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涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏
材料, 73(6), p.520 - 526, 2024/06
キャビテーション損傷は、高強度パルス中性子源の水銀ターゲット容器の構造耐久性を予測する上で重要な因子の1つである。水銀ターゲット容器の運転条件を模擬した入力強度でのピット形状の数値解析と基礎実験の比較に基づいて、キャビテーション気泡の崩壊は、衝撃速度160
200m/sのマクロジェットが発生し、衝撃圧力34GPaが負荷していることが推定された。また、キャビテーション気泡の攻撃性、成長した気泡の最大径の分布及び水銀中の気泡の空間的分布を考慮すると、入力強度のおよそ4乗に比例することが統計的に理解することができた。
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏; 田邉 誠*
実験力学, 23(2), p.168 - 174, 2023/06
核破砕中性子源の水銀ターゲット容器において、陽子ビームが水銀に入射することにより、容器内面にキャビテーション損傷が生じる。気泡核の位置や衝撃圧力分布のばらつきを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷の予測方法を提案した。実験より得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションより得られた積算ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を用いた逆解析により、衝撃圧力の分布を評価した。ガウス分布を仮定した最大衝撃圧力の平均値及び広がりはそれぞれ3.1GPa及び1.2
mであった。シミュレーション結果は実験結果を再現しており、本評価手法が有効であると言える。
岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07
The crack arrest fracture toughness, K
, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T
, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T
, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T
, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3
10
n/cm
(E 
1 MeV) was compared with a K
curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.
鈴木 環輝*; 大川 鉄平*; Harjo, S.; 佐々木 敏彦*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(894), p.20-00377_1 - 20-00377_15, 2021/02
The residual stress state inside the cruciform welded joints were measured using the pulsed neutron stress measurement method. The points of interest in this study are the weld toe and its interior. We also compared the cases with and without ultrasonic impact treatment (UIT), which is expected as a fatigue strength improvement technology. Furthermore, the case where tensile stress or compressive stress was applied after UIT treatment was also examined. The applied stresses at this time were 75% or 85% of the yield point, respectively. From the above, we considered the cause of the change in the residual stress on the surface after UIT treatment, which was clarified in the preliminary experiment, in the early stage of fatigue. As a result, the load after the UIT treatment caused plastic deformation in a part of the inside, which caused the redistribution of residual stress.
小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦
日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06
これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。
森田 圭介; 鈴木 英哉; 松村 達郎; 高橋 優也*; 大森 孝*; 金子 昌章*; 浅野 和仁*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.464 - 468, 2019/09
高レベル放射性廃液(HLLW)には種々の長半減期核種が含まれており、地層処分における環境影響を低減させる観点からマイナーアクチノイドと長寿命核分裂生成物(LLFP)を分離し核変換することが望ましい。原子力機構と東芝はHLLWからLLFPであるSe, Zr, Pd及びCsの分離法を開発した。我々は新規ヒドロキシアセトアミド型抽出剤
-ジドデシル-2-ヒドロキシアセトアミド(HAA)を用いたHLLWからのZrの抽出挙動について詳細に検討を行った。HAA抽出系はZrに高い選択性を示し、抽出序列はZr Mo Pd Ag 
Sb Sn Lns Feであることを確認した。また、抽出化学種をZr(HAA)
