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論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

アクチノイドの溶液内複合反応研究と微少量分析法開発

大内 和希

放射化学, (49), p.3 - 7, 2024/03

本記事では、溶液内反応の基礎研究として、ウランの酸化状態の変化に伴う析出反応の解明とイオン液体-有機混合溶媒中のウラン(IV)塩化物の電気化学的挙動について紹介する。また、微少量試料の定量分析法への応用的研究として、マイクロ化学チップやポリアクリルアミドゲル電気泳動を用いるアクチノイドの分離手法の開発について紹介する。

論文

Contrast dependence of scattering profiles for poly(ethylene glycol) in water; Investigation by small-angle neutron scattering with $$^{3}$$He spin filter and small-angle X-ray scattering

領木 研之*; 渡部 史*; 奥平 琢也*; 高橋 慎吾*; 奥 隆之; 廣井 孝介; 元川 竜平; 中村 洋*

Journal of Chemical Physics, 160(11), p.114907_1 - 114907_9, 2024/03

Small-angle neutron scattering (SANS) and small-angle X-ray scattering (SAXS) measurements were performed for deuterated and non-deuterated poly(ethylene glycol) (d-PEG and h-PEG, respectively) in D$$_{2}$$O and a D$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O mixed solvent (Mix) to compere the scattering profiles. To determine the coherent scattering intensity of SANS, a $$^{3}$$He spin filter was utilized. The scattering profiles determined by SANS measurements were analyzed in terms of the wormlike chain model with touched beads along the contour of the chain. However, the SAXS profiles were not explained by the same model with uniform beads but with beads each consisting of a core and a shell having different electron densities. To explore the chain thickness determined form the SANS profile, scattering intensities for different combinations of d-PEG/D$$_{2}$$O, d-PEG/Mix, h-PEG/D$$_{2}$$O, and h-PEG/Mix were also examined.

論文

衝撃波を伴う気液二相流を対象とした保存則を満たすghost fluid法の開発

神谷 朋宏; 吉田 啓之

衝撃波シンポジウム講演論文集(インターネット), 7 Pages, 2024/03

これまで、原子力発電所において事故時に発生することが懸念される蒸気爆発をシミュレーションするため、保存則を満たすghost fluid法を開発してきた。開発手法では、バルク領域が高次精度で離散化される一方で、界面影響領域が一次精度の空間近似で解析されており、一貫したアルゴリズムとなっていなかった。そこで、仮想流体の取得方法を修正し、界面影響領域に対しても高次精度の近似手法を適用できるより包括的なアルゴリズムを提案した。本発表では、アルゴリズムを概説するとともに、数値テスト結果について報告する。

論文

Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 6; Resilience improvements of fast reactors by failure mitigation for excessive earthquake

山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓; 栗坂 健一

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 11 Pages, 2024/03

本研究では、FINAS/STARコードを用いて課題に対する次原子炉容器の動的構造解析を実施し、象足型座屈を示すとともに、累積疲労損傷和を計算した。その結果を用いて、本論文では安全係数法を用いてフラジリティ曲線を描き、既往評価結果に比べて有意に改善することを示した。

論文

Failure probability evaluation for steam generator tubes with wall-thinning

山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

加圧水型原子炉の重要機器の構成要素である蒸気発生器(SG)伝熱管では、経年劣化による局部減肉が報告されている。確率論的リスク評価やリスク情報を活用した意思決定に資するため、減肉の存在が確認された場合の伝熱管の破損確率の増加を評価する必要がある。また、SG伝熱管の破損確率を計算するためには、減肉を有する伝熱管の破裂圧力を評価する手法が必要である。本研究では、国内及び米国の破裂試験結果に基づき、減肉を有するSG伝熱管を対象とした既存の破裂圧力評価手法を改良し、精度の向上を図った。また、改良した破裂圧力評価手法を用いて減肉寸法を変えながら、通常運転から過渡条件における破損確率を算出し、減肉寸法と破損確率の関係を定量的に求めた。本論文では、上記破裂圧力評価手法の改良及び改良した破裂圧力評価手法を用いて算出した破損確率について報告する。

