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システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11
JAEA-Evaluation-2021-001.pdf:1.66MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12
JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB
システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。
平成29年度)安全研究・防災支援部門 安全研究センター
JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB
日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。
實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12
被引用回数：160 パーセンタイル：99.28(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。
塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦
Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00
照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。
Von-Moellendorff, U.*; 前川 藤夫; Giese, H.*; Wilson, P. P. H.*
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.919 - 924, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：32.52(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)ではリチウムターゲットに40MeV重陽子を入射することによりD-T中性子源とは異なる中性子場が形成され、その中で15MeV以上の高エネルギー中性子は全体の15%に及ぶと予想されている。これにより、D-T中性子場では起こり得なかった多数の反応チャンネルが新たに開く。一方、現在ロシアでは150MeVまでの高エネルギー放射化断面積ファイル(IEAF)の評価が行われている。IEAFの断面積の精度を調べるために、ドイツ・カールスルーエ研究所のd-Li中性子源を用いて放射化実験を行った。核融合炉の構造材であるステンレス鋼316、F82H、純バナジウム及びバナジウム合金をd-Li中性子場において照射し、誘導放射能を測定した。解析をALARA放射化計算コードとIEAFを用いて行い、実験及び解析結果の比較からIEAFに含まれている放射化断面積の精度を実験的にテストした。
関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*
Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11
核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-049, 101 Pages, 1997/12
JAERI-Data-Code-97-049.pdf:2.36MB
本報告書は放射性物質輸送容器の落下や衝突解析に必要な材料の衝撃特性データ、ならびに応力解析に必要なデータのライブラリー及びその図形処理プログラムIMPACLIBについてまとめたものである。データライブラリーに含まれる材料の種類は、輸送容器の主要構成材料である構造用鋼、ステンレス鋼、鉛及び木材である。材料データの種類は熱膨張率、縦弾性係数、横弾性係数、ポアソン比及び応力-ひずみ特性である。IMPACLIBの主要な特徴は次の通りである。(1)データは温度の関数あるいは、ひずみ測度の関数として与えられている。(2)応力-ひずみ特性に関して13種類の近似式で整理できる。(3)データは図表で表示できる。(4)大型計算機ワークステーション、パーソナルコンピュータのいずれによっても使用できる。
鈴木 富男; 渡辺 勝利; 新藤 雅美
JAERI-Research 95-088, 16 Pages, 1996/01
JAERI-Research-95-088.pdf:1.07MB
酸化物分散強化型(ODS)合金の高性能高温ガス炉及び熱利用系の高温構造物用材料への適応性を検討するため、高温ガス炉近似ヘリウム雰囲気及び大気中でFe-Cr-Al-Y
O
系ODS合金の酸化試験をハステロイXR及びNi-Cr-W系耐熱合金とともに実施した。その結果、ODS合金はYOが分散したAl主体の酸化膜の形成により、高温ガス炉近似ヘリウム雰囲気及び大気中で優れた特性を示すことを明らかにした。さらに、ハステロイXRとNi-Cr-W系耐熱合金の酸化挙動についても比較検討した。
中嶋 秀夫
溶接学会誌, 64(3), p.168 - 171, 1995/00
原研では、核融合炉用超電導磁石のための構造材料として、4Kで1200MPa以上の耐力および200MPa√m以上の破壊靱性値を有する新しいステンレス鋼の開発に成功した。この開発及び開発された新しい材料について紹介する。
小貫 薫; 中島 隼人; 井岡 郁夫; 二川 正敏; 清水 三郎
JAERI-Review 94-006, 53 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-006.pdf:1.52MB
熱化学水素製造法ISプロセスに関して、原研及び各国の研究機関で進められてきた研究開発の成果をとりまとめた。これまでに、要素反応及び生成物分離方法の研究から、いくつかの実行可能なプロセス条件が見い出されている。それらの知見にもとづいたプロセスフローシートの検討から、効果的な排熱回収を組み込んだ最適プロセス条件の下で40%を越える熱効率の期待できることが示された。装置材料に関して、1000時間程度の耐食試験により、腐食性の強いプロセス環境に対する市販材料の耐食性を明らかにした。現在、プロセスの全基本工程を組み込んだ実験室規模プラントの運転試験により、閉サイクル運転条件の検討を進めている。HTTR接続試験に進むために必要な研究開発について議論した。
菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.719 - 725, 1994/07
混合スペクトル炉HFIRとORRを用いた核融合炉構造材料の日米共同照射実験についてこれまでの経緯と今後の計画等について解説した。上記共同実験は、実験炉の候補材料であるオーステナイト鋼の照射挙動を明らかにし、設計に必要なデータを取得することを目的に1984年に原研-米国エネルギー省間で結ばれた研究協力の一環として実施されている。そこでは核融合炉材料の実験手段として最も有力な中性子エネルギー調整照射実験設備を利用し、これまで多くの有用な実験データを取得し、かつ新しい現象等を見出してきた。今後は実験炉より一段と要求性能が厳しい原型炉以降を対象とする候補材料の探索を目的として、低放射化フェライト鋼や低放射化高性能セラミックス材料などの照射挙動の評価を重点的に行う。
菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.697 - 703, 1994/07
核融合炉の有力な候補材料について、それらの可能性と限界について解説した。実験炉の第一候補材であるオーステナイト鋼は、一般工業材料として既に成熟しており、また照射データを含む設計に必要なデータが揃っている。しかし、照射によって延性が著しく低下するなど従来の設計コードの範囲をはみ出す現象が起ることが明らかにされており、今後材料、設計両面からの対策と検討が必要である。フェライト鋼は高温強度、照射脆化などの点で限界があるが、原型炉以降の候補材料の一つである。バナジウム合金、セラミックス複合材料や金属間化合物など先進材料はそれぞれ核融合炉材料として魅力を有しているが、依然として実験室規模の材料で将来工業材料に育てるにはかなり時間が必要である。また、どんな材料であれ照射による脆化は避けられないことから、脆性的材料を使いこなす知恵をつけることが不可欠である。
池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 中村 知夫*; 前川 洋; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*
JAERI-M 93-018, 164 Pages, 1993/02
核融合ニュートロニクスに関する原研/米国DOE共同実験計画の一環として1988年より誘導放射能実験が開始された。目的はDT中性子場での一連の核融合構造材の放射化特性を明らかにし設計に用いる計算コード及び核データの妥当性の検証を行うことにある。これまでに第2段階C、第3段階A,Bで実験が終了し、主要構造材を含む20の材料を対象として照射時間が、30分、10時間、冷却時間が10分から1週間までの崩壊
線スペクトルデータを測定した。得られた実験データを基にして、主な計算コードシステム、THIDA-2,REAC
2,DKRICF及びRACCによる実験解析を行った結果、幾つかの物質で、計算に用いた崩壊データ並びに放射化断面積の不備が示され、本実験の果たした役割の重要性が明らかとなった。本レポートは、実験手法、これまでの実験データ及び一連の解析結果を共同報告書としてまとめたものである。
高西 淳夫*; 加藤 一郎*; 久米 悦雄
JAERI-M 91-197, 42 Pages, 1991/11
日本原子力研究所では、原子力知能化システム技術の研究テーマのもとで、二足歩行ロボットの研究を行っている。これまでにヴコブラトビッチの人体モデルを用いて直進定常歩行及び発進・停止歩行の完全歩行シミュレーションを実現した。今後は、シミュレーション結果の妥当性の検証と機械モデルの機構や特性等ハードウェアに関する問題点を明らかにするために、実際のハードウェアを試作する必要があり、現在ハードウェア化を目的としたモデル開発を進めている。そのため、二足歩行ロボットの設計に関する調査を実施した。本報告書は、早稲田大学における二足歩行ロボットWL-12の設計に関する調査報告であり、定常歩行、発進、停止動作を行う二足歩行ロボットの機械モデル及び制御システムの設計について述べたものである。
幾島 毅
JAERI-M 91-060, 164 Pages, 1991/04
本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部分である構造解析に関して、使用されている安全解析法、安全解析条件、計算コード、材料データについてまとめ、解析および評価を行うために便利なようにハンドブックとしたものである。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 米澤 仲四郎; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 29(8), p.717 - 723, 1987/08
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)JMTRの定常運転時には、1次冷却水中から常に微量の放射性ヨウ素が検出されている。この放射性ヨウ素の放出源を明らかにするために、定常運転時の測定データを検討し、また主な炉心構成材料中の不純物ウランの分析を行った。放射性ヨウ素濃度は炉心のベリリウム枠の交換に伴って変動していることがわかった。炉心構成材料の分析の結果、ベリリウム中から10~42ppmbのウランが検出された。この不純物ウランからは実測値に近い濃度の放射性ヨウ素が生成することが計算により確認された。これらのことから、1次冷却水中の放射性ヨウ素は主としてベリリウム中の不純物ウランから放出されていると考えられる。
井岡 郁夫; 依田 真一
原子力工業, 33(3), p.51 - 55, 1987/03
近年多くの非破壊検査が、材料強度の評価や構造物の安全性評価のために実用化されている。現在使用されている主な非破壊検査について述べた。さらに、今後期待されるアコースティック・エミッションの応用法について、その現状を示した。また、AEを用いる場合の留意点に関しても言及した。
島本 進; 中嶋 秀夫; 吉田 清; 多田 栄介; 大金 康夫*; 小泉 興一; 押切 雅幸*
Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.32, p.23 - 32, 1986/00
超電導マグネットの構造材料と一口にいっても、いろいろな部材がある。原研は、コイル・ケース材料に要求される特性について、約3年前に示し、開発を進めている。今回は、もう少し、細部にわたる要求を示すと共に、現在まで進められた構造材料の開発研究成果についても報告する。なお、本講演は、原研の研究成果が世界に認められたことによる招待講演である。
西堂 雅博; 山田 禮司; 中村 和幸
Journal of Nuclear Materials, 102, p.97 - 118, 1981/00
被引用回数：14 パーセンタイル：82.9(Materials Science, Multidisciplinary)熱分解黒鉛、等方性黒鉛およびガラス状炭素の各炭素材料について、ヘリウムイオン衝撃による表面侵食の観察および、ヘリウム再放出挙動実験をおこなった。ヘリウムイオンのエネルギーは200keVである。熱分解黒鉛の場合、Basal面とEdge面の両方を使用した。また、それぞれの材料は、研磨した表面および研磨しない表面の2種類を用意して、表面形状効果を調べた。 熱分解黒鉛では、ヘリウムの再放出挙動と表面形状変化が非常に良く対応し、表面層のCrackや剥離に対応したヘリウムガスの破裂状の放出が観察された。一方、他の二つの炭素材料では、表面の破裂や剥離は発生しない。また、再放出曲線には、破裂状の異常放出はみられない。 表面侵食の程度および再放出挙動は、炭素材料の種類に依存するばかりでなく、その表面形状にも強く依存することが明らかとなった。