(NO)
(HNO)
と同定し、ミキサセトラを用いた連続向流抽出によって模擬HLLWからZrとMoが定量的に抽出可能であることを実証した。
中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
JAEA-Conf 2018-001, p.199 - 203, 2018/12
ImPACTプロジェクトにおいて、長寿命核分裂生成物の中の
Csについて、その中性子捕獲断面積測定をJ-PARCのMLF施設内に設置されているANNRI装置を用いて進めている。将来の測定のために
Seサンプルの整備可能性の検討と並行して、安定Se同位体核種について、それらの中性子捕獲断面積測定も進めている。本発表では、放射性Cs試料の整備とそれを用いた照射試験、安定Se同位体の断面積測定などについて報告する。
中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 津幡 靖宏; 松村 達郎; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
JAEA-Conf 2017-001, p.15 - 22, 2018/01
高レベル放射性廃棄物にかかわる環境負荷低減技術の基礎データとして、長寿命放射性核種の中性子核データが求められている。革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)が平成26年10月より開始された。その事業の中の「核反応データ取得(Project 2)」で、原子力機構のプロジェクト研究として"J-PARC/MLF/ANNRIにおける中性子捕獲反応断面積測定研究"を開始した。本プロジェクト研究では、高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核分裂生成核種(LLFP)のうち、Cs(半減期230万年)を選定し、中性子捕獲反応断面積を測定する。Csを測定する際には、試料中に化学的に分離できない
Csが不純物として混在する可能性があり、Csのデータを精度よく測定するためには、不純物であるCsの寄与を分ける必要がある。このために、併せてCs等の同位体核種の中性子捕獲断面積データも測定する。また、試料の入手が困難なLLFP核種のうちSeについて、試料整備の可能性検討を行う。本発表では、ImPACT事業における本プロジェクト研究の開発計画の概要について、研究の目的、過去の報告データの現状、全体スケジュールと進捗などと併せて、現時点で得られている成果について発表する。
Cs as a part of the ImPACT projectHales, B. P.; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修
JAEA-Conf 2017-001, p.199 - 203, 2018/01
As part of the ImPACT project, it is currently planned to measure the neutron cross-section of Cs (half-life 
y), a long-lived fission product (LLFP), via neutron time-of-flight (TOF) method at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). Both Cs (natural Cs, stable) and Cs (half-life 
y) are unavoidable contaminants in the Cs sample. In working towards the measurement of Cs, a measurement of non-radioactive Cs has been conducted. The neutron capture cross-section of Cs in the thermal to epithermal energy region was experimentally measured via neutron TOF method at J-PARC. Measured results show good agreement with JENDL in the energy region below 10 eV.
Cs(n,
) cross-section using a New DAQ System at ANNRIHales, B. P.; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修
J-PARC 17-07; J-PARC MLF Annual Report 2016, p.88 - 89, 2017/03
Recently a new data acquisition system (DAQ system) has been installed for the high-purity germanium (HPGe) detector array at the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (BL04-ANNRI) at J-PARC MLF, notably featuring much lower dead-time in comparison to the previous DAQ system. Using this new DAQ system, a measurement of the cross-section of Cs(n,) has been conducted at J-PARC MLF. Cs is of notable importance because it is 100% of natural Cs, and Cs is a long-lived fission product. Nuclear data on Cs will be vital for the development of a system for transmuting nuclear waste products into stable or shorter-lived nuclides, reducing the environmental impact of nuclear power. High quality data for Cs is vital for analysis of experimental data of Cs.
