放射光X線と中性子を相補的に用いた小口径突合せ溶接配管の実応力解析

鈴木 賢治*; 三浦 靖史*; 城 鮎美*; 豊川 秀訓*; 佐治 超爾*; 菖蒲 敬久; 諸岡 聡

材料, 72(4), p.316 - 323, 2023/04

https://doi.org/10.2472/jsms.72.316

Residual stresses in small-bore butt-welded pipe of austenitic stainless steel have never been measured. It is difficult to obtain a detailed residual stress map of the root welded part, because the gauge volume in neutron diffraction is large. The stress evaluation of the welded part by synchrotron X-rays was also difficult due to the dendritic structure. In this study, a double exposure method (DEM) with high-energy synchrotron X-rays was applied to measuring the details of the residual stress of the welded part, and we succeeded in obtaining the detailed axial and radius stress maps of the root welded part of the plate cut from the welded pipe, though the stress map was under the plane stress condition. The hoop stress map of the butt-welded pipe was obtained using the strain scanning method with neutrons under the triaxial stress state. The axial and radius stress maps under triaxial stress state were made up using the complementary use of the synchrotron X-ray and neutron. As a result, the detailed stress maps of the root welded part of the butt-welded pipe were obtained. The obtained map sufficiently explained the initiation and propagation of SCC.

Progress in conceptual design of a pool-type sodium-cooled fast reactor in Japan

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04

プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。

過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 木更津工業高等専門学校*

JAEA-Review 2021-043, 135 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-043.pdf:5.39MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の炉内および建屋内は事故の影響で非常に高い放射線環境となっており、1F現場作業状況のニーズを踏まえた上で、放射線測定技術の開発が求められている。本研究では、太陽電池素子による線量測定技術を基盤とした画期的な放射線計測システムの実用化に向けた開発を行い、太陽電池型線量計は、炉心付近の高線量率下での線量評価、非電源化・超小型軽量化、および高い耐放射線性を達成可能であることを明らかにした。

Mutual separation of Ln and An using TODGA and DTBA with high organic acid concentrations

佐々木 祐二; 金子 政志; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Solvent Extraction and Ion Exchange, 40(6), p.620 - 640, 2022/00

https://doi.org/10.1080/07366299.2021.2024650

イオン半径の酷似する3価Ln, An分離は今でも挑戦的な研究である。ここでは、TODGAとDTBA(ジエチレントリアミントリ酢酸ジアミド)を使っての相互分離を検討した。過去の結果から我々はより安定な分離条件設定と高い分離性能を得ることを目的とした。希硝酸、DTBA濃度とpH緩衝液の乳酸を使ってpH条件を安定化した。その結果、有機相には97.1% Ndと1.59% Amを、及び水相には98.4% Amと2.95%のNdを分離回収できることを確認した。

Mass spectrum and strong decays of tetraquark states

Wang, G.-J.*; Meng, L.*; Xiao, L.-Y.*; 岡 眞; Zhu, S.-L.*

European Physical Journal C, 81(2), p.188_1 - 188_12, 2021/02

https://doi.org/10.1140/epjc/s10052-021-08978-0

クォーク模型を用いて、S波のテトラクォーク状態の質量を計算し、さらにチャネルへの崩壊幅の計算を行った。これらは、最近LHCbで報告されている状態の理解につながる。また、対応するの状態として、を予言した。この状態が実験的に見つかることで、この模型が実証されてインパクトが大きい。

Density stratification breakup by a vertical jet; Experimental and numerical investigation on the effect of dynamic change of turbulent Schmidt number

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110785

The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1742812

Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.

レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低いストロンチウム90の迅速分析技術開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-027, 70 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-027.pdf:5.18MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低いストロンチウム90の迅速分析技術開発」について取りまとめたものである。本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で環境中に放出された主要な難測定核種の一つであるストロンチウム90を、半導体レーザーを用いた共鳴イオン化により元素かつ同位体選択的にイオン化する手法に着目し、特に海洋試料等のストロンチウム安定同位体濃度が高い実試料を対象としたストロンチウム90の迅速分析技術を開発する。

Mutual separation of trivalent lanthanide and actinides by hydrophilic and lipophilic multidentate diamides

佐々木 祐二; 森田 圭介

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.27 - 32, 2018/12

https://doi.org/10.15669/pnst.5.27

アクチノイド(An)とランタノイド(Ln)の相互分離はマトリックスLnの除去、放射能量や発熱量の削減などの点で重要とされている。加えて、Am/Cm分離も発熱量や放出中性子量の削減などのために重要とされている。しかしながら、これら元素の相互分離は極めて困難である。そこで、我々は疎水性と水溶性のジアミド化合物やアミノポリ酢酸を用いての相互分離を検討した。結果として、3座ジアミドのTODGAとアミノポリ酢酸の一つであるDTPAを用いて、pH1.8の条件で、Nd/Am分離比が10程度であること、及びDGA化合物と4座配位性ジアミドのDOODA化合物を用いて、Am/Cm分離比が3を超えることを確認した。

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2014年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 桑原 和道; 高山 裕介

JAEA-Research 2015-025, 31 Pages, 2016/03

JAEA-Research-2015-025.pdf:13.0MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分坑道の力学的安定性は、建設・操業時から坑道埋戻し後の数千年数万年という長期にわたって要求される。時間依存的挙動を示す岩石や岩盤の長期的な挙動を把握することは重要な課題である。一方で、岩石中の地下水の化学的な反応も長期挙動に影響を及ぼすことが明らかになった。この力学と化学の連成現象にも影響を及ぼすマイクロクラックの評価については、研究坑道を利用した調査研究段階(第3段階)においては、重点的に取組むべき課題でもある。平成27年度は、昨年度に引き続き、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行った。実験は万成花崗岩を用い、水中でヘッドウェーブを、空気中でレーザー振動計を用いて表面波の計測を行った。一方、数値シミュレーションでは、FDTD法(時間領域差分法)による弾性波の伝播散乱解析を実施した。シミュレーションの予想と実験結果に有意な差があり、この原因として、マイクロクラックおよび造岩鉱物の結晶異方性の影響が考えられる。そのため、これらの2点の影響について更に検討を行う必要があることが明らかとなった。