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Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50C (Case 1) and 90
C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。
柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06
中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029
k
の範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのk
のベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。
青山 高士; Choudhary, S.*; Pandaleon, A.*; Burns, J. T.*; Kokaly, M.*; Restis, J.*; Ross, J.*; Kelly, R. G.*
Corrosion, 81(6), p.609 - 621, 2025/06
This study presents a new test method for inducing controlled corrosion damage within simulated fastener holes of aluminum alloys, aimed at pretreating fatigue test specimens. The method involves insulating the outer surface while exposing the fastener hole surface to electrolytes containing 0.66 M NaCl + 0.1 M AlCl with varying concentrations of K
S
O
. The evolution of corrosion damage within the fastener hole was examined as a function of exposure duration, electrolyte composition, and volume, as well as the effect of galvanic coupling with a SS316 cathode. Results indicate that fissure depth increases with an increase in K
S
O
concentration but does not progress further after 24-48 hours of exposure in the chemical, or freely-corroding, exposure test. In contrast, galvanic coupling with a SS316 plate significantly accelerates corrosion, leading to much deeper fissures in a shorter time. The importance of electrolyte replenishment has been explored using electrochemical measurements, revealing the impact of evolving electrolyte chemistry. Beyond its application in fatigue specimen pretreatment, this method provides a simple yet effective approach for studying localized corrosion and evaluating mitigation strategies for fastener holes in aerospace structures.
杉田 裕; 大野 宏和; Beese, S.*; Pan, P.*; Kim, M.*; Lee, C.*; Jove-Colon, C.*; Lopez, C. M.*; Liang, S.-Y.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100668_1 - 100668_21, 2025/06
被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Energy & Fuels)国際共同プロジェクトDECOVALEX-2023は、数値解析を使用してベントナイト系人工バリアの熱-水-応力(または熱-水)相互作用を研究するためのタスクDとして、幌延人工バリア性能確認試験を対象とした。このタスクは、モデル化のために、1つの実物大の原位置試験と、補完的な4つの室内試験が選択された。幌延人工バリア性能確認試験は、人工的な地下水注入と組み合わせた温度制御非等温の試験であり、加熱フェーズと冷却フェーズで構成されている。6つの研究チームが、さまざまなコンピューターコード、定式化、構成法則を使用して、熱-水-応力または熱-水(研究チームのアプローチによって異なる)数値解析を実行した。
Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06
被引用回数:0The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.
中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*
KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06
本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中からHoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、
Ho(n,
)
Ho反応について2.79
0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4
0.5(b)に対して、誤差1.4
に向上して導出することができた。また副産物として、
Ho(n,
)
Ho反応について61.2
0.6 barnを得た。
Hoと
Hoの生成の断面積を合わせて、64.0
0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4
2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4
1.2 barnを誤差の範囲で支持した。
方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*
JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05
マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 永武 拓; 山下 晋; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.432 - 456, 2025/05
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)ワイヤメッシュセンサ(WMS)の精度を明らかにするため、単一の球形気泡と気泡流に対してWMSの静電場シミュレーションを実施した。単一気泡の静電場シミュレーションでは、様々な気泡位置における電流密度分布と、送信ワイヤから受信ワイヤまでの電流経路を示した。その結果、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく系統的誤差があることを明らかにした。また、数値流体解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)で得られた気泡流結果に対して静電場シミュレーションを実施したところ、線形近似やMaxwellの式などの、WMS信号からボイド率への既存の変換方法では0と1の間の瞬間ボイド率の中間値を定量的に推定できなかった。また、WMS信号に対してボイド率0.2という大きなばらつきがあり、瞬間ボイド率を定量的に計測することが困難であることがわかった。一方で、時間平均ボイド率においては、流路の中心付近のボイド率は線形近似を使用して推定でき、流路壁面近くのボイド率はMaxwellの式を使用して推定できることがわかった。
福田 航大; 小原 徹*; 須山 賢也
Nuclear Technology, 211(5), p.963 - 973, 2025/05
被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)An application of the boiling water reactor (BWR) to an offshore floating nuclear power plant (OFNP) is discussed in Japan. The BWR-type OFNP has some challenges for practical use, although it has high economic efficiency because of downsizing and simplification. One challenge is understanding reactor kinetics under conditions specific to the marine environment. This study quantitatively clarifies the total and spatial changes in power when the BWR is inclined during regular operation. Therefore, the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) and Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) codes were used to perform a three-dimensional neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis. The calculation model is based on Peach Bottom II. This study clarifies the changing trend in total and local BWR power by inclination with simplified modeling and conditions. Reasons for such changes are discussed based on changes in several thermal-hydraulic parameters. The difference in BWR power against the inclinations is small. Thus, it was implied that the BWR-type OFNP is expected to have a stable power supply capability during natural disasters. Finally, requires further studies to support the obtained conclusions are discussed.
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/05
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI H
+ I
). A membrane that can efficiently separate H
while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base
-alumina support tube, a middle silica layer and a top H
-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H
/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200
C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
Neubert, L.*; Bell, M. R.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Ahrenhold, F.*; Volkova, O.*
Steel Research International, 96(5), p.202400237_1 - 202400237_8, 2025/05
被引用回数:2 パーセンタイル:36.18(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.