二川 正敏; 直江 崇*; 粉川 広行; 伊達 秀文*; 池田 裕二郎
JSME International Journal, Series A, 48(4), p.234 - 239, 2005/10
J-PARCに設置される核破砕パルス中性源には、ターゲット材として液体水銀を使用する。大強度陽子線入射時には、熱衝撃に伴う圧力波が水銀中に発生する。この圧力波の伝播過程で水銀中でキャビテーション気泡が生成し、気泡崩壊に伴う局所衝撃がターゲット容器の水銀接液界面に負荷する。本報では、液体水銀衝撃パルス負荷実験により形成したキャビテーション衝撃壊食痕、すなわちマイクロピット形状から局所衝撃力を評価した。さらに、気泡崩壊時に発生するマイクロジェット衝撃力を液球体による固/液界面の衝撃問題として数値解析を行い、実験結果と比較した。その結果、ピット半径と深さの比に着目すれば、マイクロジェット衝撃速度を推定できることがわかった。さらに、MW-classの水銀ターゲットでは気泡崩壊時に300m/s程度の衝撃負荷が発生することが推定された。
祖山 均*; 二川 正敏; 本間 加奈*
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.116 - 122, 2005/08
被引用回数：10 パーセンタイル：55.51(Materials Science, Multidisciplinary)キャビテーション衝撃により水銀ターゲット容器が受けるピッティング損傷の評価手法を提案した。ピッティング損傷の潜伏期間を評価することは、容器壁厚さが薄いことから重要である。本報では、そのための二つの評価法を提案している。一つは、壊食試験から得た質量減少の対数表示結果から見積もる方法、他方は、潜伏期の塑性変形領域の観察結果から見積もる方法である。
研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ
JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07
JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB
原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。
中道 勝*; 河村 弘
JAERI-Research 2005-015, 35 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-015.pdf:6.48MB
本報告書は、核融合炉ブランケットにおける電気絶縁材としてのAl
O皮膜の電気及び機械的特性の中性子照射による影響を調べたものであり、ITERの工学設計活動(EDA)の成果の一部である。ステンレス鋼SUS316L(N)-IG母材上のAlO皮膜の密着力を向上させるため、母材と皮膜間に2種類のアンダーコーティングを施工した。タイプ1試料は80Ni-20Cr合金に厚さ50m、タイプ2試料は410ステンレス鋼(SS410)に厚さ150mアンダーコーティング施工を行った。そして、AlO皮膜を最上コートとして厚さ200及び500m施工した。これらの試料を、JMTRにおいて150
C及び250Cで310
/m
(E1MeV)まで照射した。衝撃エネルギ14kJ/mで30000回まで衝撃を与えた機械的衝撃試験において、両タイプ試料のAlO皮膜は健全、かつ、電気抵抗は150C及び250Cで110
以上であり、本皮膜の性能はITER設計条件を越えるものであった。ITER設計値の200MPaを越える300MPaまでの圧縮試験においても、AlO皮膜の剥がれは観察されなかった。以上の結果により、両皮膜とも機械的衝撃及び圧縮に対して十分な抵抗性を有し、ITER設計基準を満足することを明らかにした。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
江坂 文孝; 渡部 和男; 小野寺 貴史; 田口 拓志; 間柄 正明; 臼田 重和
Spectrochimica Acta, Part B, 58(12), p.2145 - 2155, 2003/12
被引用回数：20 パーセンタイル：61.54(Spectroscopy)全反射蛍光X線分析法によるエアロゾル粒子の元素分析の感度向上のために、粒子の直接捕集及び分析のための直径25mmのシリコンウェハー試料台を作成した。その試料台を用いた際の元素の検出限界は、従来より用いられているガラス状炭素及び石英ガラス試料台よりも、X線散乱によるバックグラウンドを抑えられたことにより優れていた。このシリコンウェハー試料台を用いてエアロゾル試料(粒子径: 2.0m, 0.3-2.0m, 0.05-0.3m)を1月から8月まで茨城で捕集し分析した。その際、セレンを内標準物質としてそれぞれの試料に加えた。結果として、ng/cm
