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Kim, Y. S.*; Kang, T.*; Hong, S.-K.*; Brechtl, J.*; Lebyodkin, M.*; Cheng, Y.-H.*; Huang, E.-W.*; Liaw, P. K.*; Harjo, S.; Gong, W.; et al.
Acta Materialia, 292, p.120970_1 - 120970_16, 2025/06
被引用回数：8 パーセンタイル：91.94(Materials Science, Multidisciplinary)Metallic materials can exhibit low-temperature serrated deformation (LTSD) at cryogenic temperatures, potentially causing sudden failures. Understanding LTSD is thus crucial for ensuring material reliability in such environments. LTSD has been explained by two main mechanisms: (i) dislocation-based mechanical instability and (ii) thermomechanical instability, but each has limitations when considered alone. To address this, we propose a new LTSD mechanism, a thermally induced dislocation dynamics model, based on cryogenic experimental evidence. This model accounts for dislocation avalanches and localized heating, leading to hierarchical dislocation networks and transitions in deformation modes. A modified deformation-mechanism map for SS316L is also presented. Our findings highlight the rate-dependent nature of LTSD and negative strain-rate sensitivity, including the first observation of links between small stress fluctuations and large serrations.
三浦 泰人*; 宮本 慎太郎*; 丸山 一平*; Aili, A.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 五十嵐 豪*
Case Studies in Construction Materials, 21, p.e03571_1 - e03571_14, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)In this study, the expansion behavior of cement materials after high-temperature heating and water immersion was observed experimentally. Two experiments were conducted using mortar specimens with different sand-to-cement ratios subjected to different high-temperature histories up to 1000
C. In Case 1, the specimens were immersed in water after high-temperature heating and then cooled naturally; in Case 2, the specimens were immersed in water at high temperatures without the cooling process. Based on the results, it was confirmed that lime expansion due to the rehydration of CaO by heating occurred in Case 1. In contrast, dynamic continuous explosive spalling occurred in Case 2 because of water penetration into the specimen at a high temperature. The explosive spalling in water observed in Case 2 is a phenomenon that has not been reported to date. Possible failure mechanisms for lime expansion and continuous expansive spalling in water are suggested.
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09
被引用回数：2 パーセンタイル：44.79(Nuclear Science & Technology)This study developed a new method for evaluating the uncertainty in reactor core/shielding characteristics attributable to the scattering angle distribution, employing a random sampling (RS) technique integrated with continuous energy Monte Carlo (CEMC) calculations. The impact of neutron scattering angle is not negligible in the analysis of fast reactor cores and shielding. Recent advancements have enabled the high-accuracy assessment of nuclear data-induced uncertainty by merging CEMC calculations and the RS technique. Nonetheless, a method to quantify uncertainty due to scattering angle distribution remains unestablished. This study introduces a new approach for uncertainty quantification related to scattering angle distribution in CEMC-RS, utilizing the maximum entropy method. The effectiveness of this method was verified through comparison with results from the classical deterministic uncertainty quantification approach based on generalized perturbation theory. Overall, this method offers a more accurate tool for nuclear engineers and researchers in evaluating and managing uncertainties in reactor design and safety analysis.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07
被引用回数：2 パーセンタイル：29.31(Nuclear Science & Technology)For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.
Tuya, D.; 長家 康展
Journal of Nuclear Engineering (Internet), 4(4), p.691 - 710, 2023/11