西 剛史*; 松本 早織*; 山野 秀将; 林 喜一郎*; 遠藤 理恵*; Bell, M. R.*; Neubert, L.*; Volkova, O.*
Steel Research International, 96(5), p.2300766_1 - 2300766_6, 2025/05
被引用回数:4 パーセンタイル:70.74(Metallurgy & Metallurgical Engineering)ニッケル基超合金について、密度は最大気泡圧法、粘度はるつぼ振動法、表面張力は最大気泡圧法により、測定データを得た。
高取 沙悠理*; Pimon, M.*; Pollitt, S.*; Bartokos, M.*; Beeks, K.*; Grneis, A.*; 平木 貴宏*; 本間 徹生*; Hosseini, N.*; Leitner, A.*; et al.
New Journal of Physics (Internet), 27(4), p.043024_1 - 043024_10, 2025/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Multidisciplinary)フッ化カルシウム単結晶中の低エネルギートリウム-229(Th)核異性体のレーザー励起に関する最近の報告は、この系が原子核時計の有望な候補であることを示している。しかし、ドープされた
Th周辺の微視的なイオン配列とその電子状態は実験的に調べられていない。
Th周辺のイオン配列と電子状態は、原子核時計の遷移を正確に制御し、その性能を評価するために極めて重要である。本研究では、
Th:CaF
のX線吸収微細構造分光を用いて、ドープされた
Thの電荷状態と配位環境を調べた。その結果、
ThはCa
イオンの置換サイトに4+価でドープされており、
Thに隣接する格子間サイトにある2個のF
イオンによって電荷が補償されていることがわかった。
櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.
鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04
Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.
冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 飛田 正浩*; 竹本 紀之
JAEA-Testing 2024-008, 38 Pages, 2025/03
材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では燃料試料及び材料試料を照射するため、キャプセルに試料を装荷して照射試験を行ってきた。照射試験では、多種多様な照射試料を目標とする温度で照射するため、キャプセルの熱計算が重要である。令和3年3月にJMTRは廃止措置計画が認可され、環境技術開発部では現在、JMTRの代替としての海外の試験研究炉を用いた照射試験を実施している。海外の試験研究炉を用いた照射試験に向けてキャプセルの設計・検討に必要な熱計算を行う際、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCを用いている。GENGTCはこれまでパソコン性能の向上に伴って改良・拡張が繰り返されてきたが、従来のGENGTCを用いたプログラムには機能の一部に不良事象箇所が確認されていた。そこで、その原因を究明してプログラムを修正するとともに、FORTRAN77言語のプログラムからExcelのマクロ計算機能を使用したVisual Basic言語のプログラムに変更した。また、当該コードをさらに利用しやすくするためのプログラムの整備を行った。本稿はそれらの改良箇所について報告を行うものである。
明午 伸一郎; 岩元 大樹; 杉原 健太*; 平野 幸則*; 堤 和昌*; 斎藤 滋; 前川 藤夫
JAEA-Technology 2024-026, 123 Pages, 2025/03
J-PARC核変換実験施設ADSターゲット試験施設(TEF-T)の設計をベースとし、J-PARC陽子ビーム照射施設の概念検討を行った。これは、文部科学省の分離変換技術評価タスクフォースの提言「ADSの工学的課題解決に加え、多様なニーズへの対応の可能性を含め、既存のJ-PARCの陽子加速器を利用可能な利点を最大限活用する施設仕様を検討することが望ましい。」を受けたものである。TEF-T設計で不要となった設備を削減する一方、多様なニーズに対応可能な設備の具体化を行った。多様なニーズとして、諸外国の大強度加速器施設の利用法の調査を行った。その結果、1)材料照射試験、2)核破砕中性子を用いた半導体機器のソフトエラー試験、3)医療用RI製造および4)陽子ビーム利用を主な利用目的と特定し、これらの利用に必要な施設の検討を行った。施設概念の検討にあたっては、2022年に施設のユーザーコミュニティを立ち上げ、ユーザーの意見を広く取り入れて施設設計に反映した。本報告書は、陽子ビーム照射施設の概念検討結果、多様なニーズとその対応、施設建設に向けたロードマップおよび今後の課題についてまとめたものである。
福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2024-017, 208 Pages, 2025/03
東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和5年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、スコアの年次変化について分析した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動について解析評価した。令和5年度までに総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、令和5年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、空間線量率統合マップを作成した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。これらの他、令和5年度測定結果のWebサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。
大塚 直彦*; 多田 健一; Cabellos, O.*; 岩本 修
Annals of Nuclear Energy, 212, p.110977_1 - 110977_9, 2025/03
被引用回数:2 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)ロスアラモス国立研究所のLANCEにて測定された新しい測定値を考慮して、3keVから1MeVの範囲のU-233の中性子捕獲断面積を評価した。得られた捕獲断面積は、JENDL-5の捕獲断面積よりも系統的に小さく、20keV付近では50%近く減少することとなった。新しく評価された断面積の妥当性を確認するため、ISCBEPハンドブックから選択された166の臨界実験を対象に、U-233の中性子捕獲断面積について、JENDL-5のデータを新たに評価した値に置き換えた上で、モンテカルロ中性子輸送計算を実行した。その結果、新しく評価された捕獲断面積の採用により、JENDL-5のU-233を用いた場合に比べてカイ2乗値がわずかに改善することが分かった。