論文

Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 1; Failure mitigation by passive safety structures without catastrophic failure

笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

本研究では、受動安全構造を適用することによって破損拡大抑制方法を提案する。受動安全構造のアイデアを超高温条件および過大地震時の次世代高速炉に適用した。

論文

The BCC $$rightarrow$$ FCC hierarchical martensite transformation under dynamic impact in FeMnAlNiTi alloy

Li, C.*; Fang, W.*; Yu, H. Y.*; Peng, T.*; Yao, Z. T.*; Liu, W. G.*; Zhang, X.*; 徐 平光; Yin, F.*

Materials Science & Engineering A, 892, p.146096_1 - 146096_11, 2024/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Nanoscience & Nanotechnology)

The quasi-static superelastic responses and hierarchical martensite transformation from body-centered cubic (BCC) to face-centered cubic (FCC) under dynamic impact in Fe$$_{42}$$Mn$$_{34}$$Al$$_{15}$$Ni$$_{7.5}$$Ti$$_{1.5}$$ alloys were investigated. Polycrystalline and oligocrystalline alloys were produced through solution heat treatment and cyclic heat treatment processes, respectively. The results show the volume fraction of residual martensite for oligocrystalline alloys is lower, which exhibits better superelastic responses compared with polycrystalline alloys. Dynamic impact tests indicate that, despite the weakening of the grain boundary strengthening effect, the ultimate strength of the oligocrystalline alloys closely matches that of the polycrystalline alloys under dynamic impact. The martensite transformation of the FeMnAlNiTi alloy is characterized as hierarchical under dynamic impact, and increasing strain rates and grain sizes can enhance the BCC $$rightarrow$$ FCC martensite transformation, resulting in higher martensite phase fractions for oligocrystalline alloys. The increase in ultimate strength is attributed to the dynamic Hall-Petch effect introduced by more martensite phase interfaces under dynamic impact.

論文

Joint clarification of contaminant plume and hydraulic transmissivity via a geostatistical approach using hydraulic head and contaminant concentration data

高井 静霞; 島田 太郎; 武田 聖司; 小池 克明*

Mathematical Geosciences, 56(2), p.333 - 360, 2024/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Geosciences, Multidisciplinary)

事故に伴って生じた地下汚染を適切に除染するためには、汚染分布を精度良く推定することが必要である。汚染分布の推定には、汚染源と水理地質構造の両者の不確かさが伴い、特に汚染の放出時刻歴と透水量係数の不確かさの考慮が重要である。汚染の放出時刻歴は地球統計学的な手法によって推定できるが、従来の評価は水理地質構造を既知とするものであった。また地球統計学的手法では、異なるデータを組み合わせることで(地下水位およびトレーサー試験など)、不均質な透水量係数分布を推定することも可能である。しかし、汚染が生じている地盤での広範囲でのトレーサー試験の実施は、場を擾乱させてしまう。一方汚染濃度の経時データであれば、場を乱さずに広範囲に測定することが可能である。そこで本研究では、地下水位と汚染濃度の両者を用いた、地球統計学的な汚染分布と透水量係数分布の同時推定手法を開発した。本手法の適用可能性を、不均質な帯水層中の汚染(2次元)を想定した、2つの数値実験により確かめた。その結果、透水量係数分布の正確な推定には、汚染濃度を組み合わせることが重要であることが示された。汚染分布の将来予測の精度(真値と推定値の相関係数)は、地下水位のみから推定した場合には0.67程度だったが、汚染濃度を組み合わせた場合には両ケースとも0.97と高い再現性を示した。さらに、初期汚染分布と透水量係数分布の両者の不確かさを考慮することで(条件付き実現値)、汚染分布の将来予測の不確かさを定量的に評価できることを示した。

論文

Uncertainty reduction of sodium void reactivity using data from a sodium shielding experiment

丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.31 - 43, 2024/01

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

本研究では、データ同化技術を利用して、原子炉物理と放射線遮へいといった異なる分野間で実験データベースを共有することにより、高速炉炉心設計に関連する不確かさを低減することの可否を検討した。本研究テーマの最初のステップとして、ORNLのナトリウム遮へい実験に着目し、ナトリウム冷却高速炉の最も重要な安全パラメータの1つであるナトリウムボイド反応度の不確かさを低減するために実験データを利用することを検討した。一般化摂動論に基づく感度解析をナトリウム遮へい実験に対して実施し、ここで評価した感度係数と、これまでに原子力機構で評価したナトリウムボイド反応度の感度係数を用いて、炉定数調整を実施することにより、ナトリウム遮へい実験データがナトリウムボイド反応度の不確かさ低減に寄与できることを示した。本研究に基づくと、中性子漏洩現象が支配的なナトリウムボイド反応度において、特に不確かさ低減効果は大きくなると予測される。ナトリウムボイド反応度に関する新たな炉物理実験データの取得は今後困難かもしれないが、ナトリウム遮へい実験データがこの役割を部分的に代替できることを本研究は示唆している。高速炉設計における積分実験データの相互利用の価値が本研究によって証明された。

論文

Gradient residual strain measurement procedure in surface impacted railway steel axles by using neutron scattering

Zhou, L.*; Zhang, H.*; Qin, T. Y.*; Hu, F. F.*; 徐 平光; Ao, N.*; Su, Y. H.; He, L. H.*; Li, X. H.*; Zhang, J. R.*; et al.

Metallurgical and Materials Transactions A, 11 Pages, 2024/00

 被引用回数:0

High-speed railway S38C axles undergo surface induction hardening for durability, but are susceptible to fatigue cracks from foreign object impact. The neutron diffraction method was employed to measure the residual strain in S38C axles, obtaining microscopic lattice distortion data, for the gradient layer at a depth of 8 mm under the surface. The results showed that after induction-hardening, the microscopic lattice distortion had a gradient distribution, decreasing with the distance from the surface. However, in the case of impacting speed of 600 km/m, the average microscopic lattice distortion increased with the distance from the surface, reaching a maximum augmentation of 55 pct. These findings indicate a strong experimental basis, and improve our understanding of the relationship between macroscopic residual stress and decision-making, in regard to operation and maintenance.

論文

Boundary layer measurements for validating CFD condensation model and analysis based on heat and mass transfer analogy in laminar flow condition

相馬 秀; 石垣 将宏*; 安部 諭; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Technology, 10 Pages, 2024/00

When analyzing containment thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) is a powerful tool because multi-dimensional and local analysis is required for some accident scenarios. According to the previous study, neglecting steam bulk condensation in the CFD analysis leads to a significant error in boundary layer profiles. Validating the condensation model requires the experimental data near the condensing surface, however, available boundary layer data is quite limited. It is also important to confirm whether the heat and mass transfer analogy (HMTA) is still valid in the presence of bulk condensation. In this study, the boundary layer measurements on the vertical condensing surface in the presence of air were performed with the rectangular channel facility WINCS, which was designed to measure the velocity, temperature, and concentration boundary layers. We set the laminar flow condition and varied the Richardson number (1.0-23) and the steam volume fraction (0.35-0.57). The experimental results were used to validate CFD analysis and HMTA models. For the former, we implemented a bulk condensation model assuming local thermal equilibrium into the CFD code and confirmed its validity. For the latter, we validated the HMTA-based correlations, confirming that the mixed convection correlation reasonably predicted the sum of wall and bulk condensation rates.

