leaching behavior of radionuclides from samples prepared from spent fuel rod comparable to core debris in the 1F NPS

大西 貴士; 前田 宏治; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.383 - 398, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

To investigate the leaching behavior of radioactive nuclides in leaching samples comparable to core debris (partially molten ZrO$$_{2}$$/UO$$_{2}$$ between fuel rods) in 1F NPS, the concentration of radionuclides in the leaching solution was measured. Leaching behaviors of actinides (U, Pu, Np) and Cs from the samples were similar to those from spent fuel. Leaching of U and Pu depends on pH in the cooling water of the core debris as predicted from the present thermodynamic database. While, if Mo and Tc are surrounded by zircaloy in the core debris, their leaching amount may become higher by one order of magnitude than those from spent fuel.

論文

Transfer of $$^{137}$$Cs to web-building spiders, ${it Nephila clavata}$, and its pathways; A Preliminary study using stable carbon and nitrogen isotope analyses

田中 草太; 柿沼 穂垂*; 足達 太郎*; 安藤 麻里子; 小嵐 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.507 - 514, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

捕食性のクモは、陸域と水域が繋がる森林生態系において、生食連鎖と腐食連鎖の双方から餌資源を得るため、彼らへの$$^{137}$$Csの移行経路を理解することは、環境中の$$^{137}$$Csの長期的挙動を評価するために役立つ。本研究では、福島第一原子力発電所事故後、約6.5年の森林内と河川沿いでクモを採集し、$$^{137}$$Csのクモへの移行を移行係数(T$$_{ag}$$)として定量した。また、$$^{137}$$Csのクモへの移行経路を推定するために、安定炭素・窒素同位体($$delta$$$$^{13}$$C, $$delta$$$$^{15}$$N)分析を実施した。

論文

Stochastic estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using Bayesian inference

杉山 大輔*; 中林 亮*; 田中 真悟*; 駒 義和; 高畠 容子

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.493 - 506, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

A modeling calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the Fukushima Daiichi nuclear power station has been upgraded by introducing an approach using Bayesian inference. The developed stochastic method describes the credible interval of the regression curve for the log-normal distribution of the measured transport ratio, which is used to calibrate the radionuclide transport parameters included in the modeling calculation. Consequently, the method can predict the robability distribution of the radionuclide composition in the Fukushima Daiichi wastes. The notable feature of the developed method is that it can explicitly investigate the improvement in the accuracy and confidence (degree of belief) of the estimation of the waste inventory using Bayesian inference. Specifically, the developed method can update and improve the degree of belief of the estimation of the radionuclide composition by visualizing the reduction in the width of uncertainty in the radionuclide transport parameters in the modeling calculation in accordance with the accumulation of analytically measured data. Further investigation is expected to improve the credibility of waste inventory estimation through iteration between modeling calculations and analytical measurements and to reduce excessive conservativeness in the estimated waste inventory dataset.

論文

Experimental evaluation of Sr and Ba distribution in ex-vessel debris under a temperature gradient

須藤 彩子; 佐藤 拓未; 多木 寛; 高野 公秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.473 - 481, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ex-vessel debrisから冷却水へのSrおよびBa溶出挙動の把握は、福島第一原子力発電所における二次的ソースターム評価のため重要である。このメカニズムを理解するためには、ex-vessel debris中のSrおよびBaの分布状態に関する知見が必要となる。模擬コリウムとコンクリートの反応試験の結果、凝固したサンプル中に二層構造((A)上部表面領域のケイ酸ガラス相(((Si,Al,Ca,Fe,Zr,Cr,U,Sr,Ba)-O)リッチ層、(B)内部領域の(U,Zr)O$$_{2}$$相リッチ層)が観測された。SrおよびBaは(A)層に濃集した。((B)層の約1.7倍)熱力学解析により、(U,Zr)O$$_{2}$$相が、コンクリートを主成分とする液相中で2177$$^{circ}$$C付近で凝固することが予測された。その後、残りの液相がケイ酸ガラスとして凝固し、SrおよびBaはケイ酸ガラス相に優先的に溶け込むことがわかった。試験中、(U,Zr)O$$_{2}$$粒子はその高い密度により液相中で下方に沈み、ケイ酸ガラス相は表面層で凝固したことが考えられる。一方、SrおよびBaを含むケイ酸ガラスは水に溶けにくく、化学的に安定していることが予測される。

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