モンテカルロ中性子輸送計算手法は、固有値や積分中性子束などの様々な量を正確に評価するために用いられる。しかし、ある分布量を求める場合、モンテカルロ法では連続的な分布が得られないのが一般的である。近年、モンテカルロ法で連続分布を得るために、関数展開法やカーネル密度推定法が開発されている。本論文では、モンテカルロ法によって得られた訓練データと人工ニューラルネットワーク(ANN)モデルを用いたある物理量に対する連続分布の推定手法を提案する。概念実証として、2つの核分裂体系における反復核分裂確率(IFP)の連続分布をANNモデルにより推定した。ANNモデルによるIFP分布を、元のデータセット及びPARTISNコードで得られた随伴角中性子束と比較した。比較の結果、一致や不一致の程度はさまざまであったが、ANNモデルはIFP分布の一般的な傾向を学習することを確認した。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
continuous air monitor for the measurement of highly radioactive alpha-emitting particulates (
-aerosols) under high humidity environment坪田 陽一; 本田 文弥; 床次 眞司*; 玉熊 佑紀*; 中川 貴博; 池田 篤史
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1030, p.166475_1 - 166475_7, 2022/05
被引用回数：6 パーセンタイル：57.32(Instruments & Instrumentation)福島第一原子力発電所(1F)の長期的な廃止措置において、損傷した原子炉に残存する核燃料デブリの取り出しは、技術的に多くの困難を伴う不可避の重要課題である。デブリ取り出しは機械的な切断を伴い、放射性核種を含む微粒子(エアロゾル)が高濃度で発生し、吸入時の健康リスクが大きい。1Fの解体・廃止措置における作業員の放射線被ばくを最小化するためには、粒子の発生場所である原子炉格納容器(PCV)内におけるエアロゾルの濃度を監視することが重要である。このため、エアロゾルのin-situモニタリングシステム(in-situ alpha air monitor: IAAM)を開発し、1Fの実環境で想定される条件下でその技術的性能を検証した。IAAMは次の4つの技術的要求を満たすことが確認された。(1)高湿度下での安定動作、(2)フィルターレス動作、(3)高計数率の線測定能力、(4)高バックグラウンドの
/
線下でも線が選択的に測定できること。IAAMは、高湿度環境(相対湿度100%)及び/線高バックグラウンド(最大100mSv/hの線)下で、濃度3.3 
10
Bq/cm
以上のエアロゾルを計数の飽和なしに、選択的に測定することが可能であることが確認された。これらの結果は、IAAMが燃料デブリの解体時及び1Fの長期的な廃止措置全体において、信頼性の高いエアロゾルのモニタリングシステムとして利用できる可能性を示すものである。
小川 大輝; 濱 友紀*; 浅森 浩一; 上田 匠*
物理探査, 75, p.38 - 55, 2022/00
地磁気地電流(MT)法電磁探査では、時系列を周波数スペクトルに変換することで得られる見掛比抵抗・位相曲線から、地下の比抵抗構造を把握する。短時間フーリエ変換に代わる新しいスペクトル変換手法として、窓関数に相当するウェーブレットを周波数に応じて拡縮し、広帯域の非定常信号の処理に適する連続ウェーブレット変換(CWT)がよく知られている。しかし、ウェーブレットの形状を決定する基底関数やパラメータには任意性がある。そのため、不適切なCWTの計算設定により自然電磁場の真の応答から乖離したスペクトルの値が算出されてしまう可能性があるが、時系列から周波数スペクトルに変換する際の数値誤差がMT法データ処理結果に与える影響が詳細に検証された例は無い。本研究では、0.001Hz-1Hz程度の帯域を対象とし、スペクトル変換に伴う数値誤差を抑制する観点から、MT法データ処理におけるCWTの最適な計算設定を検討した。その結果、提案する計算設定によるCWTを種々のMT法実データに適用することで、自然電磁場の真値を良く反映した見掛比抵抗・位相曲線が得られやすくなり、特に観測データのS/N比が低い場合にその優位性が示唆された。以上により、提案する計算設定は自然電磁場に対する時間・周波数両領域での分解能を良く両立でき、信頼性の高いMT応答を得るのに有効であることを確認した。
永野 哲志; 長縄 弘親; 鈴木 英哉; 利光 正章*; 三田村 久吉*; 柳瀬 信之*; Grambow, B.
Analytical Sciences, 34(9), p.1099 - 1102, 2018/09
被引用回数：14 パーセンタイル：42.80(Chemistry, Analytical)大量のウラン廃液からウランを連続的に抽出するために、溶媒洗浄型のエマルションフロー(EF)システムを開発した。これまでのEFシステムは有機溶媒を洗浄する仕組みを持っていないために、大量廃液を処理する際には有機溶媒に目的元素が蓄積し抽出性能が劣化するという問題があった。そこで、目的元素の蓄積を抑制するために有機溶媒洗浄ユニットを備えたシステムを新たに開発しウラン廃液処理に適用したところ、抽出性能の劣化を起こすことなく連続処理ができることが分かった。
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 黒澤 達也*; 佐川 浩*; 松村 達郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1163 - 1167, 2017/11
被引用回数：34 パーセンタイル：93.01(Nuclear Science & Technology)Am(III)とCm(III)との相互分離のための新規抽出剤として、5本の2-エチルヘキシル基を持つADAAM(EH)を開発した。ADAAM(EH)は、Nドナーのソフト性とOドナーのハード性を併せ持った多座配位子で、高硝酸濃度条件下において、Am(III)とCm(III)の分離係数5.5が得られた。さらに、ADAAM(EH)は高い実用性を有しており、ADAAM(EH)を用いて多段向流式ミキサセトラによる連続抽出試験を実施し、非常に良好なAm(III)とCm(III)の分離結果が得られた。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MBJAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸
JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
森 貴正; 長家 康展; 奥村 啓介; 金子 邦男*
JAERI-Data/Code 2004-011, 119 Pages, 2004/07
JAERI-Data-Code-2004-011.pdf:5.93MB
ENDF形式で表現された評価済み核データファイルを処理して、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの中性子断面積ライブラリーを作成するコードシステムLICEMの第2版を開発した。本コードシステムは最新のENDF-6形式の核データを処理することができ、MVPコードの任意温度計算機能に対応したMVPライブラリーの作成機能を有している。本コードシステムを用いて、世界3大評価済み核データファイル(JENDL, ENDF/B, JEFF)の最新ファイルを処理して、MVP中性子断面積ライブラリーを作成した。本報告には、MVP中性子断面積ライブラリーの形式,ライブラリー作成コードシステム及びその使用法と作成されたMVP中性子断面積ライブラリーについて記述されている。
須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04
本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。
峰原 英介; 羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 菊澤 信宏; 西森 信行
Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.31 - 32, 2003/08
原研超伝導リニアック駆動自由電子レーザー施設及び研究開発の現状について報告する。半永久的に連続無停止運転が唯一可能な原研FELの超伝導加速器のための冷凍機運転状況,大型から超小型の産業用高出力FEL,次世代光源として急速に開発が進展しているERL放射光源の概念設計,要素検討研究,大規模産業応用等について概略報告する。
木内 伸幸; 大石 哲也; 野口 宏; 吉田 真; 加藤 正平; 伊藤 勝人*
Radioisotopes, 51(2), p.71 - 77, 2002/02
再処理施設の緊急時環境モニタリングのために、空気中のプルトニウム濃度を迅速かつ高感度に測定できるダストモニタを開発した。プルトニウムはフィルタに捕集され、線スペクトル測定が行われる。大気圧状態の連続測定と真空状態のバッチ測定の2方式を採用した。ダストモニタの概要と特性試験の結果について報告する。