論文

凍結濃縮層を利用したセルロースゲルの高強度化技術の開発

関根 由莉奈

Cellulose Communications, 30(4), p.203 - 208, 2023/12

本稿では、水溶液の凍結中に起こる氷晶と溶質の相分離現象を利用した高い圧縮復元性、マクロ孔、無毒の性質を持つカルボキシメチルセルロースナノファイバー(CMCF)ハイドロゲルの作製と特性についての研究を紹介する。開発した凍結架橋CMCFゲルの特徴として、無害な原料から簡易に作成できること、高い成形性、生分解性が挙げられる。これらの性質を活かすことで、環境浄化剤や機能性材料等として、セルロース誘導体の用途拡大に寄与できると考えている。

論文

Slightly hydrogen-ordered state of ice IV evidenced by ${it in situ}$ neutron diffraction

小林 大輝*; 小松 一生*; 伊藤 颯*; 町田 真一*; 服部 高典; 鍵 裕之*

Journal of Physical Chemistry Letters (Internet), 14(47), p.10664 - 10669, 2023/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Physical)

氷IVは、水分子が配向乱れを示す氷の準安定高圧相である。配向秩序は他の氷相ではよく観測されるが、氷IVでは報告されていない。われわれは、DClを添加したD$$_{2}$$O氷IVのその場粉末中性子回折実験を行い、氷IVにおける水素秩序を調べた。その結果、単位胞体体積の温度微分dV/dTが約120Kで急激に変化することを発見し、またリートベルト解析により低温でわずかに水素が秩序化することを明らかにした。D1サイトの占有率は0.5から外れており、そのずれは試料をより高い圧力で冷却すると増加し、2.38GPa, 58Kで0.282(5)に達した。この結果は、氷IVに対応する低対称の水素秩序状態の存在を証明するものである。しかしながら、高圧下での徐冷によって、完全に水素が秩序化した氷IV相を実験的に生成することは難しいようである。

論文

Al-Zn-Mg合金における水素脆化発生挙動のマルチモーダル3Dイメージベース解析

比嘉 良太*; 藤原 比呂*; 戸田 裕之*; 小林 正和*; 海老原 健一; 竹内 晃久*

軽金属, 73(11), p.530 - 536, 2023/11

Al-Zn-Mg合金において、その強度向上には水素脆化の抑制が必要である。本研究では、X線CTから得られた3次元多結晶微細構造データに基づくモデルによる結晶塑性有限要素法及び水素拡散解析を用いて、実際の破断領域における応力、ひずみ及び水素濃度の分布を調べた。さらに、引張試験のX線CTによるその場観察とシミュレーションを組み合わせて、応力、ひずみ、水素濃度の分布と実際のき裂発生挙動を比較した。その結果、結晶塑性に起因する粒界に垂直な応力負荷が主に粒界き裂発生を支配することが明らかになった。また、結晶塑性に起因する内部水素の蓄積は、き裂発生にほとんど影響しないことがわかった。

論文

Multiphysics analysis of reactivity changes due to solution flow in the past criticality accident at Windscale Works in 1970

福田 航大; 山根 祐一

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

1970年英国Windscale Worksにて発生した臨界事故を対象に、過去の検討で報告されている"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を、溶液の流動を詳細に考慮したうえで確認することを目的としたマルチフィジックス解析を行った。CFD計算ツールボックスOpenFOAMの混相流ソルバを用いて得られた物質配置の経時変化を使用して連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により反応度の経時変化を求めた。解析を行うために、OpenFOAMとMVP3.0間のデータ移動・変換を行うインターフェイスプログラムの開発も行った。実際に事故が発生したとされている移送容器を模擬した体系において、核分裂による発熱を考慮せず、溶液の流動並びに流動に起因する反応度変化を計算した結果、"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を確認することができた。また、解析体系の解像度が結果に与える影響についても考察を行った。

論文

Preliminary analyses of modified STACY core configuration using serpent with JENDL-5

川口 真穂*; 柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10

原子力規制委員会は、2014年から日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの臨界性を評価するための実験的アプローチに取り組んでいる。その一環として、擬似燃料デブリの特性を評価する臨界実験を実施するため、原子力機構は臨界実験装置STACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改良した。予備解析として、提案した炉心配置パターンについて、主要な核データライブラリを用いて臨界特性を検証した。3次元連続エネルギーモンテカルロ中性子・光子輸送コードSERPENT-V2.2.0と最新のJENDL-5を用いた。その結果、STACY更新炉の炉心配置パターン全てにおいてJENDL-5による中性子増倍率は、他のライブラリを使用した結果と比較して大きく評価された。また、JENDL-5の$$~{1}$$H散乱反応及び$$^{238}$$U核分裂反応断面積の感度係数は他のライブラリとは異なっていた。これらのライブラリとの比較から、JENDL-5の更新されたS($$alpha$$, $$beta$$)は、STACY更新炉の臨界特性の評価結果に影響を与える可能性があることがわかった。