-pg/cmの濃度の粒子中の元素を検出することができた。実験結果から、K, V, Zn, Br, Pbの各元素は粒子径の小さい粒子に多く存在し、人為起源であることが推定された。一方、Ca, Ti, Feは、粒子径の大きな粒子に多く存在した。これは、土壌によるものと推定された。発表では、測定期間中の元素組成の変化についても議論する。
二川 正敏; 直江 崇; 粉川 広行; Tsai, C.-C.*; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.895 - 904, 2003/11
被引用回数：52 パーセンタイル：93.79(Nuclear Science & Technology)MW-クラスの核破砕中性子源の開発が世界的に行われており、冷却材とターゲット材を兼ねた液体水銀の利用が提案・開発されている。水銀ターゲットには陽子ビーム入射時に瞬時熱膨張に起因する圧力波が発生する。その伝播過程で水銀/容器壁界面近傍にキャビテーションが生じ、容器壁面にピッティング損傷が形成される。容器構造健全性の観点から、ピッティング損傷の形成挙動を評価することが肝要である。そこで、圧力波を水銀中に与えるために、電磁力を応用した衝撃試験機(MIMTM: Magnetic IMpact Testing Machine)を新たに開発し、1千万回を超える負荷回数領域の損傷形成挙動を調べた。その結果、損傷形成挙動がマイクロピット塑性変形支配領域である潜伏期と質量減少が顕著となる安定期に大別でき、安定期の質量減少を予測しうる実験式を導出した。
二川 正敏; 粉川 広行; 石倉 修一*; 工藤 久明*; 祖山 均*
Journal de Physique, IV, 110, p.583 - 588, 2003/09
高出力核破砕中性子源として開発が進められている液体水銀ターゲットには、陽子線入射時に生じる圧力波の伝播過程でキャビテーションが発生する。キャビテーションが壁面近傍で発生すれば、容器壁面はマイクロ衝撃による壊食損傷を受ける。損傷低減には、容器壁面の表面硬化処理が期待される。そこで、SHPB衝撃負荷装置により、ターゲット内で生じると予測される圧縮波相当を水銀中に入射し、CrN,TiN被覆処理材及び浸炭処理Kol材について損傷評価実験を行った。その結果、損傷の程度は、局所衝撃荷重に対応した硬度と良い相関を示した。
Pinak, M.
Journal of Computational Chemistry, 24(7), p.898 - 907, 2003/04
被引用回数：8 パーセンタイル：35.73(Chemistry, Multidisciplinary)突然変異を誘発するDNA酸化損傷である7,8-ジヒドロ-8-オキソグアニン(8-oxoG)と、ヒト修復酵素であるオキソグアニングリコシレース1(hOGG1)とが形成する複合体の分子動力学的シミュレーションを1ナノ秒(ns)行い、DNA-酵素複合体の形成にかかわる動力学的過程の検討を行った。分子動力学的シミュレーション開始後500ピコ秒(ps)でDNA-酵素複合体が形成され、シミュレーションが終了する1ns後まで安定していた。複合体はおもにDNAと酵素のファンデルワールス面の重なり合いによって定義されており、アルギニン313のN末端はヌクレオチドのリン酸ジエステル結合の近傍に位置して、8-oxoGはアミノ酸と損傷と化学反応を可能にしている。また水素結合の切断によって部分的に構造が破壊されたB型DNAが観察された。8-oxoGの5'位のリン酸ジエステル結合は、アルギニン313のN末端に近い位置に移動している。DNAと酵素の近接箇所では水分子を介した水素結合が形成され、複合体の安定性を高めている。正常なDNAを用いた同様の分子系で行ったシミュレーションでは、複合体や水分子を介した水素結合は観察されたなかった。
二川 正敏; 粉川 広行; Tsai, C.-C.*; 石倉 修一*; 池田 裕二郎
JAERI-Research 2003-005, 70 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2003-005.pdf:12.08MB
世界的にMWクラスの核破砕中性子源ターゲットの開発が行われている。陽子ビーム入射時に核破砕に伴う瞬時発熱により水銀中に圧力波が発生する。圧力波の伝播過程で構造/液体水銀界面で負圧が生じ、キャビテーションの発生・崩壊によるピッチング損傷が容器構造体内壁に形成されると考えられる。ピッチング損傷はターゲット容器の寿命支配因子となることから、その発生条件,損傷形態,程度を評価し、設計に反映することが必要である。そこで、ピッチング損傷に関する2種類のOFF-LINE実験;ホプキンソン棒衝撃負荷実験(SHPB),電磁力衝撃負荷実験(MIMTM)、を実施した。1000万回に及ぶ衝撃負荷後の損傷形態に関するデータをMIMTMにより取得した。さらに、古典的音響振動法により得られた平均壊食深さの結果と比較した。その結果、壊食挙動は、一定の質量減少率を示す定常状態と定常状態に至るまでの潜伏期に大別でき、定常状態における質量減少は規格化統一線図により整理され、潜伏期間は材料特性,負荷圧力の大きさにより決定されることを明らかにした。