論文

Site-specific relaxation of peptide bond planarity induced by electrically attracted proton/deuteron observed by neutron crystallography

千葉 薫*; 松井 拓郎*; 茶竹 俊行*; 大原 高志; 田中 伊知朗*; 油谷 克英*; 新村 信雄*

Protein Science, 32(10), p.e4765_1 - e4765_13, 2023/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Biochemistry & Molecular Biology)

In structural biology, peptide bonds, fundamental linkages between hundreds of amino acids, of which a protein molecule is composed, have been commonly treated as a plane structure just as Linus Pauling et al. proposed. In this paper, a site-specific peptide bond relaxation mechanism by deuterons whose localization has been suggested by neutron crystallography is proposed. A comprehensive study using X-ray and neutron diffraction and $$^{15}$$N chemical shifts of individual amide nitrogen atoms within the same peptide bond strongly suggests the relaxation of the electronic resonance structure because of site-specific modulation by protons/deuterons localized on the electron orbital of the carbonyl oxygen.

論文

Development of a statistical evaluation method for core hot spot temperature in sodium-cooled fast reactor under natural circulation conditions

堂田 哲広; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 410, p.112377_1 - 112377_15, 2023/08

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

ナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるためには、強制循環設備への交流電源供給が喪失した場合でも、自然循環によって炉心の崩壊熱を除去する必要がある。自然循環条件下では、ナトリウムの流れが浮力によって駆動され、流速と温度分布が互いに影響を与えるため、流れと熱に影響を与える不確かさを決定論的に考慮することで炉心高温点温度を評価することは困難である。そこで、モンテカルロサンプリング法を使用した炉心高温点温度の統計的評価手法を開発し、ループ型ナトリウム冷却高速炉の代表的な3つの自然循環崩壊熱除去事象に適用して、その有効性を実証した。

報告書

高速炉MOX燃料照射試験による燃料挙動解析コードFEMAXI-8の検証

生澤 佳久; 長山 政博*

JAEA-Data/Code 2023-006, 24 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-006.pdf:1.42MB

超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR)や、低減速炉(Reduced Moderation Water Reactor、RMWR)において、水冷却環境下でステンレス鋼製被覆管や高Pu含有混合酸化物(Mixed Oxide、MOX)燃料を採用した炉心燃料の検討がなされている。このような炉心燃料概念の研究開発に資するため、高速実験炉「常陽」で照射された高速炉MOX燃料の照射後試験結果に基づき、挙動解析コードFEMAXI-8の解析機能について検証を行った。FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた挙動解析コードで、最新バージョンのものである。この最新バージョンでは、事故耐性燃料等の改良型燃料についても取り扱うことが出来るようステンレス製被覆管の物性モデルも選択できるように改良・開発されている。本報告書の目的は、軽水炉よりも高出力、高燃焼度で照射され且つ高Pu含有MOX燃料、ステンレス鋼製被覆管を採用した高速炉MOX燃料を検証データとして加え解析機能を確認することで、現在研究開発が進められている新型の炉心燃料の照射挙動に対するFEMAXI-8の予測精度を確認することである。検証の結果、軽水炉のPu含有率、照射条件を超え、ステンレス鋼製被覆管を採用したナトリウム冷却型高速炉MOX燃料の照射挙動に対しても、顕著な組織変化が生じない範囲であればFEMAXI-8は十分な解析精度を有していることを確認した。今後、MOX燃料熱伝導度のO/M比依存性や、高温時の照射挙動評価モデルを採用することで、FEMAXI-8の解析精度の向上を図ることが出来ると考えられる。

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